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論文

Neutron resonance transmission analysis for measurement of nuclear materials in nuclear fuel

土屋 晴文; 北谷 文人; 藤 暢輔; Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2018/07

In fields of nuclear safeguards and nuclear security, non-destructive assay (NDA) techniques are needed in order to quantify special nuclear materials (SNMs) in nuclear fuels. Among those techniques, active NDA ones would be preferable to passive ones. One candidate of active NDA techniques is neutron resonance transmission analysis (NRTA). In fact, experiments done at GELINA have shown that NRTA has high potential enough to quantify SNMs in complex materials. Currently, such a NRTA system requires a large electron accelerator facility to generate intense neutron sources. In other words, it is very difficult to perform NRTA at various facilities that need to measure SNMs. Thus, downsizing a NRTA system would be one solution of its difficulty. In order to realize a compact NRTA system, we develop a prototype with a D-T neutron generator that has a pulse width of 10 $$mu$$s. For this aim, numerical calculations to optimize the compact NRTA system were done. In addition, NRTA measurements with simulated fuel pins were made at neutron time-of-flight facilities such as GELINA. In this presentation, we present results of the numerical calculations and the experimental results. On the basis of those results we discuss a future prospect of a compact NRTA system that would be applicable to SNM quantification. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Development of active neutron NDA system for nuclear materials

藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; Heyse, J.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

Nuclear material accountancy is of fundamental importance for nuclear safeguards and security. However, to the best of our knowledge, there is no established technique that enables us to accurately determine the amount of Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in high radioactive nuclear materials. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission Collaboration Action Sheet-7 started in 2015. The purpose of this project is to develop an innovative non-destructive analysis (NDA) system using a D-T pulsed neutron source. Active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been studied and developed. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for quantification of SNM and MA in high radioactive nuclear materials. The second phase of the project has started. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system. This presentation gives an overview of the project and the NDA system and reports the recent results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

論文

Development of detection and measurement technologies for Nuclear Non-proliferation and Security at JAEA

小泉 光生; 瀬谷 道夫; 富川 裕文; 堀 雅人; 直井 洋介

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2018/07

原子力機構では、文部科学省の核セキュリティ強化等推進事業費補助金の下、核不拡散・核セキュリティのための非破壊分析技術開発を進めている。「核蛍光非破壊測定技術実証試験」では、重遮蔽中に隠蔽された核物質を検知する技術開発を行っている。「アクティブ中性子非破壊測定技術の開発」では、DT中性子源からの中性子を利用して低線量から高線量までの核物質等を分析するためのアクティブ法の技術開発を行っている。また、「先進的プルトニウムモニタリング技術開発」では、高い放射能を持つPu溶液の非破壊・継続的監視、検認を行うための技術開発を進めている。本発表では、補助金事業における核検知・測定技術開発プロジェクトの概略を紹介する。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Development of gamma spectra detector for high active liquid waste

関根 恵; 松木 拓也; 所 颯; 蔦木 浩一; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 富川 裕文

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2018/07

再処理施設においては、プルトニウム(Pu)モニタリングのさらなる適用拡大を図るため、核分裂生成物(FP)を含むPu溶液中のPu量を測定可能な検出器開発が必要である。Puモニタリングに適用可能な$$gamma$$線を調べるため、高線量下、広範囲のエネルギーが測定可能かつ高い分解能を持つCe:GAGG (Ce:Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$)シンチレータを装備した検出器(対象:高放射性廃液)を新たに設計・開発した。その検出器を用いて東海再処理施設の高放射性廃液のコンクリートセル内で、同廃液に対し800keV以上の$$gamma$$線スペクトル測定を実施したところ、Eu-154由来と考えられるピークを検出した。この測定結果は、中性子の測定結果とMCNPシミュレーションを組み合わせ、Puモニタリング技術開発へ適用していく。本発表では、検出器の選定,設計、$$gamma$$線スペクトル測定結果、Puモニタリングへの適用性評価について報告する。本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

論文

Discussion of effective insider threat mitigation method at reprocessing plant

中村 仁宣; 北尾 貴彦; 山田 博之; 河野 壮馬; 木村 隆志; 田崎 隆

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07

To reduce security risks by outsider and insider, JAEA is on-going to raise the security level in accordance with the Japanese domestic regulation for reprocessing plant and through constant voluntary improvements. In the reprocessing plant, since a large amount and several types of nuclear material (NM) are handled, the effective physical protection measures have to be considered them for the unauthorized removal and sabotage appropriately. For the insider, since effective and timely detection manner is applied to a part of inner areas and it seems to be very difficult to doubt our employee at the viewpoint of common sense, we are thinking that applying several effective physical protection measures comprehensively as one of rules are very effective. In Tokai Reprocessing Plant, to reduce insider risks, implementation of many security culture efforts for employee and executive managers, implementation of trustworthiness program including observation of acting, implementation of surveillance to inner area, etc. by camera, access control, introduction of two person rule and implementation of planned education and training, etc. are being conducted. By engaging those measures, we believe that the security risks by insider can be minimized. In this paper, we introduce our insider mitigation methods and discuss their effectiveness and best approach for enhancing the security in the reprocessing plant.

