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論文

ウラン廃棄物ドラム缶のNDA測定の高度化計画; アクティブ中性子測定の導入

在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実; 春山 満夫; 高瀬 操; 大図 章; 呉田 昌俊

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2012/10

200リットルドラム缶収納の廃棄物中の全ウランを定量するパッシブ中性子NDA測定装置"NWAS"を開発しフッ素元素を伴う製錬転換施設のウラン廃棄物の測定に活用している。本装置は主としてウランの$$alpha$$線と廃棄中に存在するフッ素元素等との反応で生じる$$^{234}$$U($$alpha$$,n)中性子を16本の$$^{3}$$He比例計数管を用い測定するものである。高感度・高精度の測定を実現できる反面、中性子透過率がドラム缶収納物の種類や密度に影響されるという問題点も内包しているため、いわゆる"unknown objects"に対しては正確な定量が困難となる傾向があった。この課題を解決する手段としてアクティブ測定方法へと改良する検討を進めている。測定体系全体をコンクリート壁で囲い、内部中央に測定対象ドラム缶、一端に中性子発生装置、対向位置に$$^{3}$$He比例計数管を配置する構造とし、ポリエチレンにより減速させた中性子によりドラム缶内部で$$^{235}$$U核分裂を誘発させ二次的に発生する中性子により全ウラン量を定量するものである。事前のシミュレーションにおいて現装置よりも大幅に感度・精度を向上させることが予測され、今後の核燃料物質管理測定実務の効率化に大いに貢献しうることが期待される。

論文

ウラン廃棄物ドラム缶のNDA測定手法改良検討; アクティブ中性子測定法の性能評価

春山 満夫; 高瀬 操; 大図 章; 呉田 昌俊; 在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 門 一実

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10

人形峠環境技術センター製錬転換施設では、現在開発しているウラン量定量測定装置(NWAS)の高度化(高精度・高感度化)を目的にパッシブ中性子測定法からアクティブ中性子測定法への変更を検討している。このアクティブ中性子測定法の候補として、短時間で核分裂性ウランの定量化が可能な高速中性子直接問いかけ法を導入する計画である。この手法は、これまでドラム缶廃棄物中の微量の核分裂性物質(U, Pu)をドラム缶内の位置感度差がほとんどない状態で精度よく定量化する目的で開発されたものである。また、この手法はドラム缶廃棄物のウランの定量化のほかに、核テロ対策としての航空手荷物検査装置にも適用研究がなされ、少量核分裂性物質の高速探知(数秒)を実証した実績がある。本報では、本高速中性子直接問いかけ法を人形峠環境技術センターのNWAS用に導入・適用するにあたって、計測システムの設計とその性能をシミュレーションにより評価した結果について報告する。

論文

Proposal of neutron resonance densitometry for particle like debris of melted fuel using NRTA and NRCA

小泉 光生; 北谷 文人; 原田 秀郎; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫; 土屋 晴文; 飯村 秀紀

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2012/10

東京電力福島第一原子力発電所の解体・更地化の際、溶融燃料中の核物質の計量管理を求められる可能性がある。取り出された溶融燃料は、形状や大きさ、さらに構成要素やその割合がわからないので、核物質の定量は非常に難しいと考えられる。またそのため、定量方法は決められていない。本講演では、中性子共鳴濃度分析法(Neutron Resonance Densitometry (NRD))による粒子状溶融燃料中の核物質測定を提案する。この手法は、Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA)とNeutron Resonance Capture Analysis (NRCA)もしくはPrompt Gamma ray Analysis (PGA)の2つの手法を組合せたもので、パルス中性子源を装備した飛行時間法(TOF)測定装置を用いる。

論文

ZnSセラミックシンチレータを使ったPu-NDAシステムの開発計画

呉田 昌俊; 曽山 和彦; 瀬谷 道夫; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操; 坂佐井 馨; 中村 龍也; 藤 健太郎

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10

He-3ガス不足問題が深刻となり、核セキュリティや保障措置分野で数多く利用されてきたHe-3中性子検出器に代替するNDA用中性子検出器技術の開発が急務となっている。そこで、文部科学省核セキュリティ強化等推進事業の一つとして、保障措置検認装置に組み込んで使用できるZnSセラミック・シンチレーション中性子検出器の開発を進めている。本稿では、開発計画、試作したZnSシンチレーション中性子検出器を用いた実験結果、He-3中性子検出器を用いた現行PCAS装置を比較対象モデルと想定した基礎技術実証装置の基本設計について記す。

