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論文

Sample thickness effect on nuclear material quantification with NRTA for particle like debris of melted fuel

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; Becker, B.*; Kopecky, S.*; Kauwenberghs, K.*; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2013/07

Neutron resonance densitometry (NRD) is based on a combination of neutron resonance transmission analysis (NRTA) and neutron resonance capture analysis (NRCA). This non-destructive technique is considered for the quantification of nuclear materials in samples of melted fuel that will be removed from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. However, NRD has never been applied for measurements of melted fuel, and the measurements are considered to be difficult because of the characteristics of the samples. To verify the effectiveness of NRD, all components having an impact on the results have to be investigated. The uncertainty of the result is strongly influenced by the characteristics of the sample, in particular the sample inhomogeneity, particle size, presence of neutron absorbing impurities, radioactivity and temperature. To estimate the impact of the sample characteristics, JAEA and JRC-IRMM have started a collaboration. Within this collaboration experiments are in progress at the Time-Of-Flight facility of the EC-JRC-IRMM. In this presentation, results of neutron transmission measurements on Cu samples with different thicknesses at a 25-m flight path are reported. The data, which are analyzed with a resonance shape analysis code REFIT, are used to verify the effect of the particle size and the presence of neutron absorbing impurities. Some of the results are also used to validate data obtained by Monte Carlo simulations.

論文

Recent progress in research and development on the neutron resonance densitometry for particle-like debris of melted fuel

原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; 高峰 潤; 呉田 昌俊; 飯村 秀紀; 瀬谷 道夫; Becker, B.*; Kopecky, S.*; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

粒子状溶融燃料に含有される核燃料を計量するために機構が開発を進めている中性子共鳴濃度分析法の技術開発の進捗について、測定原理の他、含有されるボロン等の不純物を分析するために特別に設計した$$gamma$$線検出器の評価、IRMMのパルス中性子発生施設GELINAで実施した試験研究の成果、及びプロトタイプ装置の設計を含め、総括的に報告する。

論文

Contribution of the JRC to the development of neutron resonance densitometry to characterize melted fuel from severe accidents

Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Emiliani, F.*; Kopecky, S.*; Kauwenberghs, K.*; Moens, A.*; Mondelaers, W.*; Sibbens, G.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2013/07

JAEA and EC-JRC started a collaboration to study Neutron Resonance Densitometry (NRD) as a method for the characterization of melted fuel formed in nuclear accidents. NRD is based on a combination of Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA). In this presentation, the contribution of the EC-JRC-IRMM to the project is discussed. Within the project the GELINA facility will be used to validate the method and perform tests on calibration and test samples. In a first exercise the test samples will not contain actinides, however, they will contain nuclides having similar characteristics as the melted fuel for NRCA and NRTA. These samples will be produced and characterized at dedicated laboratories of our institute. To study the impact of the sample characteristics, in particular the particle size distribution of powder samples, various analytic models are compared. In addition stochastic simulations are used to select a specific model and to estimate the uncertainties introduced by the model. The stochastic model is also used to verify bias effects due to sample properties. The results of the simulations are verified by measurements at GELINA. In addition, the data reduction and analysis procedures will be adapted such that they can be used for in-field application of NRD. The changes required for NRD applications are discussed.

論文

New attempt to assess interruption probability with sensor-signal variations

寺尾 憲親; 鈴木 美寿

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

核セキュリティ分野での確率論的リスク評価の新たな試みとして、核物質防護のシステム効率は検出性能と伝達性能を考慮した妨害確率から評価される。サンディア国立研究所で開発された妨害確率を求める敵対者侵入経路阻止評価(EASI)は核物質防護の評価手法として広く使用されているが、センサやカメラからの信号の環境要因による効果は考慮されていない。検出及び伝達の変動の確率分布は、妨害のすべての性能を計算するためにEASIに導入され、システム性能は原子力施設の仮想モデルを用いて調査される。正規乱数を使ったモンテカルロ手法によって、妨害確率の分布は検出確率と伝達確率から数的に計算される。

