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在間 直樹; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 中島 伸一; 吉田 英明; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 高瀬 操; 春山 満夫
no journal, ,
人形峠環境技術センターではウラン廃棄物ドラム缶中のウラン量を定量するための装置として、超小型の加速器を利用した中性子発生装置と中性子検出器で構成されるアクティブ中性子NDA測定法による測定装置(JAWAS-N)を構築した。本装置は従前より開発を進め実績をあげてきたパッシブ中性子測定法の延長にあるものであり、当所で管理されている大量のウラン廃棄物に対するウラン定量測定、核物質管理データの充実に資するものである。機器構成及び測定原理としては(d,T)加速器により14MeV中性子を発生させることによりウラン廃棄物中のU-235核分裂を誘発させ、その二次的に発生する核分裂中性子をヘリウム-3比例計数管検出器により測定し、ウラン定量するものである。測定評価方法は原子力基礎工学部門で開発されたFNDI法であり、短い時間間隔で発生させたパルス状の中性子に同期させた中性子測定を行い、その減衰時間をもとに核分裂中性子成分を抽出しウラン量を定量するものである。模擬試験体を用いての基礎試験を実施し、位置依存性確認、ウラン線源種依存性、マトリックス依存性等の検証を行い、高感度の中性子測定、高精度のウラン質量定量が可能であることを実証した。本報告ではパッシィブ中性子測定法との比較も含めてNDA機器としての性能分析、実ウラン廃棄物に対する適用可能性について検討する。
岡本 力; 奥村 啓介
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故において放出されたC-14は長期的な環境影響評価において重要となる。本研究では、今後の事故によるC-14の放出率評価や環境影響評価に資するため、1号機, 2号機、及び3号機において事故直前までに燃料や被覆管等に含まれる不純物の放射化により炉内に蓄積されたC-14のインベントリを最新の核データを用いた放射化計算により評価した。
高峰 潤; 原田 秀郎; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 北谷 文人; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 木村 敦
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故で発生した溶融燃料中核物質の定量のために、中性子共鳴濃度分析法の開発を進めている。この分析法は、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲
線分析法あるいは即発線分析法を組み合わせたものである。パルス中性子源を用いたNRTAシステムのエネルギー分解能、S/N比等の主要な性能は、おもに中性子源のパルス幅及び飛行距離によって決まる。本研究では、モンテカルロシミュレーションコードを用いて、ウラン・プルトニウム同位体のNRTAを模擬した。この中で、パルス幅及び飛行距離を変化させた際の、ウラン,プルトニウム同位体の定量精度に対する影響評価を行った。
大図 章; 高瀬 操; 倉田 典孝; 小林 希望; 吉野 誠二; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 瀬谷 道夫; et al.
no journal, ,
原子力機構では、近年の世界的なHe-3ガスの深刻な供給不足に対処するためセラミックシンチレータを用いたHe-3ガス代替中性子検出器を開発している。この開発と同時に代替検出器が保障措置分野でも十分に適用可能であることを実証するために、He-3ガス中性子検出器が多数使用されている代表的な核燃料測定装置である従来のPCAS(Plutonium Canister Assay System)の代替測定装置APCA(Alternative PCAs)を代替中性子検出器で設計、製作している。平成25年度、開発したHe-3ガス代替中性子検出器を装備したAPCA装置を構築し、試運転を開始している。本報では、これまでにMVPシミュレーションで得られた設計性能とPCASとの比較、及び基礎性能試験の結果等に関して報告する。
中塚 嘉明; 在間 直樹; 藤木 直樹*; 中島 伸一; 吉田 英明; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 高瀬 操; 春山 満夫