論文

ZnSセラミックシンチレータを使ったPu-NDAシステムのデモンストレーション計画

中村 仁宣; 呉田 昌俊; 大図 章; 曽山 和彦; 中村 龍也; 向 泰宣; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2012/10

保障措置機器としての$$^{3}$$He型中性子検出器の代替技術を確立するため、文部科学省核セキュリティ強化等推進事業の1つとして、ZnSセラミックシンチレータを用いた新しい中性子検出器(Pu NDA)開発の研究開発プロジェクトを開始した。検出器設計はプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)に設置してあるMOX貯蔵容器中のPu量測定システム(PCAS、$$^{3}$$He検出管22本)を参考にする。原子力機構ではPu NDAシステム製作後の技術や性能を確認するため、2段階のデモンストレーションを計画している。2013年の6月頃に実施する第1段階では、垂直軸方向の感度分布平坦性、検出器パラメータの設定及び基本的な性能比較試験をCfソース又はMOX粉末を用いて実施する。その後、検出器に修正を加え、2013年12月頃に行う第2段階では、既設のPCASと新しいPu NDA間の性能比較試験として、Pu量と計測のばらつきの相互確認を実施する。これらの試験を通じ、新しいPu NDAの良好な性能が証明され、$$^{3}$$He型中性子検出器の代替技術が確立されるものと期待する。

論文

複数のグローブボックス環境下におけるホールドアップ測定への動的クロストーク補正(DCTC)の適用

中道 英男; 中村 仁宣; Beddingfield, D.*; 向 泰宣; 栗田 勉

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10

プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)では、グローブボックス(GB)内のホールドアップ中に含まれるプルトニウム量をHBAS(パッシブ中性子測定用NDA, 混合機ホールドアップ測定装置)により測定し、計量管理を行っている。複数のGBが近接する工程室では、他のGBから発生する中性子による二重計数の影響(クロストーク)について適切に補正する必要がある。従来、クロストークの補正はあらかじめ決定した定数を用いていたが、各GBの在庫状況は運転により変化することから、それに対応した分散線源解析法による動的クロストーク補正(DCTC)を新たに適用した。DCTC法のHBAS測定への適用により、信頼できるクロストーク補正後のDoubles計数率が導かれ、バイアスが低減された。その結果として、HBASの測定誤差を半分の約10%に改善することができた。本手法は、特定空間に在庫変動するアイテムが複数存在する場合のクロストーク補正を効果的に行えることから、今後の保障措置設計手法への活用が期待される。

論文

統合PNAR/SINRD装置による「ふげん」使用済燃料プルトニウム量の測定試験準備状況について

片野 好章; 江原 里泰; 高城 久承; 中村 孝久; Bolind, A.; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2012/10

新型転換炉「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却圧力管型の原型炉である。「ふげん」は2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置段階にあるが、燃料貯蔵プールには使用済MOX燃料を保有しており、燃料の非破壊測定(NDA)試験を柔軟に実施することが可能である。原子力機構と米国ロスアラモス国立研究所(LANL)は、統合PNAR/SINRD(Passive Neutron Albedo Reactivity/Self-Interrogation Neutron Resonance Densitometry)装置によるNDA試験を2013年に「ふげん」において行うことを計画し、現在、LANLでは統合PNAR/SINRD装置の設計・製作を、原子力機構では試験の準備を実施している。NDA試験のための準備において、特に、試験条件等を規制、安全基準に合致させることは、商業用軽水炉における同様なNDA測定に向け重要な教訓になるものと考えられることから当該試験の準備の実施状況について報告する。

論文

東海再処理施設におけるランダム査察導入後の施設者の経験

牧野 理沙; 石山 港一; 木村 隆志; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 池田 敦司*; 山口 勝弘*