論文

Prospective features for integration of nuclear forensics capability in national framework

玉井 広史; 大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 田崎 真樹子; 清水 亮; 須田 一則; 富川 裕文

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07

核鑑識は、不法に使用された核物質等の試料を分析・照合し、その起源、経路等を解明して犯罪者等の摘発に資する技術的手段であり、警察・司法組織との緊密な連携が必須である。このための国内体制の整備がIAEAをはじめ国際的な協力のもとで進められており、各国の実情に応じた技術的な対応能力の強化・推進の方策に関する考察及び地域協力の在り方に関する検討結果を報告する。

論文

Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy, 1; Development and current status

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07

原子力機構は、4つのアクティブ法を組合せたNDAシステムの開発をEC-JRCと共同で実施している。遅発$$gamma$$線分光法は核分裂性核種の組成比を決定することができるもので、観測する核分裂生成核種の時間依存型の、高エネルギー$$gamma$$線を、サンプルの複雑な核分裂収率と関連付けて分析するものである。興味のある核分裂性核種比を定量するためには、使用する(小型の持ち運びが可能な)中性子源からの速中性子を、核分裂反応断面積の大きな熱中性子までエネルギーを下げつつ、有意な計数信号を得るためのフラックス強度を必要とする。現在、遅発$$gamma$$線分光法の改良のため、JRC-IspraのPUNITAを含むいくつかの施設での実験が進行中である。これらの中性子フラックス、測定環境等データは、遅発$$gamma$$線分光データの分析を行うモンテカルロ法(逆モンテカルロ法)の開発に使われる。ここでの遅発$$gamma$$線分光法は、その実証に関して、これまでの開発成果である減速系の最適化、実験、逆モンテカルロ法についてまとめる。

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy, 2; Experimental studies for determination of fissile materials ratios

Rossi, F.; 小泉 光生; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Pedersen, B.*; Crochemore, J. M.*; Abbas, K.*; Bogucarska, T.*; Varasano, G.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2017/07

保障措置分野では、高線量核物質の核分裂性核種の組成比の独立検認のために、新たな、改良アクティブ問い掛け法NDA技術が必要とされている。原子力機構とJoint Research Centre (JRC)は、サンプルの核分裂生成核種の崩壊からの遅発$$gamma$$線を測定することで、サンプル中核物質の核分裂性核種比を決める遅発$$gamma$$線分光法を共同で開発している。現在、低線量核物質サンプルを用いた測定がいくつかの施設で行われることとなっている。ここで、長半減期核分裂生成核種からの影響を最小限にするために、低エネルギー$$gamma$$線の遮へいと、3MeVを超える高いエネルギーの$$gamma$$線に注目する必要がある。この測定法では、異なる小型中性子源が使用されるが、いずれにおいても中性子エネルギーを熱エネルギー領域まで減速することが必要である。我々は、減速体及び反射体をMCNPを用いて最適化を進めており、また、問い掛け、移動、測定のシークエンスの最適化も進めている。現在進めている測定では、認証されたU/Puサンプルを使用しており、観測する遅発$$gamma$$線を同位体組成に比例する関連付けが可能となる。この発表では、最適化の状況とともに、U/Puサンプル中の核分裂性核種比決定のための実験キャンペーンを紹介する。

論文

$$gamma$$-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07

再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの$$gamma$$線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの$$gamma$$線を測定する試験が行われた。この発表は、$$gamma$$線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。

論文

A Proposal of secure non-destructive detection system of nuclear materials in heavily shielded objects and interior investigation system

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2017/07

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、確実な核物質検知システムの導入、検知物の正確な内部構造把握、及び核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、X線スキャン装置と単色線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを確実な核物質検知システム及び内部検査システムとして、また、取出された核物質部分に関する内部検査機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

Effects of $$gamma$$-ray polarization in NRF-based nondestructive assay of nuclear materials

