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中谷 隆良; 清水 亮; 田崎 真樹子; 木村 隆志; 堀 雅人
第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 3 Pages, 2023/11
本研究では、非核化達成に必要な、核関連施設、核物質の廃棄・検証の技術プロセスの検討を行っている。今回、核兵器に利用する高濃縮ウランの廃棄のための技術的措置や検証方法について、効果・効率性の観点で整理・考察する。
山本 昌彦; 河野 壮馬; 三枝 祐; 久野 剛彦; 関根 恵; 井上 尚子; 野呂 尚子; Rodriguez, D.; 山口 知輝; Stinett, J.*
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 10 Pages, 2023/05
保障措置・計量管理の担当者を対象とした、アジア地域向け「核物質の非破壊測定に関するトレーニングコース(NDAコース)」を開発した。NDAコースの5日間うち、ガンマ線測定パートは2日間を割いて実施した。ガンマ線検出器の基本特性,検出方法,メカニズムに関する講義は、開発したeラーニングにて提供した。また、実習の部分は原子力機構の施設において実施し、参加者は、各ガンマ線検出器のセットアップからウラン及び他のガンマ線放出核種の測定までを行った。また、ウラン235の濃縮度測定も行った。さらに、原子力機構の研究炉であるJRR-3における新燃料集合体の測定実習の準備として、IAEA保障措置で普及している携帯型ガンマ線スペクトロメータHM-5を用いた訓練も実施した。本発表では、これらのトレーニングコースの開発及び結果、参加者からのフィードバックについて報告する。
田崎 真樹子; 木村 隆志; 清水 亮; 玉井 広史; 中谷 隆良; 須田 一則
JAEA-Review 2022-056, 54 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-056.pdf:1.86MB
2018年度から開始した「非核化達成のための要因分析と技術的プロセスに関する研究」の一環で、南アフリカの核開発及び非核化の事例を調査し、それらを7つの非核化要因((1)核開発の動機、(2)非核化決断時の内外情勢、(3)核開発の進捗度、(4)制裁の効果、(5)非核化のインセンティブ、(6)非核化の国際的枠組、(7)非核化の方法及び非核化の検証)から分析すると共に、同国の非核化の特徴及び非核化からの教訓を導いた。南アフリカは、1970年代にその原子力活動を、「平和的核爆発」の研究開発から、「限定的な核抑止力」の開発へ、さらに「運搬可能な核兵器」の製造に移行させ、1980年代後半までに自主開発・生産した高濃縮ウランを使用し6つの核爆発装置を完成させた。しかし1989年にアパルトヘイト政策の撤廃と共に非核化を決断し、自ら核爆発装置及び関連施設等を廃棄し、核兵器不拡散条約に加入して国際原子力機関(IAEA)と包括的保障措置協定(CSA)を締結・発効させ、IAEAの検証を受け、その後、核開発のペナルティを受けることなく非核兵器国として国際社会に復帰した。以降、南アフリカは現在に至るまで原子力の平和的利用を継続している稀有な国であり、特にその自主的な非核化は今後必要とされ得る非核化の参考例になると思われる。南アフリカが非核化を決断した主な要因は、冷戦緩和に伴う南部アフリカ地域の安全保障環境の改善であり、それに加え、同国のデ・クラーク大統領が、主にアパルトヘイト政策に起因する制裁等により余儀なくされていた国際的な孤立状態の改善と、国内の政治・経済の疲弊状態からの脱却が必要であるとの強い意志を抱いていたことである。そしてデ・クラーク大統領がその意志を貫くには、アパルトヘイト制度の撤廃と共に非核化の完遂が必要不可欠であった。今後必要とされ得る非核化の検証の観点からの教訓としては、検証の正確性及び完全性の向上を図る上で、核兵器等の廃棄と同時並行的に検証活動を行う必要があること、また非核化対象国による核物質等の隠蔽(未申告)を防止するために、非核化対象国が検証前にIAEAとCSAに加え追加議定書を締結することが望ましい。さらに非核化の方法について、核兵器(核爆発装置を含む)及び関連資機材や施設の廃棄等の他に、核活動に携わった技術者や科学者が有する核関連の技術やノウハウの拡散を防ぐ手段が必要とされることが挙げられる。
松本 貴裕*; 野又 郁実*; 大原 高志; 金光 義彦*
Physical Review Materials (Internet), 5(6), p.066003_1 - 066003_9, 2021/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)The hydrogen isotope deuterium has attracted special interest for the manufacture of silicon (Si) semiconductors as well as for the synthesis of isotopically labeled compounds. However, the efficient production of D or H deuteride in a controlled manner is challenging, and rational H isotope enrichment protocols are still lacking. Here, we demonstrate a highly efficient exchange reaction from H to D on the surface of nanocrystalline Si. Fourfold enrichment of D termination was successfully achieved by dipping n-Si into a dilute D solution. By determining the surface-localized vibrational modes for H-and D-terminated n-Si using inelastic neutron scattering spectroscopy, we found that the physical mechanism responsible for this enrichment originates from the difference in the zero-point oscillation energies and entropies of the surface-localized vibrations.