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10

JNC-1サイト(東海再処理施設,MOX燃料施設等)への統合保障措置(IS)は、2008年8月に適用が開始された。これに伴い、核燃料物質の転用にかかわる抑止力を高める目的で、あらかじめ日程が設定された従来の中間在庫検認(IIV)から、短時間通告によるランダム査察(RII)への移行が行われた。東海再処理施設(再処理工場及びプルトニウム転換技術開発施設を含む)では、ISの要件を満足するため、リモートモニタリングを確立しRIIの円滑な導入に協力してきた。RIIの導入により、運転員の常時待機や短時間での在庫リストの申告の提出の必要性が生じたが、現在運転停止中の東海再処理施設では査察対応日数は従来のIIVに比べ約60%に削減された。本発表では東海再処理施設におけるランダム査察導入後に得られた効果並びにキャンペーン中のRIIに関する今後の課題について、施設者の観点から報告を行う。

論文

核物質防護実習フィールドの概要

川太 徳夫; 若林 修二; 内藤 愛策

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 6 Pages, 2012/10

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、アジア地域などの新興の原子力発電利用国における「核セキュリティの政策・規制にかかわる政府関係者」、「核物質防護(PP)設備の計画立案・運営にかかわる事業者」、「PP設備の設計・保守担当者」、「PPにかかわる警備担当者」等がPPにかかわる実習を行える設備を整備した。2012年4月よりISCNの供するPPトレーニングに利用され、国内の原子力事業者,規制当局の研修に期待されている。本設備は、実際のPP設備において使用している「防護フェンス」、「センサー」、「カメラ」などの基本的な防護設備・機器を設置し、効果的かつ実践的な実習を行うことを目的としている。ここでは、核物質防護実習フィールドの概要について述べる。

論文

シミュレーション計算によるHKED法を用いた多元素同時分析の検討

静間 俊行; 羽島 良一; 早川 岳人; Angell, C.; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 5 Pages, 2012/10

レーザーコンプトン散乱で生成する大強度単色エックス線(LCSエックス線)を用いた非破壊元素分析装置(次世代ハイブリッドK吸収端濃度計測法、Advanced HKED)を提案した。EGS5を用いたモンテカルロシミュレーション計算から、Advanced HKED装置を用いることにより、溶解液中のU, Pu, Npを高速,高精度で測定が可能であることわかった。今回、EGS5モンテカルロシミュレーション計算コードを用いて、新たにHKED法による多元素同時分析に関する検討を行った。本稿では、そのシミュレーション結果について報告するとともに、2012年6月にIAEAで開催されたHKED技術研究会(Workshop on XRF-Techniques for Quantitative Analysis in the Nuclear Field)の内容について報告する。

論文

バーチャル・リアリティを用いた核セキュリティトレーニングシステムの概要

野中 信之

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2012/10

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では、アジア地域を中心とする原子力新興国などの核セキュリティの分野における人材育成支援に向けて、幅広いニーズに応じ実践的で体験型の核セキュリティ学習の環境構築のため、バーチャル・リアリティ(VR)を用いたトレーニングシステムの開発・整備を行っている。本システムでは、大型の表示装置(CAVE型スクリーン)上に原子力施設及び設備環境を立体的(3D)に可視化表示するVR施設として再現し、トレーニング参加者はこの映像空間の中で会話型操作により視覚的に原子力施設内を自由に検分できるように設計されている。このVR施設では、原子力施設の特徴や核セキュリティに関する防護機能を学習するとともに、施設内にカメラ、センサーなどの機器を配置して防護システムを構成し、その機能を多様な環境条件(昼夜、天候の変化など)のもとで確かめるなどの実践的な設計・評価の演習を行うことが可能である。本論では、トレーニングシステムの特徴と狙い、基本的なシステムの構成及びトレーニングプログラムの概要について述べる。

論文

核不拡散・核セキュリティ総合支援センターの人材育成支援事業と海外の国際的な人材育成支援事業を行う組織との協力関係

小林 直樹; 直井 洋介; 若林 修二; 内藤 愛策; 濱田 和子; 野呂 尚子; 松澤 礼奈

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2012/10

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、2011年4月からアジアを中心とした新興の原子力利用国の政府や事業者の担当者に対して、国内外において、核不拡散・核セキュリティ分野での人材育成支援事業を展開してきている。本稿では、ISCNにおける人材育成支援事業の概要を報告するとともに、特に核セキュリティ分野での人材育成支援事業を中心に、IAEA, 米国サンディア国立研究所の状況、また、近隣の中国,韓国での人材育成支援事業の進捗状況等についても概観し、ISCNの事業との連携・協力関係、相違点などを整理し、今後のISCNとこれら組織との協力関係について概観する。