論文

Feasibility study on passive neutron technique applied to fuel debris measurement at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 中島 真司; 浅野 隆

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2013/07

福島第一原子力発電所では、2011年3月11日の地震及び津波の影響により、炉内に燃料デブリが発生している。今後、炉の廃止措置に伴い、日本は、燃料デブリを安全に回収し、適切に計量管理することを計画している。現在、燃料デブリの測定技術に関しては、原子力機構及びDOE間の協力下で、候補概念の調査が行われている。プルトニウム燃料技術開発センターでは、候補概念の一つとして、これまでプルトニウム取扱施設の計量管理・保障措置の分野で幅広く適用されているパッシブ中性子法の応用を検討している。燃料デブリは、炉内での燃焼に伴い、中性子及び$$gamma$$線の発生源となるマイナーアクチニド及び核分裂生成物を含んでいる。また、再臨界防止のために投入されたボロン等の中性子吸収剤も含んでいる。これらのことから従来のパッシブ中性子法をそのまま適用した場合、プルトニウムの定量が困難であると予測される。これらの課題を克服するため、プルトニウムから放出された中性子の選択的な計数、$$gamma$$線の影響の低減化及び中性子吸収剤の影響の推定に関する新たな技術開発が必要となる。本稿では、燃料デブリ測定へのパッシブ中性子法の応用の概念を報告する。

論文

Performance test results of the advanced verification for inventory sample system (AVIS)

中島 真司; 長谷 竹晃; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; 熊倉 信一*; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

Advanced verification inventory system (AVIS)は、米国ロスアラモス国立研究所(LANL)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を高精度(0.5%以下)に測定することを目的としてロスアラモス国立研究所が開発した非破壊測定装置であり、現在、日本原燃が建設中のMOX燃料加工施設(J-MOX)における査察機器として使用される予定である。J-MOXでは、保障措置の効率化の観点から、一部の破壊分析試料を、本装置で高精度に測定することにより、破壊分析試料数の低減化を図ることが検討されており、本装置は、J-MOXの保障措置適用において重要な位置づけを担う予定となっている。原子力機構は、これまでの非破壊測定装置の開発実績及び核物質を使用できる試験環境を有することから、本装置の性能評価試験をNMCCより受託した。原子力機構は、MOX試料を用いてAVISの全誤差を評価した。本評価では、測定試料の密度、プルトニウム含有率及び添加剤の影響についても確認した。その結果、AVISは、測定条件等を最適化することにより、目標精度0.5%を達成する見込みを得た。本件は、原子力機構が実施したAVISの性能評価試験の結果を報告するものである。

論文

R&D status and future plan of nuclear forensics for analytical technology and national library at JAEA

木村 祥紀; 篠原 伸夫; 佐藤 兼章; 戸田 暢史; 篠田 芳晴; 綿引 優; 久野 祐輔

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2013/07

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日本政府は、核物質の測定、検知及び核鑑識にかかわる技術の開発を3年間を目途に確立し、国際社会と共有するという声明を発表した。この声明を受け、核鑑識技術開発に必要なさまざまな分析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。原子力機構における核鑑識技術開発は、同位体・不純物測定技術や粒子形状分析技術、年代測定技術といった核鑑識分析技術に加えて、国家核鑑識ライブラリのプロトタイプ開発をカバーしており、各分野において米国DOEと国際協力の下で研究開発が進められている。研究開発プロジェクトの第一段階として、分析技術とライブラリの研究開発の結果が2013年度までに国際社会と共有される予定となっている。本発表では、原子力機構における核鑑識分析技術及び核鑑識ライブラリの研究開発プロジェクトの現状と一部結果について発表する。また研究開発の展望として、日本由来の核物質の特性評価や、核鑑識ライブラリへの原子力機構の核物質データの登録計画などについても発表する。

