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長谷 竹晃; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
第43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, 2022/11
Neutrons emitted from fuel debris are dominated by Cm-244, and plutonium cannot be quantified only by nondestructive measurements based on the neutron measurements. In this paper, focusing on the difference in half-lives of Cm-244 and plutonium, we devised a method to quantify the Pu-240 effective mass in fuel debris by measuring it two times and evaluated numerically its applicability. As the results, it was confirmed that long time interval, more than five years, will be required to evaluate the Pu-240 effective mass accurately. It was also confirmed that for fuel debris with high burnup, the Pu-240 effective mass will be overestimated by Cm-246, and we devised a method to correct for this.
山田 逸平; 和田 元*; 神谷 潤一郎; 金正 倫計
Journal of Physics; Conference Series, 2244, p.012077_1 - 012077_6, 2022/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.32(Engineering, Electrical & Electronic)J-PARCのような大強度加速器の安定な運転には、非破壊型モニタを用いたビームの常時監視によるビーム損失の低減が重要である。これまでの研究にて、ガスシートとビームの相互作用を利用する非破壊型プロファイルモニタを開発し、その有効性を実証した。開発したモニタはシートガスの密度を広い範囲で制御できるほか、ビーム誘起蛍光を直接カメラで検出するため、任意の露光時間に設定することで容易に信号の平均化が可能である。この特性を利用したビームプロファイルの時間発展測定の可能性を検証した。ビームパルス50
sに対して1s刻みにビームプロファイルを測定した結果、ビームプロファイルは先頭の10sで大きく変化しており、その後安定することを明らかにした。また、このプロファイルの時間発展は初段の高周波加速空洞であるRFQのフィードフォワード制御に依存することも明らかにした。以上から、今後のJ-PARCビームの安定化に新たな指標を提案できる可能性を見出した。
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2021/08
Since neutrons have exceptional ability to penetrate high-density materials and can induce fission, they are used in non-destructive analysis such as, Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). The different analytical methods give us complementary information, which are particularly useful for the quantification of Special Nuclear Materials in highly radioactive nuclear materials, including spent fuel. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission are collaborating to develop an active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security. In the second phase of the project, an integrated active neutron NDA system: Active-N which enables the simultaneous measurements of DDA, PGA and NRTA has been developed. The DDA detects fission neutrons, and it can determine small amounts of the fissile mass. PGA is utilized for the quantification of neutron absorber and particularly useful for the detection of explosives. NRTA can be used to quantify almost all medium and high-Z elements and considered as one of the most accurate NDA. In this presentation, we will provide an overview of Active-N and report the recent experimental results. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT: Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology.
古高 和禎; 大図 章; 藤 暢輔
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2021/08
We have been developing an integrated active neutron non-destructive analysis system for highly radioactive nuclear materials, "Active-N", using an intense D-T neutron source. The system is composed of the following mutually complementing different measurement systems: Differential Die-away Analysis (DDA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA), and Prompt Gamma-ray Analysis (PGA). The former two are for measurements of total amount of fissile material and of isotopic composition, respectively. The purpose of the last one, i.e. PGA measurement system is the detection of explosives contained in e.g., dirty bombs and of chemical warfare agents, as well as of neutron poisons which absorb neutrons and disturb DDA measurements. This report describes mainly the PGA measurement system. In the PGA measurement system, to resolve individual gamma-ray peaks, a Ge detector is utilized. It is well known that irradiation of fast neutrons (
keV) to Ge detectors cause damages to the detectors and gradually worsen their resolution, and finally make them unusable without a laborious treatment. Therefore, it is essential to shield the PGA detector against the neutrons from the D-T neutron generator. In addition, to reduce background gamma rays from the materials used for the DDA system, they should also be carefully chosen. In order to design an appropriate neutron shield for the PGA measurement system and diminish the sources of the background gamma rays, simulation study was done using a particle transport code system PHITS. Based on the results, a shielding for the PGA measurement system has been designed which reduces the number of damaging neutrons by an order of magnitude. The Active-N system which incorporates the PGA measurement system equipped with the neutron shielding, has been installed at NUCEF facility in JAEA Tokai. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion from MEXT.
