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春山 満夫; 荒 克之*; 高瀬 操*
日本原子力学会誌, 43(4), p.397 - 404, 2001/04
被引用回数：3 パーセンタイル：27.1(Nuclear Science & Technology)加速器を用いたアクティブ中性子法において、従来の検出法では、核分裂性物質が廃棄体の中心部と最大半径部に存在する場合、100倍以上に達する非常に大きな位置検出応答差が発生し、定量精度及び信頼性を悪化させ、また、中心部の検出が不可能となったりするという問題があった。今回、これらの諸問題を一挙に解決できる新しい検出法(14MeV加速器中性子を廃棄物固体に直接問いかける検出法)を考案し、この検出特性について測定実験により確認するとともに、理論解析による検出原理の解明を行い、良い結果を得た。本稿では、今回提案する新検出法の独特な検出特性と固化廃棄体測定に対する有効性について、従来検出法と比較しながら述べる。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
春山 満夫
原子力eye, 45(11), p.77 - 79, 1999/11
アクティブ中性子法において、従来の検出法では、核分裂性物質が廃棄体の中心部と最大半径部に存在する場合、100倍程度の検出応力差が発生し、定量精度及び信頼性を悪化させるという問題がある。本稿では、従来法で100倍以上あった検出応答差を新検出法では1
0.25程度できることで、位置検出応答差の問題を根本的に解決できる検出法について、従来検出法と比較しながら述べる。また、新検出法は、検出方法の特徴から検出体系の小型化と低コスト化が実現できるだけではなく、ボロン等の熱中性子吸収物質や金属等の混入やコンクリート水分の変動の影響を受け難いなどについて述べる。
小西 哲之
プラズマ・核融合学会誌, 74(8), p.808 - 810, 1998/08
核融合研究に関する技術や使用物質が核拡散と関係のないものと研究者が考えているのに対し、社会的受容性の観点からは、核融合についても核物質、特にトリチウムの管理についての懸念が言われるのも事実である。いわゆる核大国は大量トリチウムを保有しているが、トリチウムや核融合技術自体は核開発を行う国にとって特に有用な訳ではなく、核分裂性物質の管理が核拡散防止の本質である。しかしながらトリチウム管理は、核融合施設の安全管理について本質的な技術であり、多重防護により平常時、異常時とも環境への放出量を可能な限り低減することが求められる。技術的には、連続的にプロセスシステムを循環するトリチウムの計量管理が重要な課題となっている。
若林 利男
PNC TN9410 93-226, 109 Pages, 1993/10
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春山 滿夫; 五藤 博; 河村 敏秀; 高瀬 操*
KEK-PROC-91-5, p.125 - 135, 1991/07
加速器中性子を用いて再処理廃棄物固化体中に含まれる核分裂性物質を非破壊で検出するアクティブ中性子法について、その検出装置、検出方法、測定実験、データ解析及び結果等について述べたものである。核分裂による即発中性子と加速器中性子とを効率良く弁別測定するための速中性子検出体系の構造、測定回路及び中性子発生用加速器について紹介した。加速器からの中性子が廃棄物固化体中に存在する核分裂物質の核分裂を誘発し、その結果発生する即発中性子を測定する原理及び取得したデータを解析する手法について説明した。解析して得られた結果から、廃棄物模擬試験体を構成する各種マトリックスによる検出感度の違い、内蔵する核分裂性物質の量に対する正味計数値が広い範囲で直線性を持つ、各種マトリックスに対する核分裂性物質に対する検出限界等について述べた。
野村 和則; 根本 慎一; 坂井 敏幸*; 木村 通*; 富樫 昭夫
PNC TN8410 91-180, 51 Pages, 1991/06
再処理高レベル廃液中に含まれている超ウラン元素(TRU)の除去を目的とし、1990年度より基礎研究を開始した。本基礎試験では、米国アルゴンヌ国立研究所で開発されたTRUEXプロセス(TRans Uranium EXtraction)をベースに、高レベル廃液への適用性の検討を行った。試験ではバッチ抽出法及び小型ミキサ・セトラによる連続抽出法により、CFP高レベル廃液中の主要核種の挙動を調べた。本研究を通しCMPOを抽出剤とするTRUEX法の高レベル廃液への適用性の評価を行った結果、上記の様に基本的にはTRU等に対して優れた抽出剤であることが判った。又、高レベル廃液へ適用するに当って開発しなければならない課題を明かとした。
羽賀 一男; 西沢 千父; 渡辺 智夫; 宮原 信哉; 姫野 嘉昭
PNC TN9410 91-091, 13 Pages, 1991/01
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春山 滿夫; 五藤 博; 河村 敏秀; 高瀬 操*
放射線検出器とドシメトリィ, p.38 - 40, 1991/00
この報告では、まず検出法の原理および製作した検出装置を紹介し、ついで、実験結果およびその解析結果を述べる。実際は、容積200lのドラム缶サイズの再処理模擬廃棄物について行われた。模擬廃棄物の内部に、数段階の重量をもつPu試料を次々に挿入して測定を行い、廃棄物の種類による検出感度の違いおよび重量に対する応答の比例性を実験的に確認した。内蔵されるPuの検出限界として、布および砂について3mg、アスファルトについて22mg、コンクリートについて17mg等が得られた。
五藤 博; 春山 滿夫; 河村 敏秀; 高瀬 操*
放射線検出器とドシメトリィ, p.41 - 43, 1991/00
この報告では、まず、製作した検出装置および検出法の原理を説明し、ついで、実験結果を紹介し、最後に、検討結果を述べる。検討内容は、(1)モンテカルロ法による中性子検出効率の計算と実験結果の比較、(2)組合わせ理論による同時計数効率の計算と実験結果の比較、(3)確率過程論による時間間隔分布の計算と実験結果の比較である。中性子検出効率の計算は、MORSEおよびMCNPによって行い、いずれの結果も実験値の約1、3倍になっている。組合わせ理論による同時計数効率の計算は、計数率が非常に大きい場合を除いて実験結果とよく一致した。また、時間間隔が計算できるようになって、実験結果が詳細に検討できるようになった。