論文

Study on sustainable regional nuclear fuel cycle framework from nuclear non-proliferation viewpoint, 4; A Specific proposal of Asian regional MNA framework

久野 祐輔; 田崎 真樹子; 秋葉 光徳*; 安達 武雄*; 高嶋 隆太*; 田中 知*

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

アジア地域多国間管理枠組み研究における最終提案についての結果を報告する。本研究では、フロントエンド,バックエンド両者を対象に、ウラン濃縮再処理、MOX燃料製造・貯蔵施設、及び使用済み燃料貯蔵施設等の国際化を論じた。

論文

Study on sustainable regional nuclear fuel cycle framework from nuclear non-proliferation viewpoint, 5; Comprehensive evaluation of Asian regional MNA framework

久野 祐輔; 田崎 真樹子; 秋葉 光徳*; 安達 武雄*; 高嶋 隆太*; 田中 知*

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

本研究では、フロントエンド,バックエンド両者を対象としたアジア地域多国間管理枠組み研究における最終提案について総合評価を行ったので報告する。

論文

Proposal of direct alpha estimation technique by using ring ratio in the continuous neutron monitor (CNM)

中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; 向 泰宣; 林 宏幸*; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 栗田 勉

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2013/07

PCDFにおいては、計量管理や保障措置の改善のため、ホールドアップに対する連続中性子モニタリング技術(全中性子法)の確立を研究している。一般的に全中性子法では、アルファ値や中性子の増倍値が既知でなければ、Pu量を計数率から直接推定することは困難である。ホールドアップの場合、増倍を1とみなすことができ、定数として扱えることから、アルファ値を直接測定もしくは推定することができれば、全中性子法を用いてPu量の連続測定を行うことが可能となる。本研究では、二重リン構造の中性子検出器を用い、異なる既知のアルファ値のホールドアップ試料を測定し、アルファ値とリング比率の相関を検証した。その結果、リング比率がアルファ値と比例関係にあることを見いだし、全中性子測定で得られたリング比率を用いることでアルファ値を直接測定又は推定する技術を確立した。また、本技術は、Pu量測定ばかりではなく、不純物調査や同位体組成比の変化等も確認することができ、幅広い応用も可能であることがわかった。

論文

Rehearsal and actual measurement of Fugen spent fuel assemblies by integrated PNAR and SINRD under the JAEA-USDOE collaboration program

林 健太; 中村 孝久; 高城 久承; 堀江 薫; 中山 保; 橋本 和彦; 林 省一; 中村 信二; 竹中 茂樹; 石塚 信男; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

新型転換炉ふげんは福井県敦賀市にある重水減速沸騰軽水冷却型原子炉の原型炉である。ふげんは2003年3月に運転を終了し、現在は廃止措置(解体)段階にあるが、その使用済燃料貯蔵プールにはMOX及びUO$$_{2}$$の使用済燃料が存在する。ふげんは原型炉であることから、使用済燃料貯蔵プールでの燃料取扱には柔軟性があり、使用済燃料にかかわる各種の測定試験を行うことができる。そのような特徴を活かして、JAEAとU.S.DOE(LANL)は、統合PNAR・SINRD装置によるPu量の非破壊測定試験を2013年6月末より実施する。本発表では、JAEA/USDOE共同研究PAS24において、ふげんで実施したPu-NDA装置(統合PNAR+SINRD)によるふげん使用済燃料の実測定及び、事前に実施したリハーサルの試験結果等について報告する。

論文

Utilization of process monitoring data in the Tokai Reprocessing Plant for future nuclear security