論文

日本原子力研究開発機構における保障措置・核セキュリティにかかわる先端技術開発計画

Bolind, A.; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 羽島 良一; 原田 秀郎; 中村 孝久; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2012/10

日本原子力研究開発機構は、保障措置及び核セキュリティに関する核物質計測及び検知にかかわる先端技術開発の4つのプログラムを進めている。最初のテーマでは、$$^{3}$$He(比例計数管)の代替としてZnSセラミックシンチレータ中性子検出器を利用した非破壊分析(NDA)システムを設計するとともに、シミュレーションを実施した。二つ目のプログラムである核共鳴蛍光(NRF)を利用した核分裂性物質のNDAの基礎実証について、平成23年度より、プローブとして使う大強度単色$$gamma$$線の発生実証を行うため、高エネルギー加速器研究機構のエネルギー回収型リニアックに接続する電子周回軌道部の製作を開始し、24年度に周回部を完成させる予定である。また、NRF反応をシミュレーションするコードの検証作業をJAEA・DOE共同研究として開始した。3つ目のプログラムは、24年度新規に開始したもので、中性子共鳴透過分析(NRTA)と中性子共鳴捕獲分析(NRCA)を組合せた、粒子状デブリ中の核物質を測定する新しいNDAシステムの開発であり、そのプロトタイプの設計・製作に着手した。4つ目のプログラムは、2013年、ふげんの使用済み燃料を使用して行う新しいNDA装置(ロスアラモス研究所設計・製作)の測定実験であり、これまでに測定の手順等を詳細にまとめた。このNDA装置は、自発中性子反射反応度法(PNAR)と自発中性子共鳴濃度分析法(SINRD)が統合された測定法を採用している。

論文

原子炉過酷事故で生成した溶融燃料中の核物質非破壊測定技術の適用性研究と開発

瀬谷 道夫; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 呉田 昌俊; 高峰 潤; 羽島 良一; 早川 岳人; et al.

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 10 Pages, 2012/10

東京電力福島第一原子力発電所事故のような原子炉過酷事故で発生した溶融核燃料中の核物質を非破壊で精度よく測定する技術として、中性子共鳴濃度分析法(NRD: Neutron Resonance Densitometry)と大強度単色$$gamma$$線核共鳴蛍光法(LCS $$gamma$$-NRF: Laser Compton Scattering Gamma-rays - Nuclear Resonance Fluorescence)の適用性研究とその開発について説明する。溶融核燃料の取出し時の形態として、粒子状デブリと切出し形状(小石状,円柱状,板状等)デブリに分けられるが、中性子共鳴濃度分析法は粒子状デブリを対象とする方法として、また、大強度単色$$gamma$$線核共鳴蛍光法は切出し形状(小石状,円柱状,板状等)デブリを対象とする方法として、他の非破壊分析方法と比較した場合の優位性を議論するとともに、将来の開発構想についても紹介する。

論文

核燃料の中性子非破壊測定技術の理解のための物理学の本質

Bolind, A.; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第33回年次大会論文集(インターネット), 12 Pages, 2012/10

2008年から米国エネルギー省のNGSI(次世代保障措置イニシアティブ)では、使用済み核燃料中のPuの直接非破壊測定という観点で、非破壊測定技術について研究開発を進めている。NGSIで検討されている14の技術のうち、10の中性子測定技術は核分裂性物質含有量等を決定するものである。これらの10の技術は、測定に利用する中性子の特性に応じて分類することができる。5つの技術は核分裂性物質による中性子増倍を測定し、3つは核分裂性同位元素中の共鳴反応に関する中性子エネルギースペクトルを分析し、2つは核分裂で放出される中性子の同時計数を行うものである。これらの原理に関する基本的な知識は、これらの技術を理解するために不可欠である。本稿はこれをまとめたものである。

口頭

AVISの性能評価試験中間報告

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; 渡邊 健人*; Marlow, J.*; Martyn, S.*; Menlove, H.*; et al.

