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高峰 潤; 小泉 光生; 呉田 昌俊; 原田 秀郎; 北谷 文人; 土屋 晴文; 瀬谷 道夫; 飯村 秀紀
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), 10 Pages, 2015/01
中性子共鳴濃度分析法(NRD)のD-T中性子発生管を用いたプロトタイプ装置がNRD実機の基礎試験を行う目的で計画された。D-T中性子発生管は、電子線加速器駆動型の光中性子源に比べ、取り扱いが簡便でコンパクトであるが、エネルギーが高く、強度が弱い。そこで、これらの弱点を補うために新型モデレータを考案した。本モデレータは、D-T中性子発生管が鉛で囲われ、そのビーム方向表面にポリエチレンが配置された構造となっている。モンテカルロコードMCNP5を用いた解析の結果、少なくとも100eV以下のエネルギー領域において、本モデレータから放出される中性子のピーク強度は、ポリエチレンモデレータと比べ、エネルギー分解能を劣化させることなく、4倍以上となることがわかった。更に、本モデレータの鉛を、タングステン,ウランの金属に置き換え、同様の解析を行った。これらの結果について報告する。
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.
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
福島第一原子力発電所での過酷事故のような事例で発生するとされる粒子状溶融燃料デブリ中の核物質を非破壊で定量することを目的とし、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲
線分析法を合わせた中性子共鳴濃度分析法(NRD)を開発している。NRDの開発のために、IRMMの中性子飛行時間施設GELINAにて、NRTA実験を行った、実験では、サンプル厚の効果を調べるため、異なる厚みの銅サンプルを用い、混合物の影響を検証するために、銅にB
Cを重ねたサンプルを用いた。銅の面密度を得るには、共鳴解析コードREFITを用いた。その結果、推奨共鳴パラメータを使った解析で得た面密度は、サンプルの質量や面積から計算した面密度から大きくずれるとわかった。そこで、実験データから銅の中性子幅を新たに求め、面密度が期待値と2%以内で一致することを確かめた。加えて、混合物のNRTA測定に与える影響も議論する。
シンチレーション検出装置の開発小泉 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.
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), 8 Pages, 2015/01
粒子状デブリ中の核物質を定量するため、中性子共鳴濃度分析法(neutron resonance densitometry: NRD)を開発している。これは、中性子共鳴透過分析法(NRTA)と、中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)または即発線分析法(PGA)の2つの手法を組み合わせたものである。NRCA/PGAは、NRTAでは測定が難しい混入物の同定を行う。中性子捕獲線を測定するために、LaBr検出器で構成されるスペクトロメータを開発している。導入したデータ収集系は、500kイベント/秒の信号を8チャンネルで扱うことができる。本講演では、NRDの研究開発状況ならびにスペクトロメータシステムの開発状況について発表する。
岡崎 日路; 角 美香; 佐藤 光弘; 茅野 雅志; 影山 十三男; Martinez, P.*; Xu, N.*; Thomas, M.*; Porterfield, D.*; Colletti, L.*; et al.
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
日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター(以下、プルセンター)技術部品質管理課では、MOX燃料製造における計量管理及び工程管理を目的として、核燃料物質中のプルトニウム・ウランの同位体組成及び含有率分析、並びに不純物分析・物性測定等を行っている。これらの分析技術は、核燃料物質の組成及び物理・化学形態等を分析し、その出所、履歴、輸出経路等を特定する核鑑識に対しても有効であることから、プルセンターでは、核鑑識に関して豊富な経験を持ち、確立された分析手法を有しているロスアラモス国立研究所と共同研究を実施し、分析方法及び手順、データ等の比較を行い、核燃料物質の特性解析について研究開発を進めている。本論文では、核燃料物質の特性解析技術開発に向けてプルセンターが取組んだ内容について紹介する。
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。
線NDAの技術開発の現状羽島 良一; 静間 俊行; 永井 良治; 森 道昭; 早川 岳人; Angell, C.; 瀬谷 道夫
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), 7 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構は、レーザー・コンプトン散乱(LCS)で生成する大強度単色線(LCS 線)と原子核共鳴蛍光散乱(NRF)による核種の非破壊測定を提案し、これに必要な基盤技術開発を行っている。平成26年度は、4年間の技術開発プログラムの最終年度としてLCS 線の発生実証試験(実証試験)をコンパクトERL(ERL試験加速器)にて実施する予定であり、高エネルギー加速器研究機構の協力のもと、実証試験の準備を進めている。コンパクトERLは2014年3月12日に完成検査に合格し、同6月20日までの運転では実証試験に向けた電子ビーム調整などを行った。2014年7月から12月までの加速器の停止期間中にLCS用レーザー、電子・レーザー衝突用真空容器、ビームライン、LCS 線測定装置などの設置を行い、2015年1月以降に実証試験を開始する。本発表では、これら、(LCS 線の発生)実証試験に向けた準備状況を報告する。
中村 陽; 野呂 尚子