鈴木 裕士
保全学, 19(1), p.24 - 28, 2020/04
残留応力は、工業製品の製造工程における機械加工,塑性加工,接合,組み立てなどに起因して発生し、機械部品の寸法精度や、その疲労強度などに影響することが知られている。しかしながら、残留応力は直接、目に見ることはできないために、どこにどれだけの大きさの残留応力が発生しているかを把握することは難しい。そのため、何らかの方法により、その残留応力を定量化し可視化することが必要になる。中性子回折法は、中性子線の電荷を持たない特徴を生かして、鉄鋼材料などの金属材料に対し、材料表面から数十mm深さの領域の残留応力を非破壊で測定することができる。本稿では、中性子回折法による残留応力測定について、主にJRR-3のRESA-1を利用した残留応力測定技術を中心に、角度分散型中性子回折法による残留応力測定原理について簡単に解説するとともに、これまでの応用例の紹介と将来展望について述べる。
藤 暢輔
JAEA-Conf 2019-001, p.47 - 52, 2019/11
原子力機構と欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究により、従来の非破壊測定技術が適用できない高線量核燃料物質のための非破壊測定技術開発を実施している。本プロジェクトでは、小型のパルス中性子源を用いる4つのアクティブ中性子法(ダイアウェイ時間差分析法: DDA、中性子共鳴透過分析法: NRTA、即発
線分析法: PGA、遅発線分析法: DGA)の開発を実施しており、それらの手法を組み合わせ、それぞれの特長を生かすことによって高線量核燃料物質に対応できる非破壊測定法の確立を目指している。平成29年度で終了したフェーズIに続き、平成30年度から開始したフェーズIIでは、上述の4つのアクティブ中性子法の高度化を行うとともに、原子力機構燃料サイクル安全工学研究施設において、3つの分析手法(DDA, PGA, NRTA)を組み合わせた総合非破壊測定装置を開発する予定である。本講演では、プロジェクトの概要とこれまでに得られた主な研究成果について報告する。本研究開発は、文部科学省「核セキュリティ強化等推進事業費補助金」事業の一部である。
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生
Proceedings of INMM 60th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2019/07
Nuclear material accountancy plays a key role in nuclear safeguards and security. The collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission aims to develop an active neutron NDA system for Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in highly radioactive nuclear materials. Several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been developed. The different methods can provide complementary information. In the first phase of the project, we developed a combined NDA system, which enables the simultaneous measurements of DDA and PGA. The DDA technique can determine very small amounts of the fissile mass. PGA is valuable for the measurement of light elements. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop a new integrated NDA system which can use for NRTA as well as DDA and PGA. In this presentation, we will provide an overview of the project and report the recent results, especially the design of new integrated NDA system. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; Heyse, J.*; Paradela, C.*; et al.
Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2018/07
Nuclear material accountancy is of fundamental importance for nuclear safeguards and security. However, to the best of our knowledge, there is no established technique that enables us to accurately determine the amount of Special Nuclear Materials (SNM) and Minor Actinides (MA) in high radioactive nuclear materials. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission Collaboration Action Sheet-7 started in 2015. The purpose of this project is to develop an innovative non-destructive analysis (NDA) system using a D-T pulsed neutron source. Active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma-ray Analysis (DGA) have been studied and developed. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for quantification of SNM and MA in high radioactive nuclear materials. The second phase of the project has started. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system. This presentation gives an overview of the project and the NDA system and reports the recent results. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.
