検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 75 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Compact and transportable system for detecting lead-shielded highly enriched uranium using $$^{252}$$Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector

田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*; 土屋 兼一*; 相楽 洋*

Scientific Reports (Internet), 14, p.18828_1 - 18828_10, 2024/08

 被引用回数:0

The global challenge of on-site detection of highly enriched uranium (HEU), a substance with considerable potential for unauthorized use in nuclear security, is a critical concern. Traditional passive nondestructive assay (NDA) techniques, such as gamma-ray spectroscopy with high-purity germanium detectors, face significant challenges in detecting HEU when it is shielded by heavy metals. Addressing this critical security need, we introduce an on-site detection method for lead-shielded HEU employing a transportable NDA system that utilizes the $$^{252}$$Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector. This cost-effective NDA system is capable of detecting 4.17 g of $$^{235}$$U within a 12 min measurement period using a $$^{252}$$Cf source of 3.7 MBq. Integrating this system into border control measures can enhance the prevention of HEU proliferation significantly and offer robust deterrence against nuclear terrorism.

論文

加速器駆動システムの不正使用シナリオ解析とDual C/Sの導入および設計情報検認の効果

大泉 昭人; 相楽 洋*

第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させるTRU燃料サイクル(ADSサイクル)の研究開発が進められている。ADSでは加速器を用いて発生させた中性子を利用し、不正にPuを生成できる可能性がある。本研究では、ADSの設計許容範囲内で不正に生成できるPuを定量的に評価し、ADSサイクル内の施設の不正使用を防止・検知するための封じ込め・監視と非破壊測定技術を組み合わせたDualC/Sの導入および設計情報検認の効果について議論した。評価の結果、10-60kg程度のPuを秘密裏に生成でき、IAEAが定めるPuの1有意量8kgを超える量であることを明らかにした。また、DualC/Sの導入に加え、加速器と原子炉の運転履歴を常時監視する設計情報検認を導入することで、ADSシステムの不正使用を防止・検知できることを明らかにした。

論文

Applicability of differential die-away self-interrogation technique for quantification of spontaneous fission nuclides for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 奥村 啓介

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.460 - 472, 2023/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.69(Nuclear Science & Technology)

This paper provides an overview of the applicability of the Differential Die-Away Self-Interrogation (DDSI) technique for quantification of spontaneous fissile nuclides in fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this research, massive fuel debris stored in a canister was evaluated, and the void space of the canister was assumed to be filled with water for wet storage and air for dry storage. The composition of fuel debris was estimated based on elements such as the inventory in the reactor core and operation history. The simulation results show that for wet storage, the DDSI technique can properly evaluate the neutron leakage multiplication and quantify spontaneous fissile nuclides with a total measurement uncertainty (TMU) of approximately 8%. For dry storage, the known-alpha technique, which was previously established, can be applied to quantify spontaneous fissile nuclides with a TMU of approximately 4%. In both cases, the largest uncertainty factor is the variation in water content in the canister. In the case of wet storage, the uncertainty could be significantly increased in cases where the fuel debris is extremely unevenly distributed in the canister.

論文

時間間隔をあけた2回の中性子測定による燃料デブリ中のプルトニウム定量手法の開発

長谷 竹晃; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介

第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2022/11

Neutrons emitted from fuel debris are dominated by Cm-244, and plutonium cannot be quantified only by nondestructive measurements based on the neutron measurements. In this paper, focusing on the difference in half-lives of Cm-244 and plutonium, we devised a method to quantify the Pu-240 effective mass in fuel debris by measuring it two times and evaluated numerically its applicability. As the results, it was confirmed that long time interval, more than five years, will be required to evaluate the Pu-240 effective mass accurately. It was also confirmed that for fuel debris with high burnup, the Pu-240 effective mass will be overestimated by Cm-246, and we devised a method to correct for this.

