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土屋 晴文; 原田 秀郎; 小泉 光生; 北谷 文人; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 木村 敦; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2014/07
Neutron resonance densitometry (NRD) is based on a combination of neutron resonance transmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis (NRCA). This technique is a non-destructive method to quantify nuclear materials in particle-like debris of melted fuel that is generated by a severe accident like the one at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. To verify the effectiveness of NRD, the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Center, Institute for Reference Materials and Measurements (EC-JRC-IRMM) started collaboration in 2012. One of the main objectives of this collaboration is to quantitatively investigate all uncertainty components on results of NRD measurements. Clearly, systematic effects due to the characteristics of samples such as the sample inhomogeneity, presence of impurities, radioactivity and temperature have a strong impact on the accuracy. To study the uncertainty due to the sample characteristics, NRTA and NRCA experiments are in progress at the time-of-flight facility GELINA (Geel Electron LINear Accelerator) of the EC-JRC-IRMM. In this presentation, we show results considering mixed sample effect on NRTA measurements. Data are analyzed with the resonance shape analysis code REFIT to derive the elemental composition of the sample and the areal density of the main components. In addition the effect of neutron absorbing matrix material will be discussed.
長谷 竹晃; 中島 真司; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
福島第一原子力発電所では、2011年3月の炉心溶融事故により、炉内に燃料デブリが発生している。燃料デブリは、マイナーアクチニド、核分裂生成物、中性子吸収剤等を含んでいることから、従来の計量管理・保障措置分野に適用されている自発核分裂性核燃料物質を定量するパッシブ中性子法の適用が困難である。このため、我々は、Differential Die-away Self-Interrogation法やPassive Neutron Albedo Reactivity法のような誘発核分裂性核燃料物質の定量に着目したパッシブ中性子法が燃料デブリへの適用性が高いと考え、その概念をまとめ、前回の米国核物質管理学会にて報告した。我々は、これらの測定技術の燃料デブリへの適用性をより詳細に評価するため、モンテカルロ・シミュレーション・コードを用いた燃料デブリ中の中性子挙動の評価を行った。本評価にあたっては、福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの性状が明らかになっていないため、スリーマイル島原子力発電所事故の燃料デブリや貯蔵容器の情報を基に製作したソースタームを用いた。本稿では、シミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリへの適用性評価結果について、報告する。
中島 真司; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; et al.
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
AFASは、軽水炉用MOX燃料集合体中のPu量を検認するために、原子力規制庁からの委託によりロスアラモス国立研究所が開発した中性子測定による非破壊測定(NDA)装置であり、日本原燃が建設中の大型MOX燃料加工施設用の保障措置機器として使用される予定である。軽水炉用MOX燃料集合体は、有効長(集合体のMOXペレットのスタック長の平均)が約3.7mと長いため、有効長全体を中性子検出器でカバーしPu量を検認することが困難である。そのため、AFASは、集合体中のPu量を、単位長さあたりの集合体中のPu量と集合体の有効長を測定することにより評価することとしている。AFASは、査察官非立会いで集合体の有効長の測定を行う初めての検出器である。原子力機構は、核物質管理センターとの契約に基づき、原子力機構が所有のMOX燃料集合体を使用してAFASの性能確認試験を実施した。その結果、AFASの有効長に対する測定誤差は、0.1%以下であり、IAEAの要求性能を満たすことを確認した。
scintillation detector system for neutron resonance densitometry (NRD)小泉 光生; 土屋 晴文; 北谷 文人; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 木村 敦; 飯村 秀紀; Becker, B.*; et al.
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2014/07
Neutron resonance densitometry (NRD) has been proposed as a method to quantify the amount of special nuclear materials in particle-like debris of melted fuel. The requirements of a 
-ray detector system for the NRD measurements are: (1) good energy resolution to identify elements (2) fast response not to be suffocated by the radiation from debris samples and (3) good signal to noise ratio. The quantification of 
B is considered to be the most important for NRD because of its very large neutron cross-sections. However, the Compton peak of the rays from 
Cs, which is probably the strongest radioactivity in debris, overlaps the B peak; and it makes the measurements difficult. We, therefore, designed a well-type LaBr
scintillation spectrometer to reduce the Compton peak. The progress of the research and development of the spectrometer is reported.