土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 藤 暢輔; 呉田 昌俊
Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2406004_1 - 2406004_4, 2018/02
近年、核セキュリティや核不拡散の分野において核燃料中の核物質を非破壊で測定する重要性が増している。その目的に叶う技術として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAは、パルス中性子ビームを測定試料に照射し、試料から透過してくる中性子を計測することにより、試料の分析を行う。NRTAの基となっている測定技術は、高い精度が要求される核データの測定に長年使われており、確立された技術である。しかし、現状のNRTA測定システムは、強力な中性子ビームを生み出すために規模の大きな電子線加速器を用いなければならず、核燃料の測定が必要とされる施設に組み込むことは容易ではない。この問題を解く一つの鍵は、NRTAシステムに組み込まれる中性子発生源をできるだけ小さくし、NRTAシステムを小型化することである。そこで我々は2つのタイプの小型中性子源を考えている。一つは、10secの中性子パルス幅を有するD-T中性子発生管を使うもので、もう一つは1secという短いパルス幅を持つ小型電子線加速器を用いるものである。本発表では、NRTA測定の原理や小型NRTAシステムの概要を紹介するとともに、DT中性子発生管と小型電子線加速器を用いた場合について、NRTA測定で得られる透過中性子スペクトルを数値計算により導出し、比較する。その比較を基に、核燃料中の核物質の測定に中性子ビームのパルス幅がどのように影響を与えるのかについて議論する。
大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 中島 伸一
日本原子力学会誌ATOMO
, 59(12), p.700 - 704, 2017/12
ウラン廃棄物ドラム缶内のウラン量を定量する従来の非破壊測定法では、内容物の種類やウランの偏在に起因する測定誤差の大きさが問題となるケースや、さらに長時間の測定時間が必要となる測定上の問題がある。このような問題を解決する高速中性子直接問いかけ法というアクティブ中性子非破壊測定法を開発し、実廃棄物ドラム缶のウラン定量に実用化することができた。本報では、本測定法を概説するとともに今後の展望について解説する。
中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04
施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02
原子力機構では、2015年より欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい高線量核燃料や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。現在、その非破壊測定技術の一つとして核分裂性核種の総質量を測定する小型中性子源を用いた次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)装置を開発している。DDA装置の測定性能は装置内部の壁の材料の種類、測定サンプルの周囲に配置するポリエチレン製の中性子モデレータの厚さに大きく依存する。本報では、MOX粉末試料をサンプルとした場合のモンテカルロシミュレーション(MCNP)により得られた検出下限値、検出性能の壁材の種類及びモデレータ厚さの依存性に関して報告する。
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; et al.
EUR-28795-EN (Internet), p.684 - 693, 2017/00
In 2015, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission collaboration started to develop an active neutron non-destructive assay system for nuclear nonproliferation and nuclear security. To the best of our knowledge, no adequate technique exists that allows us to determine the amount of special nuclear materials and minor actinides in high radioactive nuclear materials, such as spent fuel, transuranic waste, etc. The collaboration aims at contributing to the establishment of an innovative NDA system using a D-T pulsed neutron source for various applications. We utilize several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma Spectroscopy (DGS). All of these techniques have advantages and disadvantages. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for nuclear nonproliferation and nuclear security. In this project, we have developed a combined NDA system, which enables the measurements of DDA and PGA, at NUclear fuel Cycle safety Engineering research Facility (NUCEF) in JAEA. In this presentation, we will introduce our project and report the recent progress of developments, especially in NRTA, DDA and PGA.
