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論文

Study on improving measurement accuracy of Epithermal Neutron Measurement Multiplicity Counter (ENMC)

能見 貴佳; 川久保 陽子; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Los Alamos National Laboratory (LANL) jointly developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter (ENMC). A measurement test was performed using the standard samples and its results showed that ENMC achieves high measurement accuracy (approx. 0.4%) for $$^{240}$$Pu effective mass under the optimum conditions. However, in the practical measurement for nuclear material accountancy or safeguards, a bias is observed due to the variation of the sample properties. With this recognition, JAEA jointly with LANL conducted simulations for identifying the causes of this bias. The simulation results showed that the dominant cause of the bias is variation in sample density and this bias can be mitigated by correcting neutron counting efficiency. JAEA and LANL evaluated the applicability of correction methods for the neutron counting efficiency by real measurement data and by simulation data. For the real measurement, the results showed that the real measurement data is difficult to be applied to the correction because of its significant measurement error. For the simulation, we evaluated the neutron counting efficiencies for typical density of MOX pellet and powder. Consequently, total measurement uncertainty for Pu mass quantification by using combination of ENMC and NDA for isotopic ratio of Pu (HRGS) attains 0.7% which is equivalent to the destructive assay level.

論文

施設者から見たMOX燃料施設における統合保障措置の適用実績

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2011/11

JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。

論文

Evaluation of application effect of the integrated safeguards approach for MOX fuel fabrication facilities from the operator's viewpoint

蜷川 純一; 浅野 隆; 長谷 竹晃; 中島 真司; 能見 貴佳; 藤原 茂雄

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

日本の保障措置は、2004年9月に統合保障措置(IS)に移行した。PFPFを含むJNC-1サイトにおけるISアプローチは、査察効果を低減することなく効率を向上させるために、新型保障措置システムを最適に組合せるとともに、新たな査察概念であるランダム査察を適用することにより開発され、2008年8月に適用された。原子力機構は、施設者の観点からISアプローチ適用後約3年間の実績をもとに、PFPFにおけるISアプローチの有効性を評価した。その結果、PFPFにおける検認活動の効率化及び施設運転への影響の低減が図られたことを確認した。このことから、PFPFにおけるISアプローチは、査察者のみならず、施設者にとっても有効なものであると評価できる。一方で、査察者も、本アプローチの有効性を評価し、その結果に基づき見直しを検討している。原子力機構は、今後、ISアプローチの有効性の維持又は向上に資するため、査察者と連携し、本見直しに取り組むことが必要であると考える。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2; パッシブ中性子法(中間報告)

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告は、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation法により中性子増倍及び吸収効果を評価するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる組成情報から核燃料物質を定量するものである。シミュレーションによる適用性評価の結果、一般的に中性子計測による測定が困難とされているB-10を多く含む燃料デブリについても、本手法は適用可能であることを確認した。また、キャニスタ内の水分量の変動が主要な誤差要因となるため、湿式貯蔵、乾式貯蔵等の大まかな水分量毎への分類が必要となることを確認した。

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2; パッシブ中性子法

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告では、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価の内、燃料デブリ中の核燃料物質定量のためのパッシブ中性子法に対する特性研究のフェーズ1の評価結果について報告する。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI)法により中性子増倍及び吸収効果を補正するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる燃料組成情報から核燃料物質を定量するものである。本件では、乾式貯蔵及び湿式貯蔵の共通モデル(フェーズ1)について、シミュレーションにより「燃料デブリ組成の変動に起因する不確かさ」を求めた。その結果、中性子増倍吸収効果に起因する不確かさは補正により大幅に低減されることが確認された。このことから、DDSI法は燃料デブリに対して有効と考えられる。また、湿式貯蔵は乾式貯蔵に比べて不確かさが大きくなることが確認された。これは、収納容器内に存在する水が、中性子を熱化することにより、不確かさの要因となる中性子増倍吸収効果の増加及び検出効率の変動に寄与しているためと考えられる。これらのことから本手法の適用にあたっては、収納容器内の水分の有無及び水分含有率の変動の範囲について、留意する必要がある。

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 2; Numerical simulations for passive neutron technique

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

This report describes evaluation results of the passive neutron technique (PN) which is conducted as a part of the characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The PN consists of Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI) and neutron coincidence counting. The DDSI evaluates the neutron multiplication and absorption effect and corrected coincidence count rate determines Cm-244 effective mass. Nuclear material in a canister is quantified by using isotopic data obtained from $$gamma$$-ray measurement and/or burn up code. The uncertainty derived from the variation of composition of fuel debris and from the variation of position of fuel debris in the canister were evaluated. For both evaluations, wet storage models have larger uncertainties than dry storage models. That comes from the presence of water in the canister. Neutron moderation by water leads to increase neutron multiplication and absorption effect and to vary neutron detection efficiency. These results indicate that the presence of water and variation of water content in canister should be carefully managed to apply the passive neutron technique.

