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若井田 育夫; 赤岡 克昭; 大場 正規; 丸山 庸一郎; 宮部 昌文; 音部 治幹; 仁木 秀明*
核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2010/01
日本原子力研究開発機構では、次世代燃料の迅速、その場分析を目指し、組成・不純物分析にレーザー誘起プラズマ発光分光法(LIBS)を、同位体分析にアブレーション共鳴吸収分光法(AIRAS)を用いた遠隔分析法の基礎研究を実施している。スペクトルの複雑なランタノイドやウラン酸化物が母材の不純物分析では、観測遅延時間やガス圧力条件の最適化とスペクトルの逆畳み込み法により、感度の直線性と約100ppmの検出下限を得た。同位体分析では、波長を安定化した分光用波長可変半導体レーザー装置を開発し、減圧希ガス中で800MHzのスペクトル分解能を得る条件を見いだすことで、天然ウラン中の
Uの観測を実現した。これらの結果から、分析感度とその直線性,ウランでの測定実績が確認され、技術的には次世代燃料の保障措置分析に適用できる可能性のあることが示唆された。
向 泰宣; 小磯 勝也; 中村 仁宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 林 宏幸*
核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2009/11
エレクトロマノメータ(ELTM)は、計量管理/保障措置及び運転管理の目的で、計量槽の液位/密度/液量を高精度で測定する装置である。JAEAでは、プルトニウム転換技術開発施設での槽の初期校正(1982)以来、水晶振動型差圧センサを用いたELTMを開発・実用化し、直近15年間の校正・測定結果として、基準圧力との差の
が
2Pa、測定密度と分析密度の差のが0.002g/cm
の精度を維持している。しかしながら、これまでに経験したことのない測定値のドリフトを2008年に確認した。調査の結果、正常なセンサでは変化が認められないT
値(差圧=0の振動周期)が、不具合を生じたセンサでは約7%変化していた。これは経年劣化によるものであることから、当該センサの交換時期を判断するうえで、T値の監視が有効であると言う重要な知見を得た。本報告では、実際に得られたELTMの長期的測定精度及び当該センサの交換を含めた保守管理方法について述べる。
若林 修二; 小林 直樹*; 直井 洋介; 田崎 真樹子; 千崎 雅生
核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2009/11
原子力の平和利用と核不拡散の両立を目指した核燃料供給保証(以下、供給保証)について国際的な議論が展開されている。供給保証は、新興の原子力利用国等への核燃料供給が政治的な理由により途絶された場合に、IAEAを中心としたシステムにより、核燃料を臨時的に供給しようという、いわば、保険的なシステムである。現在の供給保証論議は、IAEA事務局長の論文を発端とし、米国の17.4tのHEUを希釈し供給保証に提供する提案,米国のNTIの提案,日本のIAEA核燃料供給登録システム提案,露国の国際ウラン濃縮センター提案等がある。供給保証に関する国際的な議論を促進するために、日本提案をベースとした供給保証システムについて検討し、供給保証に必要な追加的なコストと所要期間の想定を行うなど、より現実的なシステムの提案を試みた。
中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2009/11
日本原燃(JNFL)と原子力機構(JAEA)は2007年より共同でASMSの開発に着手した。その目的は、主要な槽内の高濃度プルトニウム溶液中のPu量をNDAにて直接測定する技術の確立である。それにより、ASMSはPu量の直接測定や連続監視が可能となり、中間在庫検認(IIV)等におけるサンプリングや破壊分析の代替となり、安全維持を目的としたプロセス監視にも対応できる。その不確かさについては、NDAにおいて部分欠損検知可能なレベルに相当する6%以下を目標とした。ASMSの測定原理はMOX粉末のものを応用できるが、溶液の特性上、アルファ値の変動を考慮する必要がある。このため、簡易な測定システムにより、硝酸プルトニウム溶液を用いた校正試験をプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において行った。その結果、MCNP計算値と実測値(Singles及びDoubles計数率)に良い一致を得ることができた。本発表においては、解決すべき課題、ASMSの利点や検出器のセットアップ、並びに予備校正の評価結果を示す。
勝村 聡一郎; 瀬谷 道夫; 若井田 育夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2009/11
次世代核燃料製造施設では、
Cmを含んだMA(マイナーアクチニド)を伴う低除染MOX燃料(低除染/MA混合MOX)が扱われる。現在、高除染PuあるいはMOXに適用されている保障措置NDA装置では、中性子同時計数法で
Pu実効質量を、また
線スペクトル分析を用いてPu同位体組成比を求め、施設者が申告したPu量の定量的検認を行っている。低除染/MA混合MOXでは、Puの0.01%を超えるわずかのCm混合でも、Cmの自発核分裂中性子発生量がPuからの自発核分裂中性子発生量を超える。これはCmの自発中性子発生量がPuの約10
倍であることによる。また、MOX内の核分裂生成物からの