論文

加速器駆動システムを用いた分離変換サイクルにおける核不拡散性に関する研究,3; ${it Material Attractiveness}$評価を活用したTRU燃料サイクルのSafeguards by design

大泉 昭人; 相楽 洋*

第43回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2022/11

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の査察目標や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。これまでの研究で、特殊な同位体組成を持つADS燃料中のウラン(U)に対して、国家主体の敵対者を想定した不正利用価値を評価した結果、4段階中上から2番目の2とされていた。本研究では、核不拡散を考慮した分離変換サイクル設計合理化のために、潜在的核拡散リスクの低減方法を検討した。その低減方法の一つとして、Uの裸の臨界質量(BCM)を大きくするために必要な、ADS燃料へ添加する回収ウラン(RepU)量を定量的に評価した。その結果、ADS燃料中に存在するU量の約1.3倍から約2.7倍のRepUを燃料に添加することで、不正利用価値を3及び4に下げることができることを明らかにした。これらの定量データを基に、商用サイクルにおける再処理工程でのUの除染基準を見直すことで、Safeguards by designに基づいた分離変換サイクルの設計合理化が期待できる。

論文

Material attractiveness evaluation of fuel assembly of accelerator-driven system for nuclear security and non-proliferation

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 169, p.108951_1 - 108951_9, 2022/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:19.69(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、核セキュリティーや核不拡散の観点でADS施設の貯蔵プールに保管されている燃料集合体の盗取や不正利用を想定し、SGの査察目標やPPの設計レベルの検討に資する物質不正利用価値が評価された。その結果、ADS施設に必要なSGの査察目標やPPの設計レベルを決める上で重要な要素の一つとして、基本的な燃料物性に基づいた定量的なコンポーネントを作成した。また、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体の同評価結果と比較された。核セキュリティーの観点では、ADSの燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体よりも不正利用価値が低いという結果となった。核不拡散の観点では、ADSの燃料集合体中のプルトニウム(Pu)は、BWRのMOX燃料集合体中のPuよりも不正利用価値が低いという結果となったが、ADSの燃料集合体中のウラン(U)は、自発核分裂中性子発生数の差により、BWRのMOX燃料集合体中のPuと不正利用価値が同等かわずかに高いという結果となった。さらに、今回の評価を通し、多くの超ウラン元素やレアアースを含んでおり、かつU-234が同位体組成比の多くを占めるUを含んでいるADSの照射前の燃料集合体を、現行の規制基準における新燃料と位置付けるか使用済み燃料と位置付けるか判断が困難であるという新たな課題が抽出された。

論文

加速器駆動システムを用いた分離変換サイクルにおける核不拡散性に関する研究,2; 燃料集合体中のウランの${it Attractiveness}$評価

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*

第42回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/11

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の査察目標や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、ADS施設の貯蔵プールに保管されている燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)について、SGの査察目標やPPレベルの設計検討に資する物質の不正利用価値度が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、ADS燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体と比べて、不正利用価値が同等か低いということが明らかとなった。さらに、ADS新燃料には、多くのMAやレアアースが含まれていること、また$$^{234}$$Uの同位体割合が非常に多いUであることから、現行の規制において、照射済燃料と未照射燃料のどちらと見なすべきか議論の余地があるという課題が新たに抽出された。

論文

Material attractiveness evaluation of actinides in Pyroprocessing Facility for partitioning and transmutation cycle

大泉 昭人; 相楽 洋*

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2021/08

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、乾式再処理施設で扱われるCd陰極と窒化物の粉について、SGの検認目標やPPの設計レベルの検討に資する物質の不正利用価値が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、Cd陰極,窒化物の粉のいずれにおいても、崩壊熱の大きい$$^{238}$$PuのPu同位体割合が多い影響で、Puの核爆発装置当たりの発熱量が大きくなるため、BWRのMOX燃料集合体(新燃料及び使用済み燃料)よりも物質の不正利用価値が低いということが明らかとなった。

論文

加速器駆動システムを用いた分離変換サイクルにおける核不拡散性に関する研究; サイクル初期の燃料集合体の${it Attractiveness}$評価

大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、ADS施設の貯蔵プールに保管されている第一サイクルの燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)について、SGの検認精度やPPのレベルの検討に資する物質魅力度が評価された。さらに、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体(新燃料及び使用済燃料)の同評価結果と比較された。その結果、ADS第一サイクルの燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体よりも物質魅力度が低いということが明らかとなったため、ADS施設の貯蔵プールに保存されている第一サイクルの燃料集合体に求められるSGの検認精度やPPのレベルについては、BWRのMOX燃料集合体と同等かそれ以下で十分であることが明らかとなった。

論文

Proliferation resistance evaluation of an HTGR transuranic fuel cycle using PRAETOR code

青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.42(Nuclear Science & Technology)

PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、$$^{235}$$U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。

論文

Development of a user-friendly interface IRONS for atmospheric dispersion database for nuclear emergency preparedness based on the Fukushima database