清水 靖之; 山崎 勝幸; 木村 隆志; 遠藤 雄二; 中村 仁宣

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2013/07

IAEAからの核セキュリティにかかる提案(INFCIRC225/rev.5)に述べられている計量管理を除くほとんどの要件が、2012年3月に再処理事業規則に取り入れられた。このため、東海再処理施設では、その再処理事業規則に基づく要件を満足させるため、ハードやソフト対応を2年以内に完了させる予定である。東海再処理施設では、再処理事業規則に基づく強化措置とは別に、施設の安全管理を目的とした工程監視データを核セキュリティにも利用することでより有効でかつ効率的な核セキュリティを確立するのに役立つと考えている。運転状態を確認するため、異常な変動を含む工程監視データを連続的に観察していることから、このデータは、工程監視のみならず妨害破壊行為や不法移転のリスクの検知に活用できると考えられる。本発表では、将来に向け、施設者の観点から、核物質防護と工程監視データを融合させ、より有効かつ効率的な核セキュリティの手法を提案するものである。

論文

Development of a virtual reality system for training in nuclear security

花井 祐; 山口 康雄

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)は、発足以降、核不拡散及び核セキュリティの強化に貢献するために各種の活動を行っている。ISCNは、人材育成にかかわる訓練の一環として、核セキュリティ訓練用のバーチャルリアリティ(VR)システムの開発を進めている。ISCNは、VR訓練システムの開発を2011年に開始し、2012年4月からは通常の訓練としてVR訓練システムの利用を始めている。VRシステムは、核セキュリティにかかわる知識・経験を十分に持たない訓練生を対象としている。この訓練を通して、訓練生はVRシステムが創る仮想の原子力発電所内の核セキュリティシステムとその働きを確認することが可能である。ISCNは追加機能として、原子力発電所の中央監視所を模擬した環境をVRシステムで構築し、その環境を使った訓練についても準備中である。この訓練を通して、訓練生は原子力発電所の中央監視所で働くためのスキルの向上を行うことが可能となる。

論文

Design of an Alternative Plutonium Canister Assay system (APCA) using ceramic scintillator neutron detectors for the safeguards NDA

呉田 昌俊; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操; 倉田 典孝; 小林 希望; 曽山 和彦; 中村 龍也; 中村 仁宣; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2013/07

He-3ガス不足問題が深刻となり、He-3中性子検出器に代替する保障措置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セラミックシンチレータ中性子検出器の開発を進めている。本稿では、検出器の導光光学系を対象として光線追跡コードを用いて検出特性を研究した成果と技術実証用NDA装置(APCA)の設計について記す。

論文

A Summary of JAEA's R&D programs for advanced technologies for nuclear security and safeguards

Bolind, A.; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2013/07

原子力機構(JAEA)が実施中の核セキュリティ及び保障措置のための先進的な核物質測定・検知技術の進展の概要を紹介する。その一つとして、$$^{3}$$He代替の中性子検知物質となるZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータの開発とそれを利用するNDA装置の開発を進めており、ZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータ利用NDA装置と$$^{3}$$He利用NDA装置との比較実証試験について述べる。また、レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(大強度単色$$gamma$$線)による核共鳴蛍光散乱反応を利用する測定技術の基礎実証(大強度単色$$gamma$$線の発生実証等)計画の進展についても紹介する。中性子共鳴透過分析法(NRTA)と中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)を組合せる中性子共鳴濃度分析法(NRD)の開発状況について、JAEA-JRC(INMM)との共同研究も含めて紹介する。さらに、JAEA-USDOE(LANL)との共同研究として進めているふげん使用済燃料を対象とするPNAR/SINRD装置の測定試験の進展についても紹介する。

論文

A Summary of the use of the BIC set to characterize used nuclear fuel assemblies for the purpose of nondestructive assay

Bolind, A.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

この論文は、使用済燃料を対象とする非破壊測定において、使用済燃料の特徴として、燃焼度(Burn-up)、初期濃縮度(Initial Enrichment)、冷却時間(Cooling Time)(これらを総称して「BICセット」)という量が必要であり、かつ十分であることの検証を紹介するものである。このことは長年認識されてはいたが、筆者はこのことに関して原点に立ち返って検証した。BICセット情報は使用済燃料を特徴づけるものであり、この情報が、使用済燃料中の核分裂性同位体核種の測定のためにどの技術の統合を行わなければならないかを決定するものである。また、BICセット情報の限度も明らかであり、それに依存するNDA技術の限界も明らかとなる。筆者はこれらについて紹介する。