no journal, ,
人形峠環境技術センターではウラン廃棄物ドラム缶中のウラン量を定量するための装置として、超小型の加速器を利用した中性子発生装置と中性子検出器で構成されるアクティブ中性子NDA測定法による測定装置(JAWAS-N)を構築した。本装置は従前より開発を進め実績をあげてきたパッシブ中性子測定法の延長にあるものであり、当所で管理されている大量のウラン廃棄物に対するウラン定量測定、核物質管理データの充実に資するものである。機器構成及び測定原理としては(d,T)加速器により14MeV中性子を発生させることによりウラン廃棄物中のU-235核分裂を誘発させ、その二次的に発生する核分裂中性子をヘリウム-3比例計数管検出器により測定し、ウラン定量するものである。測定評価方法は原子力基礎工学部門で開発されたFNDI法であり、短い時間間隔で発生させたパルス状の中性子に同期させた中性子測定を行い、その減衰時間をもとに核分裂中性子成分を抽出しウラン量を定量するものである。本報告ではFNDI法によるアクティブ中性子NDA測定法の測定原理とそれを実現するために構築した中性子発生装置及び中性子検出体系について網羅的に解説する。また中性子発生管の性能、測定体系内での中性子分布、ヘリウム-3比例計数管検出器集合体の性能評価、データ解析手法について述べる。
多田 健一; 長家 康展
no journal, ,
核データの供給から炉心計算までを全て国産コードで取り扱うシステムを整備することを目的として、原子力機構では平成25年度より、核データ処理システムFRENDY(FRom Evaluated Nuclear Data librarY to any application)の開発に着手した。本発表では、現在までの進捗状況として、断面積再構成及びドップラー拡がりの処理について報告する。FRENDYのポイントワイズ断面積作成の処理の妥当性を検証するため、JENDL-4.0の全核種に対し、FRENDYとNJOYでポイントワイズ断面積を作成し、比較した。その結果、FRENDYのポイントワイズ断面積作成の処理が妥当であることを確認した。
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
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故のような事例で発生する粒子状の溶融燃料デブリの核物質の定量のために、中性子共鳴濃度分析法の開発を進めている。この分析法は、中性子共鳴透過分析法と中性子共鳴捕獲線分析法あるいは即発線分析法を組み合わせたものである。測るべきデブリは、さまざまな形状や大きさを持つとされ、そうした不確定性は中性子共鳴分析法で測る核種の量(面密度)に系統的な誤差を与えると予想される。そこで、これらの不確定性の一つである測定サンプルの厚みが中性子共鳴透過分析法に与える影響を調べた。実験は、ベルギーIRMMの中性子飛行時間施設GELINAで、厚みの異なる銅金属を用いて行われた。得られたデータから、サンプルごとの面密度を導出した。その結果、実験で得た面密度は、2%以内で基準の面密度と一致した。したがって、今回の測定から厚みの影響は面密度に対して2%以内であることを確認した。
春山 満夫; 大図 章; 高瀬 操; 米田 政夫; 呉田 昌俊
no journal, ,
従来のアクティブ中性子直接問いかけ法では、検出する中性子信号の位置感度差が大きく、かつ中性子信号は廃棄物ドラム缶中の内容物の物質の種類,密度等に大きく依存するために、核分裂性核種の総量の定量化には多種多様かつ複雑な分析手法を用いる問題点があった。しかし、原子力機構で開発した高速中性子直接問いかけ法は、これらの問題を克服し廃棄物ドラム缶中の微量な核分裂性核種の総量を位置感度差が小さくかつ精度よく計測できるという特徴を有する。本報では、従来の複雑な分析手法を用いることなく高速中性子直接問いかけ法で核分裂中性子の総カウント数と消滅時間を分析することにより迅速に廃棄物中の核分裂性核種の総量を定量化する手法について報告する。
在間 直樹; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 中島 伸一; 吉田 英明; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 高瀬 操; 春山 満夫
no journal, ,
