Preliminary measurement of prompt gamma-ray from nuclear material for the classification of fuel debris and waste

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.

硝酸プルトニウム溶液に対するINVS測定不確かさの改善

牧野 理沙; Swinhoe, M. T.*; 鈴木 久規; 池田 敦司*; Menlove, H. O.*; 清水 靖之; 中村 仁宣

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設の査察において採取されたサンプル中のMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する非破壊測定装置であり、31.3%の比較的高い検出効率を有している。現在のINVSの測定不確かさは、3-5%程度であるが、仮に測定の不確かさを1%以下まで改善することができれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、Puの迅速確定、Kエッジデンシトメトリー(KEDG)の代替機器としての活用等、種々の効果が期待できる。本研究では、INVSの高精度化を目的として、実際の硝酸Pu溶液(再処理施設で通常用いられている濃度範囲に限定)を用いた校正試験を、3つの手法(キャリブレーションカーブ法、known-法及びマルチプリシティ法)を適用して行った。なお、実試料の測定に先立ち、検出器の最適なパラメータ及び測定位置を確認する特性試験を行い、最適化されたパラメータを用いて校正を行った。校正試験の結果、それぞれの手法において不確かさに違いはあるものの、計数値とPu量との間に良い相関があることを確認した。特にキャリブレーションカーブ法が最も相関がよく、結果として1%以下の測定不確かの測定ができる見通しを得ることができた。溶液の測定は、様々な因子(濃度,酸濃度及び容量)が影響を与えるため、その結果についても合わせて考察を行った。

Expansion control for cementation of incinerated ash

中山 卓也; 鈴木 眞司; 花田 圭司; 富岡 修; 佐藤 淳也; 入澤 啓太; 加藤 潤; 川戸 喜実; 目黒 義弘

Proceedings of 2nd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/06

A method, in which incinerated ash is solidified with a cement material, has been developed to dispose of radioactive incinerated ash waste. A small amount of metallic Al, which was not oxidized in the incineration, existed in the ash. When such ash was kneaded with a cement material and water, H generation began immediately just after the kneading, H bubbles pushed up the kneaded muddy material and an expanded solidified form was obtained. In this study, we tried to control H generation by means of following two methods, one was a method to let metallic Al react prior to the cementation and the other was a method to add an expansion inhibitor that made an oxide film on the surface of metallic Al. The solidified forms prepared using the pre-treated ash and lithium nitrite were not expanded.

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 2; Safety design and evaluation in JSFR

山野 秀将; 久保 重信*; 島川 佳郎*; 藤田 薫; 鈴木 徹; 栗坂 健一

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.728 - 740, 2011/05

This paper describes safety requirements for Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR). Its specific design features are passive reactor shutdown system and re-criticality free concept against anticipated transient without scram (ATWS) accidents in design extension conditions (DECs). A fully passive decay heat removal system with natural circulation is also introduced for design-basis events (DBEs) and DECs. In this paper, the safety design accommodation in JSFR was validated by safety analyses for representative DBEs: primary pump seizure and long-term loss-of-offsite power accidents. The safety analysis also showed the effectiveness of the passive shutdown system against a typical ATWS accident. Severe accident analysis codes, validated by safety experiments, and phenomenological consideration led to the in-vessel retention without energetic recriticality. Moreover, a probabilistic safety assessment indicated to satisfy the risk target.

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,27

長壁 正樹*; 篠原 孝司; 東井 和夫*; 藤堂 泰*; 濱松 清隆; 村上 定義*; 山本 聡*; 井戸村 泰宏; 坂本 宜照; 田中 謙治*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 85(12), p.839 - 842, 2009/12

http://ci.nii.ac.jp/naid/40016957892

この会合報告は、2009年秋に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の会合報告を取りまとめたものである。取りまとめたトピカルグループは"高エネルギー粒子物理", "輸送と閉じこめ物理", "ペデスタル物理", "MHD安定性", "計測"、及び"統合運転シナリオ"の計6グループである。報告内容は、各トピカルグループの国内委員により、各会合で発表されたITER実現に向けた物理課題の解析結果や装置間比較実験結果報告、また次回会合までに行うべき課題などについてである。

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

Enhancement of ion extraction from a cold plasma with radio-frequency plasma heating

大図 章; 鈴木 庸氏; 丸山 庸一郎; 有澤 孝

Applied Physics Letters, 76(14), p.1822 - 1824, 2000/04

https://doi.org/10.1063/1.126177

原子法レーザー同位体分離のレーザー誘起プラズマからのイオン回収過程では、イオンを電極上に高速で回収することが重要となる。これを行うためには通常高電圧を必要とする。しかし、回収に費やす電力の増加とスパッタリングの増大を引き起こしやすくなる。高電圧が必要な理由は、レーザー誘起プラズマが低温のためである。低電圧でイオンを高速で回収するために、高周波でプラズマを加熱し回収する方法を開発した。その結果、回収時間を通常の3分の1にまで短縮することができた。さらに、高周波の入力、周波数に対するイオン回収速度の依存性をも調べることができた。

Laser isotope separation via the atomic method

丸山 庸一郎; 鈴木 庸氏; 加藤 政明; 大図 章; 杉山 僚; 有澤 孝

Laser Advanced Materials Processing,Vol. 2, p.1251 - 1256, 1992/06

レーザー同位体分離法は、従来の化学分離法などの統計的手法と比べて著しく分離効率が高いという原理的特徴を有している。とりわけ微量同位体の分離にはその効果が大きい。本分離法によって分離するために必要となる基礎分光データ、多段階光電離プロセスなどについて述べた後に大量分離のための工学的諸問題についても述べる。例としてLi,Gd,Rb,Tiなどの分離実験の概説を行う。

原子力機構基礎工学部門におけるアクチノイド分離研究

佐々木 祐二; 鈴木 伸一; 北辻 章浩; 渡邉 雅之; 有阪 真; 木村 貴海; 伴 康俊; 朝倉 俊英; 森田 泰治

no journal, , 

経済性,環境負荷低減性の高い次世代軽水炉,高速炉サイクルの開発の一環として、地層処分の効率化,核不拡散性の確保,長半減期核種の核変換、に関連する分離技術の構築を行ってきた。われわれが着目した溶媒抽出法は大容量の取り扱い,反応の速さに特徴を持ち、長い歴史を有する実証済みの技術である。加えて、優れた新抽出剤を柔軟に導入し、目的元素を選択的・系統的に回収できる利点を持つ。2001年に登場したTODGAを代表として、ここ10年間に分離性能の異なる抽出剤を積極的に開発し、それに呼応して米国,仏国の再処理・MA・FP分離プロセスの高度化が進んでいる。われわれのグループでは新抽出剤の開発からプロセス基礎試験までの幅広い研究分野を展開させ、分離基礎試験を行ってきた。ここでは、最近の成果及び次世代部門との連携とその内容についての紹介を行う。

硝酸溶液中におけるバナジウムの価数変化と窒素酸化物の関係

入澤 恵理子; 鈴木 和則*; 熊谷 幹郎*; 加藤 千明; 上野 文義; 阿部 仁

no journal, , 

酸化性金属イオンを含む硝酸溶液中のステンレス鋼腐食を理解する上で、腐食反応で消費された金属イオンの再酸化挙動と硝酸由来化学種の関係の把握が重要である。再酸化挙動と硝酸由来化学種の関係を把握するために、バナジウム(4価)の酸化反応に伴う溶液中の亜硝酸や気相中の窒素酸化物濃度の経時変化を調べた。その結果、V(IV)の酸化に二酸化窒素(NO)が寄与していることが明らかになった。