東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2021年度

中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

平成29年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; et al.

JAEA-Technology 2018-016, 98 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-016.pdf:18.64MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2017年度は泊発電所, 柏崎刈羽原子力発電所および玄海原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,3; NDA装置設計用中性子輸送コードの評価

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02

原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。

Evaluation of neutron flux distribution in the JAEA type and JRC type DDA systems

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。一方、JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Active neutron technique (Interim report)

米田 政夫; 前田 亮; 古高 和禎; 飛田 浩; 服部 健太朗; 下総 太一; 大図 章; 呉田 昌俊

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

FNDI法を用いた非破壊計量管理システムの開発を行っている。FNDI法はアクティブ法測定の一種であり、誘発核分裂核種(U-235, Pu-239, Pu-241)の総量を求めることができる。これまでに、TMIのキャニスタを仮定したデブリ計測システムの設計解析を実施しており、その結果はINMM-56において発表している。その後、福島第一原子力発電所燃料デブリ用キャニスタ及びデブリ組成の計算モデルの検討を行い、その結果を用いたデブリ計測システムの改良を進めてきた。本発表では、その新しいNDA計測システムを用いたデブリ測定の解析及び評価結果を示す。それに加え、多くの核物質を含むデブリが測定に与える影響について、解析による検討結果を示す。

Design study on differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for non-nuclear proliferation

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 2016 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2016) (Internet), 4 Pages, 2016/00

http://doi.org/10.1109/NSSMIC.2016.8069710

原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれるため従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象として、中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その測定技術は、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析法(DDA)、固体物質を核種分析する中性子共鳴透過分析法(NRTA)、計測妨害物質等を分析する即発線スペクトル分析(PGA)または中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)、及び核種組成比を分析する遅発線スペクトル分析(DGS)法から構成される。それらの技術を相補的に組み合わせることよって難測定核物質の測定を目指している。本報では、その測定技術開発の中で核分裂性物質量の高精度測定を目指して設計した次世代型DDA装置部の構造、及び シミュレーションによる設計性能に関して報告する。

代替He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作

大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されているHeガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。

Demonstration result of sample assay system equipped alternative He-3 detectors

中村 仁宣; 向 泰宣; 飛田 浩; 中道 英男; 大図 章; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.45 - 53, 2015/08

原子力機構ではHe-3の代替技術としてZnS/BOセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器はASAS(代替サンプル測定システム)といい、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe-3タイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。He-3の代替技術としてPuの測定ができることを示すため、原子力機構ではASASを設計・製作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験(デモンストレーション)を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(FOM評価)のほか、測定のばらつきや不確かさ評価を行なうとともに、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He-3による中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、課題はあるものの、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性(測定不確かさ)を示すことができた。

Study of safety features and accident scenarios in a fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.04.062

福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。

Evaluation of light transport property in alternative He-3 neutron detectors using ceramic scintillators by a ray-tracing simulation

大図 章; 高瀬 操*; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 飛田 浩; 春山 満夫; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 鈴木 浩幸; 藤 健太郎; et al.

Proceedings of 2014 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference; 21st International Symposium on Room-Temperature Semiconductor X-ray and -ray detectors (NSS/MIC 2014), 5 Pages, 2014/00

https://doi.org/10.1109/NSSMIC.2014.7431175

日本原子力研究開発機構では、セラミックシンチレータを用いたヘリウム3代替中性子検出器を開発している。その検出器は、矩形のアルミニウム管とその内側に設置された光反射シート、その内部に対角線状に設置されたガラス板に焼結されたセラミックシンチレータシート、及びアルミニウム管の両端に設置された光電子増倍管で構成される。検出器の中性子検出効率は、内部のシンチレータ光の伝搬特性に影響を受けるため、シンチレータ表面及びガラス面から検出器内部を通過するシンチレータ光の伝搬特性を光線追跡シミュレーションで調査した。そのシミュレーション結果を実験結果と比較して報告する。