人形峠環境技術センターではウラン廃棄物ドラム缶中のウラン量を定量するための装置として、超小型の加速器を利用した中性子発生装置と中性子検出器で構成されるアクティブ中性子NDA測定法による測定装置(JAWAS-N)を構築した。本装置は従前より開発を進め実績をあげてきたパッシブ中性子測定法の延長にあるものであり、当所で管理されている大量のウラン廃棄物に対するウラン定量測定、核物質管理データの充実に資するものである。機器構成及び測定原理としては(d,T)加速器により14MeV中性子を発生させることによりウラン廃棄物中のU-235核分裂を誘発させ、その二次的に発生する核分裂中性子をヘリウム-3比例計数管検出器により測定し、ウラン定量するものである。構築した装置構成の詳細を報告するとともに、模擬試験体を製作しての基礎試験を実施した。本報告では構築した検出体系を囲むユーティリティの機器構造、遮蔽性能、安全装置、中性子分布、放射化影響等の安全測定・安全評価について述べるとともに、実施したモックアップ試験の実施方法・着眼点について述べる。
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
no journal, ,
原子力機構人形峠環境技術センターでは、ウラン廃棄物ドラム缶を多数保管している。計量管理及び廃棄物管理の観点から、様々なウラン廃棄物ドラム缶を効率的に測定できるウラン量測定技術の実用化が急務となっており、そのような条件を満たす高速中性子直接問いかけ(Fast Neutron Direct Interrogation: FNDI)法の導入を検討してきた。これまでにFNDI法を用いた実用化実証装置の設計・製作を行い、平成25年7月に装置(JAWAS-N)の設置を完了した。今後計画している本装置の特性評価試験では、ウラン線源位置依存性、ウラン線源化学形依存性及びマトリックス依存性等について実施する予定である。また特性評価試験と並行して本装置における計算モデルを構築し、解析結果と実験結果の比較を行う。本発表では、今後予想される実験条件での解析結果について報告を行う。
荒井 祐介*; 本多 照幸*; 岩月 輝希; 野村 雅夫*
no journal, ,
地下深部における放射性核種の長期挙動に関わる基礎的知見を得ることを目的として、化学的性質が類似している希土類元素について、土岐花崗岩中の変質部及び断層部での存在形態の調査を行った。その結果、健岩部と比較して変質部、断層部では軽希土類元素の分布量が増えていることが明らかになった。この理由として、地下水中の軽希土類元素が、変質部,断層部において炭酸塩鉱物や硫化鉱物といった二次鉱物が生成する際に一緒に取り込まれた可能性や粘土鉱物に吸着濃集した可能性が考えられた。このことから、放射性核種が地下水中に溶出した場合も、岩盤中の変質鉱物や二次鉱物による保持、濃集の効果が期待される。
坂佐井 馨; 中村 龍也; 藤 健太郎; 鈴木 浩幸; 大図 章; 海老根 守澄; 美留町 厚; 高瀬 操; 倉田 典孝; 吉野 誠二; et al.
no journal, ,
J-PARCでこれまでに開発してきたシンチレータ中性子検出器の技術を用いて、核セキュリティ用途に適したヘリウム3代替中性子検出器を開発している。中性子有感固体シンチレータと光電子増倍管からなる矩形型検出器について、その中性子検出特性、中性子入射位置依存性、線感度特性等の評価試験結果について報告する。
美留町 厚; 海老根 守澄; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 本田 克徳; 曽山 和彦; 片桐 政樹*
no journal, ,
J-PARCの中性子反射率測定に使用する高位置分解能の2次元シンチレータ検出器を開発している。中性子有感シンチレータ/位置敏感型PMT検出器のための信号読み出し・処理系を開発した。発表では開発したシステムの詳細について報告する。
海老根 守澄; 美留町 厚; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 本田 克徳; 曽山 和彦; 片桐 政樹*
no journal, ,
J-PARCのたんぱく質専用中性子回折装置では高精度の中性子位置検出が要求される。シンチレータ・波長シフトファイバ型検出器の実効ピクセルを小サイズ化するため重心演算/内挿法を適用したフォトンカウンティング用信号処理回路を開発したのでその試験結果を報告する。
中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 本田 克徳; 海老根 守澄; 美留町 厚; 曽山 和彦; 片桐 政樹*
no journal, ,
J-PARCに設置されるたんぱく質専用中性子回折装置のための2次元シンチレータ中性子検出器の開発を開始した。発表では当該検出器への要求性能や試作検出器の基礎実験結果について報告する。
吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*
no journal, ,
地震加速度に対する原子力システムの応答を評価するには、加速度付加時の熱流動挙動を正確に把握する必要がある。しかし、多くの原子力システムに現れる、気液二相流に対しての地震加速度の影響については、加速度に対する気液二相流の応答を実験的・解析的に把握することが難しいことから、詳細な検討はほとんど行われていない。そこで本研究では、詳細な二相流解析手法を発展させるとともに、加振方法などが異なる三種類の簡略化された実験により詳細な検証データベースを構築することで、地震加速度に対する気液二相流の応答を詳細に評価することができる解析手法の開発を行っている。本報告では、詳細二相流解析コードTPFITをもとに開発した解析手法を用いて、地震加速度を付加した条件で気泡流挙動を評価する解析を行い、地震加速度に対する気泡流挙動の応答特性を評価するとともに、三種類の実験で得られた検証データベースと比較した結果を示す。
秋江 拓志; 中野 佳洋; 西原 健司; 岩村 公道*; 白数 訓子
no journal, ,
これまで原子力順次撤退シナリオ評価に使用したプルトニウム組成を見直し、岩石型燃料BWRおよびPWRで同一組成条件により炉心特性を再評価した。プルトニウム組成の違いに由来する岩石型燃料PWR核特性への影響を検討し、元のプルトニウム組成の場合と燃焼反応度変化および反応度係数を合わせるように燃料組成を調整した。新しいプルトニウム組成は
Pu割合が少なく
Pu割合が多いため同じ燃焼日数を得るにはプルトニウム装荷量が多くなり、プルトニウム核変換割合が低下する。
中島 基樹; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男
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日本は水冷却固体増殖方式をITER-テストブランケットモジュール(TBM)計画において試験し、原型炉においても主案としている。冷却材として水を利用することから構造材料であるF82H鋼と高温高圧水の共存性、特に流動環境下における腐食現象の理解が求められている。本研究では温度300
C、圧力15MPaの高温高圧水中にて円盤試験片を回転させ、冷却水の流動を模擬した環境での腐食試験により得られた重量変化ならびに酸化物性状の変化について報告する。流動のない環境では試験片は重量増加するものの、流動環境下では重量が減少し、回転速度200rpmと1000rpmで回転させた場合の重量変化について比較すると、200rpmの試験片の重量減少量は1000rpmのおよそ1/4であることが分かり、回転速度の影響が明瞭にあらわれていた。本講演では、おもに試験片表面および断面観察結果から腐食挙動への流れ場の影響について議論する。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*
no journal, ,
原子炉における炉心溶融を伴うシビアアクシデント時において、放射性物質の拡散を抑制し、かつ格納容器の保護のため除熱および減圧するための手段としてフィルタードベントがある。本研究は、ベンチュリースクラバーを用いたフィルタードベントの作動特性を明らかにすることを目的として、実験ならびに解析を行っている。これまでの研究により、単一ベンチュリースクラバーにおいて、気相流入量がある一定以上になった場合、自吸停止に至る可能性を明らかにした。本報告は、高クオリティ条件であるベンチュリースクラバー内の流動を圧縮性気相単相流と仮定した一次元解析を行い実験結果と比較することで、自吸停止(作動限界)に対する気相流動の影響を検討した結果について報告する。
伊藤 譲; 寺井 隆幸*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 八木 重郎*; 渡辺 一慶; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 若井 栄一
no journal, ,
IFMIF実機のリチウム純化系システムでは機器類の腐食や放射線量の低減等の観点から、除去すべき主な不純物の中で、窒素や水素はリチウム中への溶解度が高く、酸素や炭素のようにコールドトラップ法では十分に除去できないと考えられるため、ホットトラップと呼ばれる機器による除去が検討されている。本発表では、水素ホットトラップおよび窒素ホットトラップの概要とこれまでに得られた研究成果、および現在の取り組みと今後の研究予定について報告する。