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論文

Proliferation resistance and safeguardability of very high temperature reactor

芝 知宙; 富川 裕文; 堀 雅人

Proceedings of IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 6 Pages, 2018/11

In this study, we evaluate the proliferation resistance (PR) of VHTR in order to analyse diversion/acquisition paths and we reflect the outcome in the design of a safeguards approach, using an estimation method recently developed in JAEA for the $$gamma$$-rays emitted from spent fuel. For this purpose, we firstly evaluated the intrinsic PR of plutonium (Pu) material against various burnups using some PR evaluation methods. In addition, we assessed the safeguardability of the pebble bed type VHTR (PBR). The PBR loads new fuel online, in the form of spheres, at the top of the reactor and discharges spent fuel spheres with high burnup from the base of the reactor. Given such an online refueling, it is not possible to implement item-based safeguards. As the safeguardability was assessed, we revealed the necessity for a new type of burnup monitoring technology, to measure the burnup level of fuel spheres just after discharge, taking into consideration the threat of diversion/weaponization scenarios particularly with spent fuel at lower burnup. Therefore, we developed an advanced burnup monitoring method.

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

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2017.09.446
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.03

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

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

https://doi.org/10.1016/j.egypro.2017.09.447
 被引用回数：5 パーセンタイル：95.07

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

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。

論文

Effect of radial zoning of $$^{241}$$Am content on homogenization of denatured Pu with broad range of neutron energy based on U irradiation test in the experimental fast reactor Joyo

芝 知宙*; 相楽 洋*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴; Han, C. Y.*; 齊藤 正樹*

Annals of Nuclear Energy, 51, p.74 - 80, 2013/01

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2012.08.017
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

幅広い中性子エネルギーを有する高速実験炉「常陽」にて照射したUサンプルの化学分析試験を行った。Uサンプルの照射解析を行い、解析手法を構築した。本解析手法を利用して、Am-劣化ウランペレットの照射解析を行った。その結果、ペレットの内側と外側において$$^{241}$$Amを異なる濃度で添加することにより、ペレット全体で$$^{238}$$Pu濃度が均一となることを明らかにした。

論文

Protected plutonium production at fast breeder reactor blanket; Chemical analysis of uranium-238 samples irradiated in experimental fast reactor Joyo

大西 貴士; 小山 真一; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Progress in Nuclear Energy, 57, p.125 - 129, 2012/05

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2011.11.013
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.74(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルの核拡散抵抗性向上のための改善方策の1つとして、マイナーアクチニドを高速炉ブランケット中の劣化ウランに添加し、$$^{238}$$Pu含む核拡散抵抗性の高いPu燃料を生成する概念が提唱されている。本概念の詳細検討に必要な照射解析モデルの検証に資するために、高速実験炉「常陽」で照射した$$^{238}$$Uサンプルの化学分析を実施し、照射サンプル中のPu生成量及びPu同位体比を測定した。また、これらの実験データに基づき、$$^{238}$$Uからの$$^{239}$$Pu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,8; 「常陽」照射Amサンプルの分析,1

大西 貴士; 須藤 光雄; 小山 真一; 田中 健哉; 関岡 健*; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したAmサンプル中のPuの生成・消滅挙動を実験により評価した。

口頭

Amを用いた核拡散抵抗性の研究

芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*; 小山 真一; 前田 茂貴

no journal, , 

核拡散抵抗性の高いPuを生成する高速増殖炉ブランケット設計のため、Amを加えた劣化ウランの高速中性子場における核変換挙動をシミュレーションした。「常陽」を想定した場合、中性子エネルギーが低下するにつれて、核拡散抵抗性の高いPuの生成量が低下することがわかった。(本件は、東京工業大学と原子力機構の先行基礎工学共同研究の成果である)

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,9; 「常陽」照射Uサンプルの分析,3

大西 貴士; 須藤 光雄; 小山 真一; 関岡 健*; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を実験により評価した。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,10; サンプルの核変換特性解析,4

芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」で照射したUサンプル中のPuの生成・消滅挙動を計算により評価した。また、異なる照射位置の比較により、U核変換のスペクトル依存性を評価した。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,11; U-Amペレット照射予測解析

相楽 洋*; 芝 知宙*; 齊藤 正樹*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴

no journal, , 

高い核拡散抵抗性を有する高速増殖炉ブランケット燃料開発を行うために、高速実験炉「常陽」での異なる照射位置でのU-Amペレットの仮想的な照射予測解析を行った。また、ペレット内詳細計算により、U-Amペレット照射でのRim効果を評価し、サンプル照射結果の適用性を検討した。

口頭

高い核拡散抵抗性を有するPuを生成する高速炉ブランケット燃料の研究,15; 劣化ウラン-アメリシウムペレットの照射挙動予測

芝 知宙*; 相楽 洋*; Han, C. Y.*; 齊藤 正樹*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴

no journal, , 

高速炉においてAmを添加した劣化ウランの酸化物ペレット(DU-Amペレット)を照射した場合の模擬照射解析を行い、核拡散抵抗性の高いPuを効果的に生成する燃料ペレットの提案を行った。結果、高速炉反射体近傍等の、熱外中性子割合の多い領域に、径の大きなDU-Amペレット装荷が、核拡散抵抗性の高いプルトニウム生成の観点から望ましいことを明らかにした。

口頭

Passive $$gamma$$ spectrometry of low-volatile FPs for accountancy of special nuclear material in molten core material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Numerical simulation of leakage $$gamma$$-ray from molten core materials in hypothetical canister