N同位体濃縮プラントとコストに関する調査(受託研究)高野 公秀
JAEA-Review 2020-080, 24 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-080.pdf:1.71MB
加速器駆動システムによるマイナーアクチノイド核変換用燃料の化学形として窒化物が適するが、天然窒素中の
Nから(n,p)反応によりCが生成して燃料中に蓄積する。この問題を避けるため、天然窒素中に少量含まれるNを高濃度に同位体濃縮した特殊な窒素ガスを燃料製造に用いる必要があり、その入手実現性に目処をつけることが大きな課題の一つとなっていた。本報告書では、燃料製造に必要な濃縮度とガス量を試算した上で、既存のN同位体濃縮技術を調査した結果、現在は机上検討段階であるもののN
低温蒸留法が大規模プラント化の観点からは安全で有望な方法であると判断した。同様の技術を用いた
O濃縮プラントがすでに複数稼働しており、その技術と機器類を流用可能である。N低温蒸留法による同位体濃縮プラントから燃料製造用のNガス供給を受けることを想定し、濃縮度と年産量をパラメータとした濃縮シミュレーションを行い、プラント規模を評価するとともに構成設備・機器類の基本仕様を定めた。その結果、濃縮度99%で年産量1000kgの濃縮プラントが技術的に十分可能な見通しを得た。また、このプラントの建設費と運転費用から製品単価を評価し、現状の流通価格の1/30程度に低く抑えられることを示した。この調査により、燃料製造に必要なNガスを技術的にも経済的にも入手可能な見通しを得られたことの意義は大きい。
原賀 智子; 辻村 大翔*; 宮内 さおり*; 上村 拓也*; 渋川 雅美*; 齋藤 伸吾*
Electrophoresis, 41(13-14), p.1152 - 1159, 2020/07
被引用回数：6 パーセンタイル：45.07(Biochemical Research Methods)アクチノイド等の分析に必要な蛍光性試薬(陰イオン性蛍光プローブ)を高純度化するための技術を開発した。微小サンプルの分析に用いられるキャピラリー電気泳動法のうち、検出点を複数個所有する過渡的等速電気泳動法を開発し、キャピラリー中の泳動速度を泳動毎に正確に算出することにより、分取のタイミングを調整し、目的の成分のみを精確に分取する手法を確立した。これにより、分析に必要な試薬に含まれる不純物を除去し、95
99%の高純度化に成功した。
玉井 広史; 田崎 真樹子; 須田 一則
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(1), p.25 - 29, 2018/01
IAEAが低濃縮ウランの貯蔵・供給を管理する構想が実現の運びとなった。このIAEA低濃縮ウランバンクは、機微技術の拡散に加え今世紀に入ってテロリストによる悪用の懸念の増大を受け、核燃料の供給保証によって濃縮・再処理に係る技術開発のインセンティブを下げることを目指した様々な構想の一つであり、IAEAの場における議論を通じて核燃料供給及びバンクサイトの要件が規定され、2018年には正式に運用を開始する予定である。本構想の経緯、意義、今後の動向を紹介する。
高貝 慶隆*; 古川 真*; 亀尾 裕; 松枝 誠; 鈴木 勝彦*
分析化学, 66(4), p.223 - 231, 2017/04
被引用回数：5 パーセンタイル：18.97(Chemistry, Analytical)2つ以上の異なる原理による濃縮法や分離法を結合したカスケード濃縮分離法は、分析機器の感度と分析性能を飛躍的に向上させることができる。本論文では、東日本大震災による東京電力福島第一原子力発電所事故を発端として開発されたカスケード濃縮分離法を内蔵したICP-MSによる放射性ストロンチウム(
Sr)分析法について論じた。併せて、本分析法の特徴である混合ガス効果、内標準補正シグナル積算法、スプリットラインを利用する定量と回収率の同時測定法などについて総説した。これらを統合して使用する本分析法のSrに対する検出下限値は、20分程度の測定で0.056ppq(0.28Bq/L)が達成可能である。また繰り返し分析精度(n=10)は、10ppq(50Bq/L)に対して相対標準偏差2.9%が得られる。
田崎 真樹子; 清水 亮; 須田 一則
JAEA-Review 2016-019, 118 Pages, 2016/10
JAEA-Review-2016-019.pdf:4.73MB
