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芝 知宙; 冠城 雅晃; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 名内 泰志*; 高田 映*; 長谷 竹晃; 奥村 啓介
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 3 Pages, 2022/10
A technique that can easily determine the presence of nuclear material in removed object from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant site is important from the viewpoint of sorting fuel debris from radioactive waste. In the case of fresh uranium, the amount of nuclear material in the waste generated from nuclear facilities can be determined by measuring 1001 keV gamma-rays emitted by 
Pa, which is a daughter nuclide of 
U. However, it has been pointed out that such gamma-ray measurement cannot be used for fuel debris that contains a large portion of fission products (FPs) emitting various energies of gamma-rays. In this study, we focus on prompt fission gamma-rays that are directly emitted from nuclear materials and those energy exists in a higher energy region than those of FPs, and aim to measure them in simple manners.
名内 泰志*; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 芝 知宙; 高田 映*; 冠城 雅晃; 奥村 啓介
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 4 Pages, 2022/10
As one of the identification techniques for materials in fuel debris, the neutron induced gamma ray spectroscopy (NIGS) is focused on since the gamma ray spectrum is intrinsic to isotopes. The energy of the target gamma ray in NIGS is often higher than that of most of fission products. To demonstrate feasibility of NIGS for the identification, we have measured and analyzed the HPGe response of isotopes for Cf-252 neutron irradiation for plutonium samples and several structural materials. As a result, we confirmed the possibility to identify light water, boron, concrete, sea water, structural material, signal lines and coils, fuel cladding, gadolinium, uranium, and plutonium contained in the retrieved materials from Fukushima Daiichi NPPs.
芝 知宙; 富川 裕文; 山口 知輝
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
Nuclear security and safeguards of the direct disposal facility need to be considered at the early stage in the design. In this paper, the applicability of seismic wave monitoring information to nuclear security and safeguards is examined in order to detect secretly excavating tunnels and access to disposed fuel.
芝 知宙; 富川 裕文
日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, 3 Pages, 2019/11
使用済燃料が処分容器に封入された後、地層処分場で処分されるシナリオにおいて、保障措置上の懸念事項の1つは、使用済燃料の知識の継続性を再検証することである。本研究では、超音波探傷技術を用いた内部溶接部の検査に着目し、その保障措置への適用性を調査した。本報告は、この要件を満足させるための手段として、溶接部に自然に発生する溶接欠陥等の固有の特徴、または溶接内部に人工的に付与する固有の特徴を処分容器のIDとして適用することの可能性、その特徴を検査するための手段として超音波検査技術を適用することの可能性について研究した結果を示したものである。シミュレーション解析の結果、溶接内部の特性と超音波技術は、廃棄物キャニスターのID検証手段として利用できる可能性があることが明らかとなった。さらに、核セキュリティの観点から、使用済燃料に起因する周辺線量を導出するための手法も開発しており、併せて紹介する。
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 
-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.
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.
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。
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。
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。我々のパッシブ法では、まず、FPから放出される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、漏洩線のシミュレーションを行った。そのために、まず、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。
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.
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線の特性をMCNPにより評価した。また、NaI, LaBr
, HPGeそれぞれの検出器応答性も併せて評価した。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(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Amを異なる濃度で添加することにより、ペレット全体でPu濃度が均一となることを明らかにした。
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
被引用回数：1 パーセンタイル：9.68(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、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、Uからの
Pu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。
法芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するために、原子力機構・核不拡散センターは、これまでにパッシブ法を用いた定量手法を開発してきた。燃料デブリでは、核分裂生成物(FP)からの線が支配的であるため、プルトニウム(Pu)等から放出される線の直接測定は困難である。本手法では、燃料溶融過程においても、揮発性が小さく、核燃料物質と随伴し、高強度・高エネルギー線を放出するFP核種であるEu-154などを計測し、計算により求めたPu/Eu比等により核燃料物質量を間接的に評価する。本報では長谷らが開発した共通モデルのランダムにデブリが配置されたパターンを用いて、配置の不確かさに起因するパッシブ法の応答のばらつきを評価するための、3次元の収納缶漏洩線シミュレーション手法を開発した。
奥村 啓介; 佐藤 若英*; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*
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定量技術開発に資するため、非破壊測定シミュレーションによる検出器応答と燃焼計算の結果に基づき、燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するための手法と予測精度の検討を行った。
spectrometry of low-volatile FPs for accountancy of special nuclear material in molten core material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Detectability of leakage -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線の放射能量について、仮想収納缶からの漏えい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。
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。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎
no journal, ,
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.
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線を放出する核種の重量を線測定から導出し、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。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎
no journal, ,
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のため、パッシブ中性子法, パッシブ法, アクティブ中性子法, アクティブ法の適用を検討している。燃料デブリは、燃焼度の異なる燃料, 構造材, 制御棒, コンクリートなどから構成されており、それらの構成比は収納容器毎に変動し、中性子・線の計測条件が変動すると想定されるため、1つの技術の適用のみでは、正確性・信頼性の確保は困難である。よって、我々は、いくつかの候補技術を組み合わせた統合型測定システムの開発の検討のため、候補技術の特性研究を開始した。本発表では、本研究の手法と現状を紹介する。