相楽 洋*; 芝 知宙*; 富川 裕文; 石見 明洋; 堀 啓一郎; 齊藤 正樹*

no journal, , 

福島第一原子力発電所1, 2及び3号機における溶融燃料の核物質計量管理について、様々な技術のフィージビリティスタディが実施されている。技術の一つとして、低揮発性FPのパッシブガンマスペクトロメトリによる推定手法のフィージビリティスタディが、TMI-2での経験を参照しつつ進められており、FPとアクチニドのインベントリーの相関関係についてBWR特有の軸方向中性子スペクトル,ボイド率,燃焼度,濃縮度分布に関する感度解析、球モデルの溶融燃料からの漏えい$$gamma$$線について検討を実施してきた。本発表では、核物質量を求めるのに利用する低揮発性かつ高エネルギーを放出するFP放射能量の決定のために実施した仮想キャニスタ中の溶融燃料からの漏えい$$gamma$$線の数値シミュレーション結果等について報告する。

口頭

Passive $$gamma$$ spectrometry of low-volatile FPs for accountancy of special nuclear material in molten core material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Detectability of leakage $$gamma$$-ray and fundamental characteristics of U-Ce/Eu compound

富川 裕文; 相楽 洋*; 芝 知宙*; 石見 明洋; 逢坂 正彦; 綿引 優; 久野 祐輔

no journal, , 

福島第一原子力発電所1, 2及び3号機(1F1, 1F2及び1F3)の溶融炉心燃料の計量管理については、現地測定への適用性の観点で様々な技術の評価が行われている。その中の一つの技術として、低揮発性FPのパッシブ$$gamma$$スペクトロメトリーのフィージビリティスタディが、TMI-2の経験を参考に実施されてきている。これまで、1F1, 1F2及び1F3の炉心燃料中のアクチニドとFPの相関関係に関する研究、軸方向の中性子スペクトル, ボイド率, 燃焼度, BWR燃料特有の濃縮度分布の感度、球状モデルの溶融炉心燃料から漏えい$$gamma$$線を考慮した検討を実施してきている。今回、炉心燃焼計算から導出される核燃料物質(SNM)とFPとの比とともにSNMの定量に利用する低揮発性FPから放出する高エネルギー$$gamma$$線の放射能量について、仮想収納缶からの漏えい$$gamma$$線を数値シミュレーションにより評価した。また、過酷事故を模擬したある雰囲気及び温度における核物質に随伴するランタノイドの高温下での化学的安定性について調査した結果について紹介する。

口頭

随伴FPパッシブ$$gamma$$測定による燃料デブリ内核物質量推定可能性の検討,2; 仮想収納缶からの漏えい$$gamma$$線特性

芝 知宙*; 相楽 洋*; 富川 裕文

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故を受け、溶融燃料内に含まれている核物質量測定手法の一つとしてパッシブ$$gamma$$スペクトロメトリを用いた手法開発を行っている。測定手法の原理は、溶融燃料に随伴する核分裂生成物(FP)のうち、低揮発性で高エネルギー$$gamma$$線を放出する核種の重量を$$gamma$$線測定から導出し、FP量/核物質量比を用いて、求めたい核物質量を推定する簡便な手法で、米国スリーマイル2号炉(TMI-2)の核物質量推定に用いられた。この測定手法において重要となるのは、問題となるFPの放射能の同定であるが、その際に、溶融燃料の自己遮蔽効果及び収納缶等の遮蔽効果を正しく補正することが必要となる。今回の発表では、仮想収納缶としてTMI-2燃料タイプ収納缶情報を用い、漏えい$$gamma$$線特性を数値解析により評価し、放射性廃棄物分野での知見を活用しながら、FP放射能量の同定手法の検討結果を報告する。

口頭

随伴FPパッシブ$$gamma$$測定による燃料デブリ内核物質量推定手法の現状報告

芝 知宙; 相楽 洋*; 檜山 徹; 富川 裕文

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故を受け、溶融燃料内に含まれている核物質量測定手法の一つとしてパッシブ$$gamma$$スペクトロメトリを用いた手法開発を行っている。測定手法の原理は、溶融燃料に随伴する核分裂生成物(FP)のうち、低揮発性で高エネルギー$$gamma$$線を放出する核種の重量を$$gamma$$線測定から導出し、FP量/核物質量比を用いて、求めたい核物質量を推定する簡便な手法で、米国スリーマイル2号炉(TMI-2)の核物質量推定に用いられた。本ポスター発表では、測定手法の概要紹介、これまでに行われた解析・実験結果の報告、そして今後の研究計画について発表する。

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,1; 全体概要(中間報告)

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

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質の定量のため、原子力機構及び電中研は、パッシブ中性子法、パッシブ$$gamma$$法, アクティブ中性子法, アクティブ$$gamma$$法を組み合わせた統合型検出器の開発を検討している。これにあたっては、各技術の適用範囲や不確かさなどの適用性を評価し、これらを比較することにより、各技術の特性を理解することが重要である。このため、我々は、過去の事故や1Fに関する情報を基に、燃料デブリの組成、水分含有率等をパラメータとした均一系に簡素化した燃料デブリの共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供した。併せて、各技術の適用性評価結果を比較評価し、各技術に影響を与えるパラメータを特定した。今後は、位置の偏在等も考慮した実際の燃料デブリにより近い不均一系の共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供する予定である。本報告は、本特性研究の全体計画、共通モデルの概要及びこれまでに評価された各技術の適用性の比較評価結果示すものである。

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