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Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.
瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/B
O
セラミックシンチレータによる
He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱
線(大強度単色線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念されるHeに代わるZnS/BOセラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。
BO ceramic scintillator detector as an alternative to a He-gas-based detector for a plutonium canister assay system中村 龍也; 大図 章; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 鈴木 浩幸; 本田 克徳; 美留町 厚; 海老根 守澄; 山岸 秀志*; 高瀬 操; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 763, p.340 - 346, 2014/05
被引用回数：3 パーセンタイル：27.01(Instruments & Instrumentation)ヘリウム3ガス検出器の代替としてプルトニウム検認装置用に使用できるZnS/BOセラミックシンチレータ検出器を開発した。当該検出器はZnS/BOセラミックシンチレータを矩形状の光伝搬筐体内に対角配置しその両端に設置した光電子増倍管により中性子誘起の発光を収集するものでモジュラー構造を有する。有感面積30mm
250mmをもつプロトタイプ検出器を試作し、中性子感度21.7-23.4
0.1cps
nv(熱中性子)、線感度1.1-1.90.210
(
Cs)、計数均一性
6%、温度計数-0.240.05%/
C(20-50C)の性能を確認した。
冨樫 喜博; 栗山 修*; 田代 晋吾
JAERI-M 91-177, 9 Pages, 1991/11
キャニスタ材として考えられている金属試験片表面に模擬高レベル廃棄物を含む溶融ガラスを滴下・付着させる実験を行い、材質、温度、表面粗さ等の因子がガラスの付着挙動にどのように影響を及ぼすのかを調べた。その結果、SUS304L、SUS309S及びインコネル600試験片においては、試験片予熱温度がガラス転移温度以上になるとガラスの付着が起こり、ガラス付着率は予熱温度が増すにつれて増加する傾向にあることを確認した。一方、チタン試験片においては、予熱温度にかかわらず、ガラス付着率は小さいことが明らかになった。また、ガラス付着率は試験片の表面粗さと無関係であることが分かった。
白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00
原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m
13m
5m
である。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 85-090, 77 Pages, 1985/07
高レベル廃棄物処理処分に関する1984年度の研究内容をまとめたものである。主な点は次の事項である。(1)廃棄物ガラス固化体の耐久性試験を行った、特に浸出挙動について実施した。また、貯蔵施設の事故時におけるソースタームを評価するため、模擬キャニスタ中のCsの揮発について研究した。(2)緩衝材及び岩石中の放射性核種の拡散について研究した。また、キャニスタ材の耐久性試験として、室内照射試験及び実地下水を使うための原位置試験を実施した。ホット試験はWASTEFで実施し、原位置試験は地表近くの花崗岩岩盤内で実施した。
村田 幹生; 池沢 芳夫; 吉田 芳和
保健物理, 12, p.162 - 173, 1977/00
防護マスク捕集材(カニスタ)が、実際にマスクに装着して使用されたときの性能を予測するために、各種の労働条件に対応する模擬呼吸流下での捕集性能(効率、抵抗)を測定した。合わせて、従来から行われている定常流による性能測定も行った。効率の測定にはサブミクロン(MMD0.47
m)のNaclエアロゾルを用いた。試験カニスタは市販(国産、輸入)されている18種類である。本試験の結果から(1)サブミクロン・エアロゾル雰囲気下で着用されるカニスタの捕集性能を呼吸量との関係で評価した。(2)定常流と呼吸流下で得られた性能の差異を明らかにするとともに、定常流試験によって呼吸流下での性能を推定する簡易評価法について提案した。(3)数種類の検定法によって表示されている各種カニスタの性能を、単一のNaclエアロゾルで相互比較し、表示性能の適用上の問題点について検討した。
村田 幹生; 池沢 芳夫; 吉田 芳和
セイフティダイジェスト, 22(6), p.217 - 219, 1976/06
国内の原子力事業所等で使用されている防護マスク用のカニスタ及びカートリッジとその他の市販品、合わせて18種類について、NaClエアロゾルを用いて捕集性能を調べた。得られた結果にもとづいて、それらを実際に放射性じん挨下での作業に利用する場合の適用性について検討した。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
no journal, ,
Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of 
Kr-to-
Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.
Riyana, E. S.; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 奥村 啓介
no journal, ,
We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (k
) of the fuel-debris canister using remote gas-radioactivity measurement. The fuel-debris compositions inside a canister may vary and depend on the fuel-debris location inside the primary containment vessel and fuel-debris removal process. Our calculation result demonstrates the correlation between k and the activity ratio of Kr-to-Xe for the various fuel debris material conditions such as fuel burn-up degree before the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Stations (1F), canister filling rate, water fraction, and fuel-debris type.