論文

A Proposed method for integrating the PNAR, TN, and CIPN techniques for the non-destructive assay of used nuclear fuel assemblies

Bolind, A.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

米国DOEが進めているNGSIでの「使用済燃料のNDAプロジェクト」では、プルトニウム及びウランの核分裂性核種量の測定を目指して、14の測定技術についての検討を進めている。これらの測定技術の中に、PNAR(Passive Neutron Albedo Reactivity)法、TN(Total Neutron counting)法、CIPN(Cf-252 Interrogation Prompt Neutron detection)法が含まれているが、これらの技術は、核分裂性核種による中性子増倍という同じ物理現象を基礎としているため、互いに独立的ではなく、燃焼度,初期濃縮度,冷却時間等の他の情報が与えられないと、核分裂核種を測定するうえでの有効な統合ができない。筆者はこの問題を解決する有効な方法を提案しており、その概要について発表するとともに、保障措置にどのように使えるかについて紹介する。

論文

Development of basic NDA technologies for nuclear material accountancy of debris of melted fuel formed in severe accidents

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.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2013/07

原子炉過酷事故により起こる溶融燃料の発生は、原子炉をアイテム施設ではなく非アイテム施設に分類させることになる。溶融燃料の原子炉からの取出しを考えると、核物質を含む溶融燃料がバルク状態で扱われるバルク施設とみなされることも考えられる。バルク施設においては、核物質の計量管理が保障措置の基本である。この論文では、溶融燃料デブリに関する分類と計量管理の観点からのNDA技術の選定について紹介する。これらのNDA技術として、粒子状溶融燃料デブリに対する中性子共鳴濃度分析法及び小石状あるいは切出し溶融燃料デブリに対するLCS$$gamma$$線によるNRFを使うNDA技術について報告するとともに、現在実施中のこれらの技術に関する基礎技術開発状況及び近い将来の計画について紹介する。

論文

Calculated distributions of Pu concentrations within spent fuel assemblies of Fugen reactor

瀬谷 道夫; 片野 好章; 江原 里泰

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2013/07

JAEA-USDOE(LANL)共同研究としてPNAR/SINRD装置で測定されたふげん使用済燃料のデータを評価するためには、測定された集合体のPu濃度の分布が必要である。計量管理の目的で、燃焼計算に基づき使用済燃料中のPu全体量については求めているが、軸方向のPu濃度分布については求められていない。今般の測定データを評価するためには、軸方向のPu濃度分布が必要であり、測定対象となった2体のMOX-B燃料(最高燃焼度と最低燃焼度)について、燃焼計算を行い軸方向のPu濃度分布を求めたのでそれを報告する。

論文

Contribution of the JRC to the development of neutron resonance densitometry to characterize melted fuel from severe accidents

Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Emiliani, F.*; Kopecky, S.*; Kauwenberghs, K.*; Moens, A.*; Mondelaers, W.*; Sibbens, G.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2013/07

Neutron resonance densitometry (NRD) is proposed as a non-destructive method to characterize particle like debris originating from severe nuclear accidents such as the one occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. The method strongly relies on the use of Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) to quantify the amount of special nuclear materials present in the debris. In this contribution the basic principles of NRTA are explained based on measurements performed at the time-of-flight facility GELINA installed at the EC-JRC-IRMM. In addition, the main systematic effects affecting the accuracy of the results are discussed, with a special emphasis on the variety in shape and size of the particle like debris samples. To verify the impact of the particle size distribution various analytical models have been compared and validated by results of both stochastic numerical calculations and NRTA experiments at GELINA. Results of a preliminary analysis of the experimental data are presented.

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