原田 秀郎; Schillebeeckx, P.*; 土屋 晴文; 北谷 文人; 小泉 光生; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 木村 敦; 瀬谷 道夫; et al.
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2014/07
Neutron resonance densitometry (NRD) has been developed to quantify nuclear materials in particle-like debris of melted fuel formed in severe accidents of nuclear reactors such as Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. NRD is a method combining NRTA (neutron resonance transmission analysis) and NRCA (neutron resonance capture analysis). It relies on neutron TOF technique using a pulsed white neutron source. A specially designed -ray spectrometer for NRCA has been developed for the characterization of contamination materials mixed with nuclear fuel materials. Achievable accuracy is studied based on Monte Carlo simulations and experimental data measured at the time-of-flight facility GELINA of the EC-JRC-IRMM. Analysis method of NRTA for particle-like debris has been developed by adding a function in a resonance analysis code REFIT. In this contribution, these achievements on NRD for the characterization of nuclear materials mixed with highly radioactive nuclides are reviewed, and its applicability is discussed.
木村 祥紀; 篠原 伸夫; 佐藤 兼章; 戸田 暢史; 篠田 芳晴; 舟竹 良雄; 綿引 優; 久野 祐輔
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2014/07
2010年にワシントンDCで開催された核セキュリティサミットにおいて日本政府は、核物質の測定、検知及び核鑑識に係る技術の開発を3年間を目途に確立し、国際社会と共有するという声明を発表した。この声明を受け、核鑑識技術開発に必要なさまざまな分析能力を有している原子力機構は、2011年度から核鑑識技術の開発を開始した。原子力機構における核鑑識技術開発は、同位体・不純物測定技術や粒子形状分析技術、年代測定技術といった核鑑識分析技術に加えて、国家核鑑識ライブラリのプロトタイプ開発をカバーしている。本発表では、原子力機構における核鑑識技術開発プロジェクトの2011年度から2013年度までの進捗を報告する。また、当該プロジェクトの今後の展開についても発表する。
野呂 尚子
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
2012年の核物質防護規制の改正により、日本において原子力事業者には核セキュリティ文化を醸成するシステムを組織内に構築することが義務付けられた。以降、事業者は核セキュリティ文化をいかに醸成していくか、模索を続けている。日本は原子力安全文化に関する活動は進んでいるが、セキュリティ文化醸成は進んでいない。本発表では、日本における核セキュリティ文化醸成活動を概観し、現状と課題、安全文化との違いや教訓等について紹介し、また核不拡散・核セキュリティ総合支援センターが本分野でどのような支援を行っているかについて述べる。
久野 祐輔; 原 大輔*
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
直接処分およびリサイクルから発生するプルトニウムについて核拡散抵抗性の定量的な比較評価を行った。放射線量、化学・物理形態、核物質量を経時的に変化させた改良型のFOM式を提案し評価した。軽水炉、1サイクル、2サイクル利用のMOX-LWR、高速炉それぞれから得られる使用済燃料について評価した結果、FOM値(魅力度値)に顕著な差が見出された。
米田 政夫; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操*; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 大塚 芳政