Omer, M.; 羽島 良一*; 静間 俊行*; 小泉 光生

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2017/07

核共鳴蛍光(NRF)は、核の電気双極子励起および/または磁気双極子励起が起こるプロセスである。これらの励起はそれぞれの原子核の固有のシグネチャであるため、NRFは核物質の非破壊検知出と分析・測定のための実用的なツールを提供する。偏極$$gamma$$線ビームを使用すると、原子核の励起の性質を区別することは容易である。散乱角90$$^{circ}$$では、電気双極子励起は偏光面に対して垂直に放射されるが、磁気双極子励起は入射ビーム偏光と同じ平面内で放射される。対照的に、原子との他の$$gamma$$線相互作用は、入射ビームの偏光に関して異なる応答を示すことがある。例えば、弾性散乱は入射ビームの偏光方向において他の方向より約60%低い放射強度を与えることが期待される。光子エネルギーに基づいてNRFと弾性散乱とを分離することができないので、この事実は、NRF技術の感度に大きな影響を及ぼす。我々は、2.04MeVのエネルギーを有する100%直線偏光$$gamma$$線を用いて行った$$^{238}$$Uにおける光子散乱実験の結果について、弾性散乱が入射ビームの偏光にどのように応答するかを実証する。したがって、我々は、NRF測定における入射光子の偏光の影響を解決することができる。

論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Passive neutron technique (Interim report)

長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白戸 篤仁*; 佐藤 隆*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

Under the collaborative program with United States Department of Energy (DOE), Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) have surveyed technologies for nuclear material quantification of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) since 2012. Four research groups in JAEA and CRIEPI have evaluated independently the applicability for four technologies. We, Plutonium Fuel Development Center of JAEA, are in charge of development of the passive neutron technique. All parties recognized the importance of the characterization study on each candidate technology for establishment of the concept of integrated measurement system that combines several measurement technologies for accurate quantification. For the characterization study, standard fuel debris and canister models were developed. In order to perform the characterization study consistent with the other technologies, we evaluated the applicability of the passive neutron technique for nuclear material quantification of fuel debris based on the standard models. In this study, we performed the optimization of detector configuration and measurement parameter for passive neutron detector and then evaluated measurement accuracy. This paper provides the results of applicability evaluation on passive neutron technique for nuclear material quantification in fuel debris at 1F.

論文

Development of active neutron NDA techniques for nonproliferation and nuclear security, 2; Study on a compact NRTA system

土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2016/07

近年、核保障措置や核セキュリティの観点から、使用済み燃料や次世代のMA-Pu燃料、燃料デブリ中の核物質を非破壊により測定する重要性が増している。その重要性に叶う非破壊分析技術の一つに中性子共鳴透過分析法[Neutron Resonance Transmission Analysis(NRTA)]がある。NRTAは中性子飛行時間測定技術に立脚した技術で、精密さが要求される核データ測定に長年、使われている。実際、核物質の定量にNRTAが有効であることは、これまでの原子力機構とJRCとの共同実験により示されている。ゆえに、NRTAは現在の核不拡散・核セキュリティ分野の必要性にまさに叶うと考えている。しかしながら、今までのNRTA装置は大型の電子線加速器施設を利用しているため、汎用性に欠ける一面があった。そこで、われわれはD-T管(パルス幅10マイクロ秒、平均最大強度$$10^{8}$$から$$2times10^{9}$$ n/s)を利用した小型NRTA装置のプロトタイプの開発に着手した。本発表では、プロトタイプ装置の概要と、プロトタイプ装置の使用済み核燃料やMA-Pu燃料に対する適用性を数値計算により評価した結果を報告する。また、将来的には小型電子線加速器を用いたNRTA装置を開発することを視野に入れており、小型電子線加速器を用いたNRTA装置の性能についても議論する。

論文

Evaluation of neutron flux distribution in the JAEA type and JRC type DDA systems

前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃量の非破壊測定技術の開発を目的として欧州JRCとの共同研究を開始した。共同開発項目の1つであるDDA法の技術開発として、JAEA型DDA法とJRC型DDA法の特性を比較し、より発展した手法、装置の開発を目指している。JRC型DDA法では高感度を実現するために14MeV中性子発生管とグラファイトを用いて大量の熱中性子を発生させている。一方、JAEA型DDA法では測定対象のマトリクスによる減速を利用し測定対象内の位置感度差を低減するために、高速中性子の多い中性子場を発生させている。DDA法では、装置の性能を評価する上で中性子発生管により装置内に作られる中性子場を正確に評価することが重要である。本発表では、モンテカルロシミュレーションと放射化測定により得られた結果に基づいたJRC型DDA法を使用したPUNITAとJAEA型DDA法を使用したJAWAS-T装置内の中性子束分布について評価結果を報告する。