El-Asaad, H.*; 永井 晴康; 相楽 洋*; Han, C. Y.*

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107292_1 - 107292_9, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

大気拡散シミュレーションは、原子力緊急時対応の事前検討において環境中の放射性プルームを評価するための重要な情報を提供する。しかし、様々な条件の計算を実行し膨大な計算結果からデータを引き出すには労力と時間を要する。そこで、シミュレーション結果から放射性プルームの特徴を引き出す際にユーザーを補助するインターフェイスを開発した。このインターフェイスは、福島第一原子力発電所からの20日間の放射性物質の放出についてのWSPEEDI-IIの計算結果のデータベースを使用し、ユーザーに重要な定量的データを提示する。ユーザーは、インターフェイスの補助により、放出条件を変えて様々なケースシナリオを作成し、感度解析を行うことができる。

論文

A Simple method to create gamma-ray-source spectrum for passive gamma technique

芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Energy & Fuels)

福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用$$gamma$$線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する$$gamma$$線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用$$gamma$$線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する$$gamma$$線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した$$gamma$$線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の$$gamma$$線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。

論文

User interface of atmospheric dispersion simulations for nuclear emergency countermeasures

Hamuza, E.-A.; 永井 晴康; 相楽 洋*

Energy Procedia, 131, p.279 - 284, 2017/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:59.51(Energy & Fuels)

本研究では、WSPEEDIによる大気拡散シミュレーションを原子力発電所から放射性核種が放出された際の緊急時対応の検討に活用する方法を提案する。WSPEEDIは原子力緊急時対応に不可欠な環境中核種分布や気象パターンなどの情報を計算し出力することができることから、その出力を用いて放射性核種の拡散に対して避難計画を策定するために有効な情報を作成し示すことを目指す。まず、ある原子力施設について1年間のWSPEEDI拡散計算を実行し、出力をまとめてデータベースを作成する。次に、データベースを用いた解析から、WSPEEDIの出力データをユーザーが容易に理解できるような拡散状況の特徴を示す数値情報に変換し、原子力緊急時対応に有効な情報として整理する。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:97.64(Energy & Fuels)

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 3; Numerical simulation of passive gamma technique

芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09

福島第一原子力発電所の溶融燃料(デブリ)取出しの始まりは2021年に予定されている。そのため、デブリ内に含まれる核燃料物質の定量技術の確立が、核物質管理の観点から必要になると推測される。本論文では、候補技術の一つであるパッシブ$$gamma$$法の概要を紹介し、長谷らが開発した共通モデルを用いたシミュレーションのフェーズ1および2の結果を述べる。また、本研究には、新たに開発されたカップリング法と呼ばれるシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法が適用された。フェーズ1の結果として、デブリの組成の変動は、収納缶からの漏えい$$gamma$$線に影響を与えないことが明らかとなった。フェーズ2の結果として、デブリが収納缶内に極端に内側に偏在した場合でも、Eu-154の主要なピークである1.27MeVの$$gamma$$線は、明確に観測されることが明らかとなった。加えて、デブリが収納缶内で非均質に配置された場合であっても、収納缶を回転させて測定することで、その影響を補正できることが明らかとなった。

論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Passive gamma technique

芝 知宙; 富川 裕文; 相楽 洋*; 石見 明洋

57th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2016), Vol.1, p.365 - 374, 2017/02

日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、東京工業大学と共同で、パッシブ$$gamma$$法の研究開発を担っている。核分裂生成物(FP)のうち、ユウロピウムやセリウムといった元素は、原子炉のシビアアクシデント時の高温環境下でも、非常に低揮発性であると考えられており、ウランやプルトニウムといった核物質と化学的に随伴していると考えられている。我々のパッシブ$$gamma$$法では、まず、FPから放出される$$gamma$$線を計測することにより、その重量と燃焼度を推定する。その値に核物質対FPの重量比を乗ずることにより、目的の核物質量を得る。本検討では、仮想的なデブリ組成とキャニスターモデルを用いて、漏洩$$gamma$$線のシミュレーションを行った。そのために、まず、$$gamma$$線源となるスペクトルをデブリ組成から導出し、続いて光子輸送計算をMCNPコードを用いて行った。加えて、高速実験炉「常陽」で照射された健全燃料から出る$$gamma$$線測定を実施し、実験値と計算値の比較から、シミュレーションの妥当性の確認を行った。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (Interim report)