口頭

福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性研究,2-2;パッシブ中性子法

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料、構造材、水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、注意が必要である。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、$$gamma$$線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするための手法の検討が今後の課題である。

口頭

福島第一原子力発電所の燃料デブリに含まれる核燃料物質量測定に関する研究

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料, 構造材, 水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、留意する必要がある。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、$$gamma$$線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするとともに、他の非破壊測定技術と組み合わせた統合型検出器の構築に向けた検討を行う必要がある。

口頭

燃料デブリ中の核燃料物質量の定量のための非破壊測定試験,3; ガンマ線非破壊測定技術を用いた核燃料物質中の不純物の特定

鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 奥村 啓介; 小菅 義広*; 高田 映*; 名内 泰志*

no journal, , 

燃料デブリ中に含まれる核燃料物質の非破壊測定による定量において、核燃料物質以外の物質の組成・量を得ることで、測定精度の向上が期待できる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、プルトニウム試料から発生したガンマ線のスペクトルを解析することにより、当該試料中に含まれる不純物成分を把握・評価する試験を実施した。その結果、プルトニウム試料中に含まれるフッ素とアルファ線の核反応により生成される$$^{22}$$Na由来のガンマ線を検出するとともに、当該ガンマ線の発生率から、当該試料中の軽元素不純物とアルファ線の核反応由来の中性子の主要な発生源がフッ素とアルファ線の核反応であることを特定した。

口頭

燃料デブリ中の核燃料物質量の定量のための非破壊測定試験,4; LYSO検出器によるプルトニウムの即発$$gamma$$線測定

芝 知宙; 冠城 雅晃; 小菅 義広*; 名内 泰志*; 高田 映*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 奥村 啓介

no journal, , 

プルトニウム燃料技術開発センターの有するPuO$$_{2}$$のうち、本シリーズ発表の研究に供した試料において、核分裂で生じる即発$$gamma$$線を、LYSO検出器を用いて測定した。測定したスペクトルは、HPGe検出器で測定したスペクトルと比較された。また、環境$$gamma$$線を大きく上回る$$^{208}$$Tlの2614keVの$$gamma$$線が観測され、これは$$^{236}$$Puの子孫核種であることが示唆された。

口頭

燃料デブリ中の核燃料物質量の定量のための非破壊測定試験,1; 背景と目的

奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 高田 映*; 小菅 義広*; 長谷 竹晃

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)では、2022年から燃料デブリの試験的取出しが開始され、その後は段階的な取り出し規模の拡大が進められる予定である。当面は、燃料デブリ中の核燃料物質量は破壊分析に基づき評価されることになるが、取り出し規模の拡大が進むにつれて、全量分析は困難になるため、容器内に収納された燃料デブリの非破壊測定に基づく計量管理が必要になってくる。しかしながら現状では、容器に収納された1F燃料デブリの核燃料物質の定量に適用可能な非破壊測定技術は世界的にも存在していない。この問題を解決するため、一長一短がある種々の手法を組み合わせた1F燃料デブリ用の非破壊測定技術の構築を目指し、実核燃料物質を使用した非破壊測定試験を開始した。

口頭

燃料デブリの核燃料物質計量を目指した非破壊測定試験,2; プルトニウムの中性子捕獲$$gamma$$線の検出

名内 泰志*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 長谷 竹晃; 芝 知宙; 高田 映*; 冠城 雅晃; 奥村 啓介

no journal, , 

プルトニウム燃料技術開発センターにおいて、容器に配置したプルトニウム(Pu)酸化物試料から発生する$$gamma$$線をHP-Ge検出器でスペクトル測定した。試料からは、自発核分裂及び($$alpha$$,n)反応で中性子が発生するとともに、この中性子が試料及び容器に吸収された際に生じる核分裂及び捕獲反応で$$gamma$$線が発生する。この後者の成分として、本実験で$$^{240}$$Pu(n,$$gamma$$)反応によるとみられる構造と、$$^{239}$$Pu(n,$$gamma$$)反応で生じる$$gamma$$線が形成するピークスペクトルを検出した。これら二次反応で生じる$$gamma$$線はFP核種よりもエネルギーが大きいため、照射燃料であっても検出が可能であり、これらの$$gamma$$線が燃料の燃焼、未燃料によらないPu検出手段として期待される。

口頭

燃料デブリ中の核燃料物質量の定量のための非破壊測定試験,5; CeBr$$_3$$検出器によるプルトニウム試料のその場パッシブガンマ測定

冠城 雅晃; 芝 知宙; 奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 高田 映*; 小菅 義広*

no journal, , 

高線量率測定用に開発した微小なCeBr$$_{3}$$検出器を利用して、プルトニウム燃料のパッシブガンマ測定を実施した。測定では、$$^{241}$$Amによる59.5keVから$$^{236}$$Pu子孫核種$$^{208}$$Tlによる2615keVまでの広範囲のエネルギースペクトルを測定でき、また、HPGe測定とも比較し評価したので報告する。

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