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), 8 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)では、サンディア国立研究所(SNL)や国際原子力機関(IAEA)を含む関係機関との協力のもと、アジアの原子力新興国を主な対象として核セキュリティに係る人材育成事業を展開している。米国同時多発テロ以降、核セキュリティの脅威が国際的にも認識され、人材育成が急務として進められている。新たな脅威に対応するためにも、ISCNがこれまで実施してきた人材育成支援を多角的に分析し、より効果的なトレーニングへ発展させていかなければならない。本発表では、核セキュリティのトレーニング内容に対し国際的な動向の反映・維持に資するSNLとの協力関係、ISCNが実施した核セキュリティのトレーニングの実績を紹介することで、日本がアジアの原子力新興国のために行う核セキュリティ強化支援を示すとともに、結果を分析し今後の方向性について検討する。
松澤 礼奈
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
物理的防護システムの効果を確保するためには、設計・運用している物理的防護システムの有効性を評価することが重要である。日本国内においては、パフォーマンス・ベースのシステムの評価が法律で求められ、事業者が性能試験や定期的な訓練、年に一度の物理的防護演習を実施。これらはいずれも実働訓練の試みであるが、非実働の分析評価手法として、図上訓練が米国等で導入されている。本稿では、実働の分析評価手法一般と図上訓練の特徴を比較し、特にどういった場合において図上訓練が有効であるか、物理的防護システムの評価における図上訓練活用の可能性を論じる。
瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
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
日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。
奥村 由季子; 中村 陽; 川太 徳夫
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), 8 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)では今までトレーニング毎に受講者へアンケートを求めていたが、明確な評価方法に基づいて研修効果を測定はしてこなかった。そこで、研修効果測定におけるドナルド・カークパトリックの4段階の指標をもとに、ISCN独自の評価手法を作成し、4月から試験的に運用することとなった。本発表は、カークパトリックの4段階に関する一般的な調査をもとに、いかにしてISCN独自の評価手法を作成したか紹介するものである。その上で、2014年にマレーシアで実施した追加議定書に関するセミナー及びワークショップにおいて、得られた定量的な評価から、各コースに関して如何なる結論が導き出され、いかなる改善が必要であるか、浮き彫りとなった点について論じる。
若井田 育夫; 赤岡 克昭; 宮部 昌文; 加藤 政明; 音部 治幹; 大場 弘則; Khumaeni, A.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、文部科学省原子力システム研究開発事業により、化学分析や中性子計測によらないMA含有次世代MOX燃料の迅速分析を目指した研究開発を実施し、未照射MOX燃料によりその性能を実証した。レーザー分光専用のグローブボックスを構築し、Pu含有量を変えたMOX試料による分光分析試験を可能とした。レーザー誘起発光分光(LIBS)による組成分析では、U中のPu含有量30%における相対誤差が2.9%、検出下限値を2,500ppmとする定量分析を5分間の計測時間で実現した。アブレーション共鳴吸収分光法によるU中のPu同位体分析では、
Pu/
Puの同位体比測定が相対誤差1%未満相当、検出下限値を30ppmから100ppmとする定量分析を3分間又は5分間で実現できることを実証した。また、溶存元素については、模擬溶存試料の液体薄膜を対象としたLIBSにより、ICP-AESと同等の分析特性を確認した。
山口 康雄; 花井 祐
no journal, ,
核セキュリティ訓練用VRシステムは、仮想空間内に構築した原子力施設を使って核セキュリティの訓練を行うシステムである。原子力機構の核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)は、2011年度に開発を始め、2013年度までに2種類の訓練機能を整備した。訓練機能の一つは受講生が講師とともに、仮想空間内の原子力発電所に設置された物理的防護システムを視察しながら、その機能や働きを学ぶものである。もう一つは原子力発電所への不審者侵入を想定し、コンピュータが展開する仮想空間内での侵入シナリオに対して、受講生が中央警備所(Central Alarm Station: CAS)業務を役割演技することで、緊急時対応に必要となる技量を学ぶものである。発表では、2種類の訓練機能の概説を行うとともに、核セキュリティの訓練現場においてVR技術を使う長所と短所、受講生の反応、また今後の展開について報告する。
測定による燃料デブリ内核物質量推定可能性の検討,2; 仮想収納缶からの漏えい線特性芝 知宙*; 相楽 洋*; 富川 裕文
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故を受け、溶融燃料内に含まれている核物質量測定手法の一つとしてパッシブスペクトロメトリを用いた手法開発を行っている。測定手法の原理は、溶融燃料に随伴する核分裂生成物(FP)のうち、低揮発性で高エネルギー線を放出する核種の重量を線測定から導出し、FP量/核物質量比を用いて、求めたい核物質量を推定する簡便な手法で、米国スリーマイル2号炉(TMI-2)の核物質量推定に用いられた。この測定手法において重要となるのは、問題となるFPの放射能の同定であるが、その際に、溶融燃料の自己遮蔽効果及び収納缶等の遮蔽効果を正しく補正することが必要となる。今回の発表では、仮想収納缶としてTMI-2燃料タイプ収納缶情報を用い、漏えい線特性を数値解析により評価し、放射性廃棄物分野での知見を活用しながら、FP放射能量の同定手法の検討結果を報告する。