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

論文

Passive gamma spectrometry of low-volatile FPs for accountancy of special nuclear material in molten core material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of detector response from various hypothetical fuel canister

芝 知宙; 相楽 洋*; 富川 裕文

56th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2015), Vol.3, p.1735 - 1741, 2016/00

福島第一原子力発電所の事故を受けて、溶融炉心燃料中の核物質量推定手法の一つとして、パッシブ$$gamma$$スペクトロメトリーが研究・開発されている。溶融炉心燃料に随伴する核分裂生成物(FP)のいくつかは、非常に低揮発性であり、かつ高エネルギーの$$gamma$$線を放出する。それらを検出することにより、FPの重量を導出し、FPと核物質の重量比を用いることで、最終的に核物質の重量を推定することが可能となると考えられている。この手法は比較的簡単であり、スリーマイル島原子力発電所事故のクリーンアップ処理において、溶融炉心燃料中の核物質量の推定にも適用された。本研究では、収納缶より漏洩してくる$$gamma$$線の特性をMCNPにより評価した。また、NaI, LaBr$$_{3}$$, HPGeそれぞれの検出器応答性も併せて評価した。

報告書

核拡散抵抗性及び核物質防護評価; 仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書(仮訳)

相樂 洋; 川久保 陽子; 井上 尚子

JAEA-Review 2013-011, 54 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-011.pdf:3.05MB

第IV世代原子力システム核拡散抵抗性及び核物質防護(PR&PP)評価手法ワーキンググループ(PRPP WG)は、同国際フォーラム(GIF)で検討されている原子力エネルギーシステムのPR&PPについて評価する手法を開発することを目的とし、「核拡散抵抗性及び核物質防護評価:仮想的ナトリウム冷却高速炉システム全体のケーススタディ最終報告書」を2009年10月に作成し、仮想的ナトリウム冷却高速炉(ESFR)の事例研究をまとめ、原子力システムのPR&PP評価手法開発の補助として用いた。本研究では、ESFRと核燃料サイクル施設から成る仮想的ではあるが具体的な原子力主要システム要素が想定されたESFRにおけるPR&PP評価の事例研究がなされており、我が国の将来の核燃料サイクルの開発や関連研究の進展に有用であると考え、OECD-NEAの同意を得て翻訳し、日本語版として刊行することにした。

論文

Feasibility study of passive $$gamma$$ spectrometry of molten core material from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station unit 1, 2 and 3 cores for special nuclear material accountancy; Low-volatile FP and special nuclear material inventory analysis and fundamental characteristics of $$gamma$$-rays from fuel debris

相樂 洋; 富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(1), p.1 - 23, 2014/01

 被引用回数:9 パーセンタイル:55.56(Nuclear Science & Technology)

パッシブ$$gamma$$スペクトロメトリを用いた福島第一原子力発電所1, 2, 3号機炉心溶融燃料の核燃料物質計量性のフィージビリティスタディを、低揮発性FP及び核燃料物質インベントリ評価並びに燃料デブリからの漏えい$$gamma$$線基礎特性評価に焦点を当て実施した。低揮発性FPである$$^{154}$$Eu, $$^{144}$$Ceと核燃料物質の重量比を、炉心平均及び燃焼度依存で導出した。不確実性として、U濃縮度,比出力,水ボイド率,冷却期間,計算コード精度及び揮発率を考慮して評価した。同様の手法は3号炉にも適用可能だが、1照射MOX燃料が分離して存在する場合不確実性は大きくなる。事故後時間経過に応じた$$gamma$$線源スペクトル評価結果より、$$^{154}$$Euは、5, 10, 20年後までピークは顕著であり、$$^{144}$$Ceは10年後まではピークが見られるが20年後までの間に減衰しピークは確認されない、Csは134及び137ともに放出率99%を考慮してもピークは顕著であり、検出可能性を確認した。質量減弱係数をデブリのさまざまな組成に対し評価し、1.2MeV以上の高エネルギーにおいて、燃料デブリ組成依存性が限定的であることを確認した。$$gamma$$線漏えい率に対するさまざまなパラメータによる感度解析を実施し、一定以上の大きさの燃料デブリにおいて重大な遮蔽影響を確認し、$$^{154}$$Euの特性$$gamma$$線のピーク比と$$gamma$$線漏えい率の相関性を整理した。最後にTMI-2での収納缶を模擬した仮想収納缶モデルを使った予備的解析結果を示し、今後の研究計画を紹介した。

75 件中 1件目~20件目を表示