崩壊電子の制動放射による高い線のバックグランドから線スペクトル分析によるPu同位体組成比分析の精度が悪くなるか、線スペクトル分析が困難となる。このため低除染/MA混合MOXには新たな検認アプローチが求められる。本報告では、将来の低除染/MA混合MOXの検認の課題を説明するとともに、対応策の一つとしてLIBS(レーザー誘起プラズマ発光分光法)+AIRAS(アブレーション共鳴吸収分光法)の適用を紹介する。
中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*
no journal, ,
日本原燃(JNFL)と原子力機構(JAEA)は2007年より共同でASMSの開発に着手した。その目的は、主要な槽内の高濃度プルトニウム溶液中のPu量をNDAにて直接測定する技術の確立である。それにより、ASMSはPu量の直接測定や連続監視が可能となり、IIV等におけるサンプリングや破壊分析の代替となり、安全維持を目的としたプロセス監視にも対応できる。その不確かさについては、NDAにおいて部分欠損検知可能なレベルに相当する6%(1)以下を目標とした。ASMSの測定原理はMOX粉末のものを応用できるが、溶液の特性上、
値の変動を考慮する必要がある。このため、簡易な測定システムにより、硝酸プルトニウム溶液を用いた校正試験をPCDFにおいて行った。その結果、MCNP計算値と実測値(Singles及びDoubles計数率)に良い一致を得ることができた。本発表においては、解決すべき課題,ASMSの利点や検出器のセットアップ、並びに予備校正の評価結果を示す。
和泉 圭紀; 北村 隆文; 木本 徹; 鈴木 美寿; 井上 猛; 直井 洋介; 玉井 広史; 山村 司; 門田 公秀*
no journal, ,
気候変動及びエネルギー確保に対する懸念から、原子力発電導入計画国が増加しているが、これに伴い原子力安全のみならず核不拡散の重要性が改めて指摘されている。このような共通認識の下、昨年の洞爺湖サミット首脳宣言において、国際協力の下で保障措置(核不拡散),核セキュリティ,原子力安全を確保するための3Sイニシアチブが提案され、今年のラクイアサミットの首脳宣言でもその重要性が確認された。講演では、特に各S間の相乗効果という観点に焦点を当てた3Sイニシアチブの具体化方策として、3S文化の醸成,3Sにおけるソフト・ハードのパッケージ強化,3Sに必要な技術開発,3S理解増進に向けた活動の4項目について検討を行った結果について報告する。
若井田 育夫; 赤岡 克昭; 大場 正規; 丸山 庸一郎; 宮部 昌文; 音部 治幹; 仁木 秀明*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、次世代燃料の迅速,その場分析をめざし、組成・不純物分析にレーザー誘起プラズマ発光分光法(LIBS)を、同位体分析にアブレーション共鳴吸収分光法(AIRAS)を用いた遠隔分析法の基礎研究を行っている。スペクトルの複雑なランタノイドやウラン酸化物が母材の不純物分析では、観測遅延時間やガス圧力条件の最適化とスペクトルの逆畳み込み法により、%オーダーまでの感度の直線性と約100ppmの検出下限を得た。また同位体分析では、波長を安定化した分光用波長可変半導体レーザー装置を開発し、減圧希ガス中で800MHzの波長分解能を得る条件を見いだし、天然ウラン中のUの観測を実現した。これらの結果は、LIBSとAIRASとの組合せによる非接触分析法が、次世代燃料の迅速な保障措置その場分析にも適用できる可能性があることを示唆したものである。
舟田 敏雄; 千崎 雅生
no journal, ,
2000年9月に締結された米露「余剰核兵器解体プルトニウム処分協定」では、双方34トンの処分を軽水炉主体で行うこと、2007年までに処分を開始することなどが合意された。しかし、その後、米露間でさまざまな議論の後、ロシアの処分は高速炉を用い、双方の処分は2018年までに開始することに変更され、米露で行われている2000年協定改定交渉は、本年9月に妥結・調印の見通しとなった。この新たな処分目標に向け、米国では既にMOX燃料製造工場の建設が開始され、ロシアではBN-800高速炉の建設が加速されている。また、両国の兵器級プルトニウムのMonitoring Inspection手段についての検討も、IAEAを含めて開始される予定である。ここでは、これら米露解体プルトニウム処分の準備状況とこれまでの原子力機構のロシアでの処分協力について述べ、解体プルトニウム処分の今後の課題を展望する。
大内 祐一朗; 北村 隆文
no journal, ,
原子力機構は、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用取替燃料製造のための原料となるMOX粉末を、平成26年(2014)度頃に日本原燃六ケ所再処理工場から調達する予定である。使用されるMOX用貯蔵容器の直径は、当機構の東海再処理工場のものと比べ大きく、そのため収納量も多く、既存の輸送容器が使用できないため、平成14年(2002)に新たな輸送容器の開発が開始された。設計にあたっては、IAEA輸送規則TS-R-1で定めるBU型核分裂性輸送物の技術基準を満足すること、さらに多量のプルトニウムを収納する観点から高い未臨界性能の確保及び除熱性能の効率化が目標とされた。輸送容器の設計は、それらの要件を満足するものとなった。さらに、設計の妥当性を確認するために、原型容器1基を用いて、伝熱試験,施設取合試験,規則試験(9m落下,耐火試験等)を行った。ここでは、輸送容器の特徴及び原型容器試験結果について述べる。