no journal, , 

AVIS(Advanced Verification for Inventory sample System)は、ロスアラモス国立研究所が核物質管理センター(NMCC)の委託により、MOXペレット等に含まれるプルトニウム量の高精度測定(0.5%以下)を目的として開発された非破壊測定装置であり、大型MOX燃料加工施設(J-MOX)用の保障措置機器として使用される。J-MOXでは破壊分析試料の一部を本装置で測定し、破壊分析試料数を低減することが検討されている。よって、本装置は、保障措置の効率化の観点から、J-MOXの保障措置適用において重要な役割を担う。原子力機構は、非破壊測定装置開発にかかわる経験・知見、及びプルトニウムを取扱える試験環境を有することから、本装置の性能評価試験を受託した。これまでに標準線源(中性子及び$$gamma$$)による試験を実施しており、本装置が設計通りの性能を有することを確認している。今後、MOX試料を用いた性能評価試験を計画しており、より詳細に測定精度等の評価を行う予定である。本件は、AVISの性能評価試験結果及び今後の試験計画について報告するものである。

口頭

CTBT検証制度における希ガス挙動に関する研究; むつ市における国際希ガス共同観測

木島 佑一; 井上 尚子; 山本 洋一; 小田 哲三

no journal, , 

包括的核実験禁止条約(CTBT)にかかわる国際検証体制の一環として、地球規模での放射性希ガス(キセノン)観測に関する実験(INGE: International Noble Gas Experiment)が行われている。日本及びその周辺には放射性キセノンの放出源である原子炉や医療機関が多数あり、地下核実験の検知のためにはこれらの通常のバックグラウンド挙動の把握が重要である。本共同観測は米国パシフィックノースウェスト国立研究所(PNNL)との共同研究として実施している。大気輸送モデルによるシミュレーション結果及び現地調査に基づいて青森県むつ市を選定し、PNNLが開発した高感度の移動型希ガス観測装置を設置して、日本及びその周辺の希ガス挙動調査のための測定を開始した。本論文では、その概要とこれまでの測定結果について報告する。

口頭

Significantly improving nuclear resonance fluorescence non-destructive assay by using the average technique and photofission

Angell, C.; 早川 岳人; 静間 俊行; 羽島 良一

no journal, , 

Non-destructive assay (NDA) of $$^{239}$$Pu in spent nuclear fuel or melted fuel using a $$gamma$$-ray beam is possible using the self interrogation method. The method uses nuclear resonance absorption where resonances in $$^{239}$$Pu remove photons from the beam, and the selective absorption is detected by measuring the decrease in scattering in a witness target placed in the beam after the fuel, consisting of the isotope of interest, namely $$^{239}$$Pu. The method is isotope specific, and can use photofission or scattered $$gamma$$-rays to assay the $$^{239}$$Pu. It overcomes several problems related to NDA of melted fuel, including the radioactivity of the fuel, and the unknown composition and geometry. This talk will explain the general method, and how photofission can be used to assay specific isotopes, and present example calculations.

口頭

原子力機構における核鑑識技術開発の現状

桜井 聡; 木村 祥紀; 佐藤 兼章; 戸田 暢史; 篠田 芳晴; 大久保 綾子; 間柄 正明; 綿引 優; 久野 祐輔

no journal, , 

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我が国は、核物質の測定、検知及び核鑑識にかかわる技術の開発について、「今後、3年後を目途により正確で厳格な核物質の検知・鑑識技術を確立し、これを国際社会と共有することにより、国際社会に対して一層貢献していく所存である」と声明した。これを受けて、核鑑識に必要なさまざまな分析に関する潜在的な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。主要な開発項目は、同位体組成分析,不純物分析及びウラン年代測定である。この技術開発を推進するため、米国エネルギー省と欧州委員会共同研究センターとの協力を開始した。本発表では、核鑑識にかかわる分析技術開発と国際協力の現状について報告する。

口頭

核セキュリティシンポジウムとソウル核セキュリティサミットの成果

千崎 雅生

no journal, , 

2012年3月、韓国ソウルにて開催された「核セキュリティシンポジウム」及び「核セキュリティサミット」の概要及び結果を報告するとともに、今後の原子力政策には、原子力安全と核セキュリティが重要である旨を講演する。

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