呉田 昌俊; 前田 亮; 大図 章; 飛田 浩
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2016/07
原子力機構は、EC-JRCとの国際共同研究による「核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子非破壊測定技術開発」を進めている。本技術開発には、ダイアウェイ時間差分析法(DDA)、中性子共鳴透過分析法(NRTA)、即発線分析法(PGA)、中性子共鳴捕獲線分析法(NRCA)、遅発線分析法(DGS)が含まれている。本技術開発は、使用済燃料や次世代型のMA核変換用燃料など高放射線量核燃料に適用できる非破壊測定技術としてそれぞれの技術を高度化することを目的としている。本報では、技術開発の現状と次世代型DDA技術に関する研究について報告する。このDDA技術開発の最終目的は、高線量核燃料を小さい計測の不確かさで計測ができるDDA技術を確立することである。次世代型DDAの特徴と、これを実現するため2017年にNUCEFに設置予定である統合試験装置Active-N、そしてデータ分析手法の開発の現状について発表する。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of 2016 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2016) (Internet), 4 Pages, 2016/00
原子力機構では、MA核変換用MA-Pu燃料などの高線量核燃料や共存物質が多数含まれるため従来の測定技術では測定が困難な難測定核物質を対象として、中性子源を用いた次世代の非破壊測定技術の開発に着手した。その測定技術は、核分裂性核種の総質量を計測するダイアウェイ時間差分析法(DDA)、固体物質を核種分析する中性子共鳴透過分析法(NRTA)、計測妨害物質等を分析する即発線スペクトル分析(PGA)または中性子共鳴捕獲分析法(NRCA)、及び核種組成比を分析する遅発線スペクトル分析(DGS)法から構成される。それらの技術を相補的に組み合わせることよって難測定核物質の測定を目指している。本報では、その測定技術開発の中で核分裂性物質量の高精度測定を目指して設計した次世代型DDA装置部の構造、及び シミュレーションによる設計性能に関して報告する。
呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構は、欧州委員会共同研究センター(EC-JRC)との国際共同研究による核不拡散分野用途の「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料の非破壊測定装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。高線量核燃料の非破壊測定については、Pu-240等が放出する中性子に着目した同時計数法など従来のパッシブ測定技術の適用が困難となることが予想されている。しかし、これまで系統的に研究は成されておらず、計測技術が確立していない課題があった。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。本報では、開発計画と統合試験装置(Active-N)の設計研究について報告する。
呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 古高 和禎; 土屋 敬広*; 瀬谷 道夫; 原田 秀郎; Abousahl, S.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; et al.
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.111 - 120, 2015/08
原子力機構は、EC-JRCとの国際共同研究による「アクティブ中性子非破壊測定技術開発」に着手した。本研究課題の最終目標は、MA核変換用MA-Pu燃料など高線量核燃料や、核セキュリティ関連装置への適用を目指した核物質測定技術を確立することである。本研究課題では、アクティブ中性子法であるDDA法, NRTA法, PGA/NRCA法, DGS法による核物質測定技術の研究開発を行う。
LaFleur, A. M.*; 中村 仁宣; Menlove, H. O.*; 向 泰宣; Swinhoe, M. T.*; Marlow, J. B.*; 栗田 勉
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.435 - 441, 2015/08
PCDFのグローブボックス内滞留核物質(ホールドアップ)を測定しているIBAS(中性子測定装置)は2010年に再校正を行い、測定バイアスの改善を実施してきた。2011年にクリーンアウトした際、各グローブボックスのホールドアップのアルファ値測定を実施したところ、校正時に使用した標準試料(アルファ: 0.67)に対し、15.8から31.5であり全く異なる値であった。このことから、この差が計量管理の測定に影響していないかどうかを確認するため、ホールドアップの中性子自己増倍測定及びMCNP計算を行い、校正式の妥当性確認を実施した。その結果、IBASの校正式は健全であることを確認することができた。この結果は実際のグローブボックス内の複数個所からの粉末回収及び精密測定に基づくものであり、今後のプルトニウムホールドアップへの計量管理や査察測定を行なう上で貴重な知見を提供するものである。
瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。
佐々木 敏彦*; 皆川 宣明; 森井 幸生; 新村 信雄; 広瀬 幸雄*
日本材料学会第36回X線材料強度に関するシンポジウム講演論文集, p.259 - 262, 2000/09
中性子イメージングプレート(IP)は、新しい中性子用二次元検出器である。本研究は工業的利用に対し重要な応力測定技術開発の一環であり応力解析に必要な中性子回折環画像の解析に関する検討を行い、解析ソフトウェアの開発を行った。中性子イメージングプレート用中性子応力測定装置を開発作成し、日本原子力研究所JRR-3Mに設置された残留応力解析用中性子回折装置(RESA)を用いて実験を行い、厚さ2mmの鋼材に対し単軸引張応力を加え得られた画像の解析を今回開発したソフトウェアにより処理し良好な結果を得た。