論文

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security, 1; Study on next generation DDA

呉田 昌俊; 前田 亮; 大図 章; 飛田 浩

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2016/07

原子力機構は、EC-JRCとの国際共同研究による「核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子非破壊測定技術開発」を進めている。本技術開発には、ダイアウェイ時間差分析法(DDA)、中性子共鳴透過分析法(NRTA)、即発$$gamma$$線分析法(PGA)、中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法(NRCA)、遅発$$gamma$$線分析法(DGS)が含まれている。本技術開発は、使用済燃料や次世代型のMA核変換用燃料など高放射線量核燃料に適用できる非破壊測定技術としてそれぞれの技術を高度化することを目的としている。本報では、技術開発の現状と次世代型DDA技術に関する研究について報告する。このDDA技術開発の最終目的は、高線量核燃料を小さい計測の不確かさで計測ができるDDA技術を確立することである。次世代型DDAの特徴と、これを実現するため2017年にNUCEFに設置予定である統合試験装置Active-N、そしてデータ分析手法の開発の現状について発表する。

論文

Study on improving measurement accuracy of Epithermal Neutron Measurement Multiplicity Counter (ENMC)

能見 貴佳; 川久保 陽子; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Los Alamos National Laboratory (LANL) jointly developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter (ENMC). A measurement test was performed using the standard samples and its results showed that ENMC achieves high measurement accuracy (approx. 0.4%) for $$^{240}$$Pu effective mass under the optimum conditions. However, in the practical measurement for nuclear material accountancy or safeguards, a bias is observed due to the variation of the sample properties. With this recognition, JAEA jointly with LANL conducted simulations for identifying the causes of this bias. The simulation results showed that the dominant cause of the bias is variation in sample density and this bias can be mitigated by correcting neutron counting efficiency. JAEA and LANL evaluated the applicability of correction methods for the neutron counting efficiency by real measurement data and by simulation data. For the real measurement, the results showed that the real measurement data is difficult to be applied to the correction because of its significant measurement error. For the simulation, we evaluated the neutron counting efficiencies for typical density of MOX pellet and powder. Consequently, total measurement uncertainty for Pu mass quantification by using combination of ENMC and NDA for isotopic ratio of Pu (HRGS) attains 0.7% which is equivalent to the destructive assay level.

論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Active neutron technique (Interim report)

米田 政夫; 前田 亮; 古高 和禎; 飛田 浩; 服部 健太朗; 下総 太一; 大図 章; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

FNDI法を用いた非破壊計量管理システムの開発を行っている。FNDI法はアクティブ法測定の一種であり、誘発核分裂核種(U-235, Pu-239, Pu-241)の総量を求めることができる。これまでに、TMIのキャニスタを仮定したデブリ計測システムの設計解析を実施しており、その結果はINMM-56において発表している。その後、福島第一原子力発電所燃料デブリ用キャニスタ及びデブリ組成の計算モデルの検討を行い、その結果を用いたデブリ計測システムの改良を進めてきた。本発表では、その新しいNDA計測システムを用いたデブリ測定の解析及び評価結果を示す。それに加え、多くの核物質を含むデブリが測定に与える影響について、解析による検討結果を示す。

論文

Development of Pu standard material preparation and characterization technique in Japan

岡崎 日路; 芝野 幸也; 阿部 勝男; 角 美香; 茅野 雅志; 影山 十三男; Mason, P.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2016/07

IDMS法による計量分析において使用される、LSDスパイクと呼ばれる標準物質は、試料の取扱いや分析が困難な状況下で、様々な核物燃料質の精確な分析を可能としている。LSDスパイク調製に必要なプルトニウムの主原料であるプルトニウム標準物質の海外からの長期的な安定供給が困難なため、プルトニウム燃料技術開発センター(PFDC)は、LSDスパイクのPu原料として国内で入手可能なMOX粉末の使用の可能性について検討した。その中でPFDCは、米国エネルギー省のニューブルンスウィック研究所(NBL)との共同研究において、MOX粉末中のプルトニウムの分離・精製及び値付けを行い、LSDスパイクの原料として適したPu標準物質(MOX-Pu)を調整した。MOX-Puの詳細な調製手順及び共同研究結果等について報告する。

論文

Feasibility study of technology for Pu solution monitoring including FP; Composition research of high active liquid waste and radiation measurement results on the surface of cell

松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/$$gamma$$線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの$$gamma$$線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある$$^{238}$$Pu及び$$^{239}$$Pu由来の$$gamma$$線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。

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