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米田 政夫; 前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
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将来実施される福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し作業において、取り出したデブリの計量管理は核物質管理の点からも重要である。しかし、燃料デブリの形状・組成は不明であり、そこには多くの核物質や中性子吸収材を含む可能性があるため、その計量管理は困難となることが予期される。アクティブ中性子法の一つである高速中性子直接問いかけ法による測定のシミュレーションを、様々なデブリ組成に対して実施することにより、燃料デブリに対する本手法の適用可能性に関する検討を行った。本手法は中性子を用いた計測であるため、デブリ中に含まれる中性子吸収材の影響を強く受ける。シミュレーションの結果、制御棒材料であるB 
Cが均質かつ大量に混ざっていると仮定したデブリ試料に対しては、計測が困難であることが分かった。一方、可燃性毒物であるGdについては、その存在量がB Cに比べて少ないことから、B Cに比べて影響が比較的小さく、計測可能であることが明らかになった。
奥村 啓介; 佐藤 若英*; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*
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福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質定量技術開発に資するため、非破壊測定シミュレーションによる検出器応答と燃焼計算の結果に基づき、燃料デブリ中の核燃料物質量を評価するための手法と予測精度の検討を行った。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆
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原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料、構造材、水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、注意が必要である。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、
線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするための手法の検討が今後の課題である。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 宮地 紀子; 奥村 啓介
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非破壊測定により、燃料デブリ中の核燃料物質を正確に定量することは難しい。これは、マイナーアクチニド及び核分裂生成物を含む使用済み燃料の測定が困難であることに加え、燃料デブリ中には、構造材、制御棒及びコンクリートがなど混入し、これらの構成比が変動するとともに、水分含有率・燃料デブリの配置位置が収納容器毎に変動することにより、収納容器毎に中性子・線の計測条件が変化するためである。我々は、パッシブ中性子法, パッシブ法, アクティブ中性子法, アクティブ法を候補技術として、不確かさのより小さい測定技術の選定・信頼性確保に向けた複数の技術の組み合わせの検討のため、計算コードにより、候補技術の特性研究を開始した。本報告は、2017年春の年会の報告に続くものである。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆
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原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料, 構造材, 水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、留意する必要がある。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするとともに、他の非破壊測定技術と組み合わせた統合型検出器の構築に向けた検討を行う必要がある。
奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 高田 映*; 小菅 義広*; 長谷 竹晃
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福島第一原子力発電所(1F)では、2022年から燃料デブリの試験的取出しが開始され、その後は段階的な取り出し規模の拡大が進められる予定である。当面は、燃料デブリ中の核燃料物質量は破壊分析に基づき評価されることになるが、取り出し規模の拡大が進むにつれて、全量分析は困難になるため、容器内に収納された燃料デブリの非破壊測定に基づく計量管理が必要になってくる。しかしながら現状では、容器に収納された1F燃料デブリの核燃料物質の定量に適用可能な非破壊測定技術は世界的にも存在していない。この問題を解決するため、一長一短がある種々の手法を組み合わせた1F燃料デブリ用の非破壊測定技術の構築を目指し、実核燃料物質を使用した非破壊測定試験を開始した。
検出器によるプルトニウム試料のその場パッシブガンマ測定冠城 雅晃; 芝 知宙; 奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 高田 映*; 小菅 義広*
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高線量率測定用に開発した微小なCeBr
検出器を利用して、プルトニウム燃料のパッシブガンマ測定を実施した。測定では、
Amによる59.5keVから
Pu子孫核種
Tlによる2615keVまでの広範囲のエネルギースペクトルを測定でき、また、HPGe測定とも比較し評価したので報告する。