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)は非破壊測定手法の一つであり、14MeVのパルス中性子をウラン・プルトニウム等核分裂性物質を含む廃棄物ドラム缶に照射させることにより発生する核分裂中性子を測定するものである。FNDI法は、ドラム缶に含まれる核分裂性物質の量について短時間かつ正確に求めることが可能である。廃棄物で発生する自発核分裂中性子及び(
,n)反応で生成する中性子を測定する手法であるパッシブ法に比べて、FNDI法は、測定時間が短く、廃棄物ドラム缶に含まれるウランの化学形に依存しないという特長を有する。FNDI法については、これまで原子力機構東海地区にあるNUCEFにおいて、長年研究開発に取り組んできた。そこでの成果をベースとして、原子力機構人形地区において、JAWAS-Nと呼んでいるウラン廃棄物ドラム缶を測定する実証装置について設計を行った。JAWAS-Nの製作・設置は2013年に完了し、2014年からウラン位置依存性, ウラン量依存性, ウラン化学形依存性, マトリックス依存性等の特性実験を進めている。実験と並行して、MCNP等のモンテカルロコードを用いた解析を進めている。本発表では、実験結果と解析結果の比較、及び実験を実施できない多量のウラン量に対する解析評価について報告する。
B
O ceramic scintillator detectors中村 仁宣; 大図 章; 小林 希望*; 向 泰宣; 坂佐井 馨; 中村 龍也; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
計量管理及び保障措置に用いられているHe-3型中性子検出器の代替技術を開発するため、ZnS/BOセラミックシンチレータを用いた中性子検出器(Pu非破壊測定システム)の開発プロジェクトを日本国政府の支援のもと進めている。代替システム(ASAS:代替サンプル測定システム)の設計は基本的に従前からプルトニウムの測定に用いられているINVS(在庫サンプル測定装置)を参考にした。INVSはサンプル瓶に採取されたMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する装置であり、18本のHe-3中性子検出器(検出効率約42%)を有している。ASAS検出器の開発(製作)後、その技術や性能を確立するために、原子力機構はデモンストレーションを2015年の早々に計画しており、サンプルの位置再現性の確認、検出器パラメータの最適化、計数の統計ばらつき、温度変化や線の線量率の変化に対する安定性及び代替He-3技術の有効性に係る指標(FOM)の評価をチェックソースやMOX粉末を利用して行う予定である。さらに、INVSとASASの性能比較試験も実施する計画である。本論文は、MCNP遮蔽計算コードによる研究成果、ASASの設計図及び性能や技術を証明するためのデモンストレーション計画についてまとめたものである。
瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/BOセラミックシンチレータによる
He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱線(大強度単色線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念されるHeに代わるZnS/BOセラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。
B+He integrated continuous monitor (BHCM) to holdup monitoring in glove boxes向 泰宣; LaFleur, A. M.*; 中村 仁宣; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Marlow, J. B.*; 栗田 勉
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2014/07
ホールドアップの計量管理及び保障措置の改善及びHeの不足に伴う代替技術確立に向けた取り組みとして、B+He統合型中性子連続モニター(BHCM)を設計し、プルトニウム転換技術開発施設のグローブボックス中ホールドアップ測定を実施した。ここでは、BHCMの概要及び予備測定時におけるMCNPとの比較結果、並びに、運転時におけるグローブボックスの実測定において、全中性子計数率のトレンドデータと運転状態を比較して得られたB検出管のプロセスモニタリング能力の実証結果について報告する。
千崎 雅生; 直井 洋介; 栗林 敏広; 濱田 和子; 奥村 由季子
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は、日本政府やIAEA,米国DOE,欧州委員会とともに、またFNCA, APSNの枠組みで、アジアを中心にSGとSSACに関する人材育成を支援してきた。本論文では、国際協力を通じてSGとSSACに関する、20年に渡る人材育成の努力と貢献、そして将来のチャレンジについて記述する。
牧野 理沙; Swinhoe, M. T.*; 鈴木 快昌; 向 泰宣; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 中村 仁宣
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