1973年3月に発効した「米国と韓国の民生用原子力利用に係る協力協定」の改定交渉の最大の論点は、新たな非核兵器国による機微な技術や施設の保有を防ぐとの核不拡散政策を採る米国が、韓国内での協定対象物質のウラン濃縮(20%未満)及び使用済燃料のパイロプロセッシングの実施に係り、事前同意を付与するか否かであった。2015年11月に発効した「米国と韓国の平和目的の原子力利用に係る協力協定」(新協定)では、一定の要件の下に協定対象物の協定の合意議事録附属書III及びII記載の施設でのウラン濃縮及び再処理の実施を可能とする事前同意を付与する規定が設けられた。しかし新協定発効の時点では、当該附属書には施設名が無く、米国は現時点で事実上、事前同意を付与していない。このように新協定では米国の従来からの核不拡散政策が貫かれているが、韓国での将来的なウラン濃縮及び再処理の実施の可能性が開けた点で韓国にも利する。このような帰結は、核不拡散に係る国際情勢、米国の伝統的な核不拡散政策、現時点で韓国が採り得る選択肢等を考慮した上では、両国が互いに折り合える最大限の範囲で現実的な着地点を見出したと分析できる。
田崎 真樹子; 須田 一則
日本原子力学会誌ATOMO, 58(10), p.594 - 598, 2016/10
2016年3月31日-4月1日に米国ワシントンD.C.で最後となる第4回核セキュリティ・サミット(NSS)が開催された。本稿では、これまでのNSSの経緯、第4回NSSの概要、NSSの成果と日本の貢献を概観するとともに、ポストNSSの課題と日本の役割について概説する。
今田 未来; 浅井 志保; 半澤 有希子; 間柄 正明
JAEA-Technology 2015-054, 22 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-054.pdf:3.44MB
ICP-MSを用いた同位体希釈質量分析法(IDMS)により、使用済燃料や高レベル放射性廃棄物中に存在する長寿命核種Zr-93を定量するためのスパイクとする標準液を、Zr-91濃縮安定同位体標準(以下、Zr-91標準)を金属の状態で入手し溶解して調製することとした。Zr-91標準を溶解する前に、模擬金属Zr試料を用いて溶解条件を検討した。最適な条件であった3v/v% HF-1 M HNO
混合溶媒0.2mLによってZr-91標準2mgを溶解し、1M HNOを用いて希釈して濃度を約1000
g/gとした。市販のZr元素標準液をスパイクとして、ICP-MSを用いたIDMSによりZr-91標準溶解液の濃度を(9.6
1.0)
10
g/gと決定した。定量結果が予測したZr濃度と一致したことから、Zr-91標準溶解液は化学的に安定な状態で存在していること、及びZr-91標準溶解液中の不純物測定結果から不純物の有意な混入がないことを確認した。これらの結果から、調製したZr-91標準溶解液は、Zr-93分析用の濃縮安定同位体標準液として十分な品質を有していることが示された。
松本 孝志; 森本 靖之; 高橋 信雄; 高田 正晴; 吉田 英明; 中島 伸一; 石森 有
JAEA-Technology 2015-036, 60 Pages, 2016/01
JAEA-Technology-2015-036.pdf:9.15MB
人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮のプラント技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いたウラン濃縮試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、この濃縮工学施設の廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成26年度上半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び、部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。平成26年度上半期の解体作業に伴い発生した解体物は、メッシュコンテナ37基、200リットルドラム缶199本であり、二次廃棄物は271.4kg(可燃物91.9kg、難燃物179.5kg)であった。
田代 信介; 天野 祐希; 吉田 一雄; 山根 祐一; 内山 軍蔵; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌, 14(4), p.227 - 234, 2015/12
高レベル濃縮廃液(HALW)が沸騰・乾固に至る事故条件におけるHALWからのRuの放出特性を調べた。実験室規模の装置を用い、非放射性物質からなる模擬HALW試料を乾固するまで加熱して、ルテニウムならびにNOxガスの放出特性を観察した。その結果、模擬HALW試料温度が120300
