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関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 西田 直樹; 北尾 貴彦; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*
JAEA-Technology 2019-023, 160 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-023.pdf:9.43MB
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視する測定技術開発の必要性を研究開発計画(STR-385)で技術的課題として掲げている。この課題に対応するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、再処理施設の入量計量槽を含めFP及びマイナーアクチニド(MA)存在下においてもPu量のモニタリングが可能な検出器の技術開発を、2015年から3年間の計画で、東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場にて日米共同研究として実施した。まず、MCNPシミュレーションモデルを作成するためにサンプリングによる高放射性廃液(HALW)組成・放射線調査及びHALW貯槽の設計情報の調査を実施し、シミュレーションモデルを作成した。一方、検出器設計とこのモデルの妥当性を確認するため、コンクリートセル壁内外における線量率分布測定を実施した。さらに、新しく設計された検出器を使用して、コンクリートセル内外においてガンマ線と中性子線を連続的に測定し、放射線特性を把握するとともに検出器の設置位置を最適化した。最後に、シミュレーション結果とガンマ線及び中性子線測定結果に基づいて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、ガンマ線測定と中性子線測定の両方を組み合わせることで、溶液中のPu量の変化を監視できる可能性があることが分かった。この研究において、FPを含むPuを扱う再処理工程全体の保障措置を強化するためのPuモータリングが適用可能であることが示唆された。本稿は、本プロジェクトの最終報告書である。
松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/
線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある
Pu及び
Pu由来の線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。
三輪 周平; 逢坂 正彦; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 田中 康介; 関根 伸一*; 石田 貴志*; 関 崇行*; 鹿志村 直樹*
no journal, ,
MgO及びMoを母材としたイナートマトリクス燃料について、酸化物燃料高速炉サイクルシステムへの適応を目指した関連サイクル技術の基礎研究開発成果を報告する。
線量分布測定結果とシミュレーション結果との比較松木 拓也; 西田 直樹; 堀籠 和志; 関根 恵; 北尾 貴彦; 中村 仁宣
no journal, ,
東海再処理施設の高放射性廃液中のPu量をモニタリング可能な機器の測定位置の検討等を実施するため、セル内の放射線分布を再現可能なシミュレーションモデルを作成している。HAW貯槽セル内の線量率分布の計算結果と、実際の線量率測定結果を比較し、シミュレーションモデルの妥当性を評価した。
廣田 賢司; 菊池 貴宏; 紺野 貴裕; 関根 直紀; 田沢 勇人
no journal, ,
プルトニウム燃料技術開発センターの分析廃液を処理する設備は無機物を対象にしており、有機溶媒が含まれる廃液の処理はできない。しかし、今後導入するカールフィッシャー法では無機物と有機溶媒(主にメタノール)が混ざった分析廃液が発生し、処分方法が課題となる。このため、分析廃液中の有機溶媒を化学酸化で分解する技術の開発を行っている。分析廃液には核燃料物質が含まれており、分解はグローブボックス内で行う必要があることから、常温常圧で激しい化学反応が発生しない方法が求められる。このため電気化学酸化や超音波化学酸化を用いた化学的な分解方法を採用する予定であり、これらの分解方法によって有機溶媒を分解する試験を行った結果、分析廃液中の有機溶媒を分解できる有効な手段であることが確認できた。
関根 直紀; 江田 考志; 紺野 貴裕; 茅野 雅志
no journal, ,
分析廃液処理設備の吸着材に不溶性タンニンを用いて、分析廃液中の核燃料物質(プルトニウムやウラン)を除去している。吸着材と分析廃液の接触時間が核燃料物質の除去能力に影響することから、接触時間をパラメータに用いたビーカー試験の結果を用い、送液速度を遅く変更し、処理速度の改善を図った。
菊池 貴宏; 廣田 賢司; 紺野 貴裕; 関根 直紀; 田沢 勇人
no journal, ,
日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センターでは水分分析方法をカールフィッシャー法に変更する予定である。しかしこの方法は、有機溶媒を含む廃液が発生し、その処分方法が課題である。そこでこの廃液を金属イオン種を含む硝酸溶液に投入し、電気化学的手法および超音波で無機化、分解する試験を行っている。本発表では、複数の金属イオン種で処理速度を比較したこと、カールフィッシャー液の投入容量によって処理速度がどのように変わるかについて報告する。
関根 直紀; 江田 考志; 高崎 和亨*; 川崎 貴啓*; 稲川 拓夢*; 茅野 雅志
no journal, ,
日本原子力研究開発機構 プルトニウム燃料技術開発センターにおけるMOX試料中の金属不純物含有率分析の手法として、新たにICP-AESの導入を検討している。MOX試料の主成分であるPuやUの発光スペクトルは非常に複雑であり、連続したバックグラウンドの上昇や分光干渉をもたらす。そのため、MOX試料中の金属不純物元素を精度よく定量するためには、分析の前処理としてPuやUを除去する必要がある。本発表では、その前処理に係る試験の概要と結果について報告する。
紺野 貴裕; 菊池 貴宏; 関根 直紀; 田沢 勇人
no journal, ,
日本原子力研究開発機構 プルトニウム燃料技術開発センターでは水分分析方法をカールフィッシャー法に変更する予定である。この方法で発生する放射性廃液には、有機溶媒が含まれている。プルトニウム燃料技術開発センターでは、有機溶媒を含む放射性廃液の処理方法が確立していないため、候補として、電気化学酸化による有機溶媒を無機化する技術の開発を行っている。本発表では、電気分解に使用する陰極材に関する比較結果について報告する。