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あわせて考察を行った。
直井 洋介; 小林 直樹; 千崎 雅生
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
アジア地域においては、2010年の核セキュリティサミットにおいて、中国,韓国も核不拡散・核セキュリティ総合支援センターと同様のセンターの設立をコミットした。韓国は2014年2月にそのセンターを設置し、中国も2013年10月にセンターの建設を開始し2015年には活動を開始するとしている。IAEAはアジア地域に3つの同様のセンターができることに関して、トレーニングの重複などの懸念が生じるとしてこの3か国のHarmonizationに係る協議を2013年からスタートさせている。ISCNにおいても3か国の協調の具体化に向けさまざまな機会を通じて協議を主導してきている。このペーパーにおいては、ISCNの3年半に渡る実績と日中韓の3か国協力の現状、今後の取組みについて述べる。
角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; Mason, P.*
no journal, ,
国内でPuを取り扱うほとんどの施設において、精確な計量分析結果を得るため、IDMS法が用いられている。LSDスパイクと呼ばれる標準試料が、施設、国、査察機関によって、取り扱いが困難な場所や測定状況下にあるさまざまな核物質を、精確に測定・計量するために開発された。LSDスパイクのPu原料となるPu標準物質の長期的な供給が難しくなりつつあることから、原子力機構(JAEA)は国内のMOXをPuの原料とする可能性を評価することとした。JAEA-PFDCは、US DOE-NBLと協力し、LSDスパイクの原料に使用可能なPu標準物質調製を開始した。2008年に調製されたMOX-Puのバッチから、2種類のLSDスパイクが調製され、確認分析のため参加分析所に配布された。2012年にも次のMOX-Pu標準が調製され、値付けが間もなく終了する。このMOX-Puについても確認のための共同分析が計画され、JAEAで結果を取りまとめている。詳細な精製手法、LSDスパイクの共同分析結果および2012年に調製されたMOX-Puの共同分析結果の途中評価について報告する。
静間 俊行; 早川 岳人; Angell, C.; 羽島 良一; 湊 太志; 須山 賢也; 瀬谷 道夫; Johnson, M.*; McNabb, D.*
no journal, ,
核セキュリティー及び保障措置に関する核物質管理においては、使用済み核燃料中の核物質の量をできるだけ正確に測定する必要がある。核共鳴蛍光散乱を用いた非破壊分析では、システムの計測誤差は使用済み核燃料からの放射バックグラウンドに影響される。一般的に、使用済み核燃料からの放射バックグランドの強度は、エネルギーとともに指数関数的に減少することから、より高いエネルギーでの測定が望ましい。また、計測誤差は、レーリー、核トムソン、デルブルック散乱などのコヒーレント散乱にも影響される。その寄与を最小限にするため、我々は、核の第一励起状態へ遷移する共鳴散乱線を測定する方法を提案し、使用済み核燃料及びコヒーレント散乱によるバックグラウンドを評価した。これらの結果をもとに、励起エネルギー2
5MeVにおいて、3100eV barnの積分断面積を仮定して、計測誤差を評価した。さらに、核共鳴蛍光散乱強度に関するこれまでの実験データ及び計算結果について議論する。
堀 啓一郎; Heinberg, C.; Conner, J.*; Browne, M.*; Colin, C.*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリの計量管理に適用する核物質測定技術に関して、日米協力により調査検討したプロセスについて報告する。また、日本の燃料デブリの計量管理プロジェクトの状況について報告する。
富川 裕文; 綿引 優; 久野 祐輔
no journal, ,
日本は非核兵器国で濃縮,再処理を含む核燃料サイクル施設を有する唯一の国である。技術の進化は、施設の改良、保障措置の効率化に役立ってきた。少量を取扱う古い施設は主にマニュアルで運転されていたが、一方、多量の物質を取扱う、より最新の施設は、改良された処理能力、計量管理の設計がなされ、最先端の保障措置技術が導入されている。日本は、新しい対応の原子力施設についてパイロット規模から商業規模まで一連の経験を有する。本発表では、日本で国際協力を通じて開発され、濃縮,再処理, MOX製造施設などバルク施設に導入された保障措置技術開発の進化及び取組みを紹介する。この技術の進化は国/施設者及びIAEAの両方に有益なものである。
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。
technologies富川 裕文; Heinberg, C.; 名内 泰志*; Vo, D.*; Carroll, C.*; 堀 啓一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ中の核物質量を測定する技術については原子力機構と米国エネルギー省が協力して検討を進めてきた。日米のメンバーで構成する線測定技術のついて検討するワーキンググループ設置され、このグループにおいて測定器のコストや大きさ、測定時間、開発期間などの燃料デブリへの適用性を検討した。この結果に基づく測定システムの提案を行う。