Cにおいて、ルテニウムは顕著に放出した。最終的なRuの積算放出割合は0.088であった。また、模擬HALW試料温度に対するルテニウムの放出量は、約140Cに極大、約240Cに最大となる2つのピークを有することが分かった。模擬HALW試料から放出される水蒸気と硝酸の混合蒸気を凝縮させて捕集した凝縮液量やNOxガスの放出速度の測定結果と関係づけて、模擬HALW試料温度に対するルテニウムの放出量に2つのピークが生じる要因を検討した。
上田 正人; 坂本 義昭*
原子力バックエンド研究, 12(1-2), p.31 - 39, 2006/03
核種移行に影響を及ぼす可能性がある地下水中の溶存腐植物質を濃縮法により採取し、採取した腐植物質の特性を確認した事例はわが国にはほとんどない。われわれは、深度約50mの地点から地下水を採水し、地下水中の溶存腐植物質を合成吸着樹脂を用いた濃縮法等により採取した。採取した腐植物質及びNordic腐植物質,Aldrichフミン酸などの標準的な腐植物質並びに採水した地下水について種々の特性データを取得し、比較検討を行った。この結果、採取した腐植物質及び地下水の紫外可視・蛍光スペクトル及びフミン酸/フルボ酸濃度比には有意な差がなく、本実験で採用した溶存腐植物質の一連の採取法が有効であることが示唆された。また、採取したフルボ酸の分子量分布,三次元蛍光スペクトル,赤外スペクトル,NMRスペクトルなど、腐植物質固有の特性は標準腐植物質と異なっていたが、アメリシウムとの錯生成において、腐植物質の分子量によらず一様に錯体を生成する点で地下水腐植物質とNordic腐植物質は同様の特徴を示した。これらの結果は、わが国の地下水中の溶存腐植物質が、放射性核種との錯生成に関して、既往の多くの研究で用いられている水系腐植物質であるNordic腐植物質と類似の特性を持つ可能性を示唆している。
山西 敏彦; 岩井 保則; 河村 繕範; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.797 - 802, 2006/02
被引用回数：9 パーセンタイル：53.38(Nuclear Science & Technology)核融合炉の冷却水からのトリチウム回収システムに関し、既存技術によるシステムの設計検討を行い、その規模が許容できるものであるか、新技術の開発が必須となるか考察した。原研で概念設計を行った核融合炉(DEMO2001,第一壁領域でのトリチウム透過量:56g/day,ブランケット領域でのトリチウム透過量:74g/day)を対象とし、冷却水中の許容トリチウム濃度を30Ci/kg(カナダでの経験による)とした。既存技術として、水蒸留塔+化学交換塔+電解セルを採用した場合、水蒸留塔は内径6m高さ40m,内径1.6 m高さ40m規模になること、燃料系の規模をITERと同等とした場合、電解セルのトリチウム濃度がITERよりも遙かに大きく耐放射線性に懸念が生じることが判明した。また水蒸留塔の代わりに、重水濃縮等で用いられている2重温度化学交換塔を用いても改善が認められないことが判明した。このように、水蒸留塔に替わるフロントエンドプロセスが必要であり、水蒸気圧力スイング法の研究を進めている。
関本 博*
JAERI-Tech 2005-008, 111 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-008.pdf:15.9MB
CANDLE燃焼は原子炉の新しい燃焼法であり、これを採用すると、燃料領域は、燃焼に伴い核種数密度や出力の空間分布を変えることなく、軸方向に出力と比例した速さで移動していく。燃焼反応度制御のための装置は不要であり、燃焼が進んでも反応度も炉特性も変化しない。安全はもとより安心を与える原子炉と言えるであろう。この燃焼法を中性子経済に優れる高速炉に適用すると、取替新燃料として濃縮ウランやプルトニウムを必要としなくなり、新燃料として用いた天然ウランや劣化ウランの約40%が燃える。われわれは既に大量の劣化ウランを保有しているが、これを用いれば、ウラン採鉱も濃縮施設も再処理施設も無しに、何百年も原子力を利用し続けることができる。また燃焼度の高い分、使用済み燃料の量も飛躍的に少なくなる。このような高燃焼度を達成するためには革新的な燃料を開発する必用がある。これには多くの時間がかかるであろうが、被覆材を交換するだけの簡易再処理を採用すれば、上記のシナリオは容易に達成できる。高速炉への本燃焼法の適用には幾つかの技術開発を必要とするが、ブロック燃料を用いた高温ガス炉ならほとんど技術開発無しに適用することが可能である。本書では、高温ガス炉と中性子経済に優れる高速炉への適用についての研究について説明する。
山本 俊弘; 三好 慶典; 清住 武秀*
Nuclear Science and Engineering, 145(1), p.132 - 144, 2003/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトのハンドブックのSTACYのベンチマークデータが低濃縮溶液ウランの臨界解析手法の検証データとして有用である。JENDL-3.2ではSTACYの水反射体付体系に対しては実効増倍率を約0.7%過大評価していた。これらの過大評価を考慮したJENDL-3.3への改訂にあたっては、U-235の核分裂スペクトル,核分裂断面積,N-14の(n,p)反応断面積などが修正され、実効増倍率の計算値が大きく改善された。JENDL-3.2またはENDF/B-VI.5に対するJENDL-3.3の変化の寄与を摂動計算により調べた。また、Fe-56のMeV領域の弾性散乱断面積が大きかったこともJENDL-3.2の過大評価の原因の一つである。JENDL-3.3ではこの断面積が見直され実効増倍率に0.2%ほど寄与する。JENDL-3.3でも実効増倍率の濃度依存性は依然として見られる。また、JENDL-3.3によるSTACYに対する過大評価は大きい場合で0.6%ほどある。
柳澤 宏司; 曽野 浩樹
JAERI-Tech 2003-057, 39 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-057.pdf:2.76MB
定常臨界実験装置(STACY)の次期実験炉心構成の核的安全設計を検討するために、6%濃縮硝酸ウラニル溶液を燃料とした80cm直径円筒炉心の核特性を計算解析によって評価した。本解析では、中性子断面積データとして最新の核データライブラリJENDL-3.3を使用した。SRACコードシステムの拡散コードCITATIONと連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて中性子拡散及び輸送計算を行った。ウラン濃度(最大500gU/l),遊離硝酸濃度(0~8mol/l),ガドリニウム及びホウ素の可溶性中性子毒物の濃度をパラメータとして炉心の臨界液位を得た。評価の結果、すべての臨界炉心はSTACYの運転に要求される過剰反応度,反応度添加率,安全棒による停止余裕に関する安全基準に適合することが確認された。
山本 俊弘; 三好 慶典; 菊地 司*; 渡辺 庄一
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.789 - 799, 2002/07
被引用回数：5 パーセンタイル：34.58(Nuclear Science & Technology)10%濃縮の硝酸ウラニル水溶液の第2シリーズの臨界実験をSTACYでの28cm厚平板炉心タンクを用いて行った。ウラン濃度を464から300gU/Lまで変化させて系統的な臨界データが取得された。本報告書では、水反射体付き及び反射体なしの条件で計13の臨界体系について評価を行った。実験誤差の実効増倍率への影響を感度解析により求めた。計算モデルを構築するのに必要な、ベンチマークモデルを提示した。ベンチマークモデルに含まれる不確かさは約0.1%
kとなった。13の臨界体系はベンチマークデータとして認定できる。これらのベンチマークデータを用いて、標準的な計算コード,核データを用いたサンプル計算の結果も示す。
Li-enriched LiTiO
breeding blanket experiments with D-T neutronsKlix, A.; 落合 謙太郎; 寺田 泰陽; 森本 裕一*; 山内 通則*; 堀 順一; 西谷 健夫
Fusion Science and Technology, 41(3, Part2), p.1040 - 1043, 2002/05
核融合原型炉ブランケット増殖材の最有力候補の一つはリチウム-6濃縮チタン酸リチウムである。それゆえ、核融合中性子照射によって生成されるリチウム-6濃縮チタン酸リチウム中のトリチウム生成量を実験と計算から評価することはトリチウム増殖率の精度評価を行う際に必要である。原研FNSではベリリウムと低放射化フェライト鋼による層構造のブランケット模擬体系中にリチウム-6(95%)濃縮チタン酸リチウムペレットを設置し核融合中性子照射によって生成されるペレット中のトリチウム量を化学処理とシンチレーションカウンター法の組合せによる
線測定を行い、トリチウムの生成量を測定し、核データとモンテカルロ輸送計算との比較を行った。実験及び計算結果から、トリチウムの全生成量精度は誤差10%程度で一致する結果を得た。また、各試料位置に対する局所的なトリチウム生成量の精度も誤差約10%程度の精度で得られており、核融合中性子のすべてのエネルギー領域に対して、トリチウム生成量の精度が10%程度の誤差範囲であることが明らかとなった。本発表にて実験体系と測定システム及び検証精度について詳細に紹介する。
