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論文

Development of differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 4 Pages, 2018/11

A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (14 MeV) generator has been newly developed for non-nuclear proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The DDA system was designed to be able to detect a nuclear fissile material (Pu-239) of as low as 10 mg and to handle samples of a different volume: a vial bottle (20 mL), a pail container (20 L), through a Monte Carlo simulation. In the DDA system, the Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) technique, which utilizes fast neutrons for interrogation, was applied to measure the amount of fissile mass contained in the sample. The fundamental performance of the DDA system was investigated in the demonstration experiment. The simulation results show that the Pu-239 masses of less than 10 mg can be detected in the DDA system. The results of the experiment are discussed and compared with those of the simulation.

論文

Development of active neutron NDA system for nuclear materials

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.

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の開発,1; 次世代型DDA装置の性能評価

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 古高 和禎; 藤 暢輔

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

原子力機構では、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核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質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。その技術開発において、核分裂性核物質の定量が可能な次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)部と元素分析が可能な即発$$gamma$$線分析(PGA)部を組み合わせた、小型DT中性子源を用いるアクティブ中性子統合非破壊測定試験装置"Active-N"を新たに設計、開発した。現在、製作したDDA部の基本性能を評価するために微量のPu酸化物試料を封入したバイアル瓶を用いて測定試験を実施している。本報では、その試験結果をモンテカルロシミュレーション(MCNP)結果と比較して報告する。

論文

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,2; 次世代型DDA技術の開発

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。

論文

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security

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.

論文

Development of active neutron NDA techniques for nuclear nonproliferation and nuclear security, 1; Study on next generation DDA

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$$gamma$$線分析法(PGA)、中性子共鳴捕獲$$gamma$$線分析法(NRCA)、遅発$$gamma$$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。

論文

Design study on differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for non-nuclear proliferation

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$$gamma$$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$$gamma$$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。

論文

核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術の開発,1; 開発計画

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。

論文

14MeV加速器中性子直接問かけ法による固化廃棄体中核分裂性物質の高感度検出

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:69.9(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。

論文

廃棄物中の微量核分裂性物質の新検出法

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$$pm$$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。

報告書

TRU廃棄物計測実験設備の概要

青山 三郎; 楠城 和麿*; 西沢 市王; 春山 滿夫; 高瀬 操*; 杉本 洋一

JAERI-Tech 97-069, 32 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-069.pdf:1.87MB

TRU廃棄物計測実験設備は、TRU廃棄物固化体の品質検査法及び測定技術の研究開発を行うための実験設備として、NUCEFバックエンド研究施設内に設置されたものである。本実験設備は、中性子測定法を用いた廃棄物固化体中の微量TRU核種の高感度非破壊測定技術の開発をするためのアクティブ中性子測定装置、パッシブ中性子測定装置、廃棄物固化体内部のマトリクス性状及び放射能偏在状態を把握することで高信頼測定技術の確立を目指す透過型CT/放射型CT測定装置から構成されている。本報告書は、TRU廃棄物計測実験設備の各測定装置の設計仕様、測定原理及び製作時に実施された検査等についてまとめたものである。

論文

Development of an integrated transuranic waste management system for a large research facility:NUCEF

峯尾 英章; 松村 達郎; 竹下 功; 西沢 市王; 杉川 進; 辻野 毅*

Nuclear Technology, 117(3), p.329 - 339, 1997/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.28(Nuclear Science & Technology)

NUCEFは、TRU(超ウラン)元素を用いた実験を行う大型の複合研究施設である。施設で発生するTRU廃棄物に対する合理的な管理は非常に重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体廃棄物は、主として臨界実験のための核燃料調製設備及びホットセル($$alpha$$$$gamma$$セル)やグローブボックスで行われる再処理やTRU廃棄物管理の実験から発生する。NUCEFにおけるTRU廃棄物管理は区分管理を基としており、廃棄物の減容及び液体廃棄物に含まれるTRU元素の再利用を最大限に行おうとするものである。廃棄物管理システムの確立には、固体廃棄物の区分管理のための測定技術、濃縮廃液からのアメリシウム回収及び安定化技術、並びに有機廃液及びその他の廃液の減容技術の開発が必要である。これらの技術は、NUCEFで行われる研究開発の成果を応用して開発される。

論文

An Approach for the reasonable TRU waste management in NUCEF

峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功; 辻野 毅; 松村 達郎; 西沢 市王; 杉川 進

Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.708 - 715, 1995/00

NUCEFはTRU元素を用いる研究施設であり、1995年初めにホット運転を開始した。施設で発生するTRU廃棄物の管理は重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体の放射性廃棄物の発生源は、主に臨界実験のための核燃料調整設備及び再処理プロセスや再処理に係るTRU廃棄物管理の研究を行うセル及びグローブボックスである。NUCEFのTRU廃棄物管理は、分別管理を基本とし、試薬類のリサイクル及びTRU元素の再利用を最大限に行い、さらに高度な分離法や固化法により廃棄物の減容や廃棄物の有するリスクの減少を図ろうとするものである。将来、貯槽に貯蔵されている液体廃棄物からのTRU元素の分離及び固化、さらに固体廃棄物の弁別区分をNUCEFで行われる研究開発の成果を応用して行う予定である。

論文

Nondestructive detection method of trace amount of fissile materials by using a neutron generator

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。

論文

加速器中性子を用いた微量核分裂性物質の非破壊検出法

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。

口頭

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の開発,1; 研究開発の概要、ダイアウェイ時間差分析法

呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 土屋 晴文; 北谷 文人; 古高 和禎; 瀬谷 道夫

no journal, , 

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、研究開発の概要とダイアウェイ時間差分析法について報告する。

口頭

Baggage inspection system developed by JAEA for detection of concealed special nuclear materials

呉田 昌俊

no journal, , 

原子力機構原子力基礎工学研究センターは、平成19年度から3年間、内閣府の科学技術連携施策群の効率的・効果的な推進事業の一つとして「手荷物中隠匿核物質探知システムの研究開発」を東京大学, IHIと産官学連携体制を組んで実施し、開発した技術実証装置を用いて実用性を検証した。当発表では、パネル討論において、原子力機構が開発した中性子問いかけ法による核物質探知装置の概要について報告するとともに、核セキュリティ分野における産官学連携を含む関連機関間のネットワークの構築の重要性について議論する。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,1; 研究開発の概要

呉田 昌俊; 藤 暢輔; 大図 章; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

no journal, , 

原子力機構は、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」を欧州委員会共同研究センター(EC-JRC)と共同して実施している。本研究課題の最終目標は、マイナーアクチノイド(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等が自発核分裂で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MA-Pu燃料開発が実験室規模であったため系統的な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ダイアウェイ時間差分析法,中性子共鳴透過分析法,即発$$gamma$$線分析法/中性子共鳴吸収$$gamma$$線分析法,遅発$$gamma$$線分析法による核物質測定技術の研究開発を行っている。本報では、原子力機構がEC-JRCと研究開発中であるアクティブ中性子非破壊測定技術開発の現状について報告する。

口頭

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の開発,2; DDA測定部の熱中性子の空間分布

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 藤 暢輔

no journal, , 

原子力機構では、核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質の測定法を確立することによって核不拡散・核セキュリティに資するため、中性子を用いた非破壊測定装置の技術開発を実施している。その装置は、核分裂性物質量を測定するダイアウェイ時間差分析(DDA)部を備えており、高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を用いた測定が可能である。FNDI法では、測定サンプルに高速中性子を照射し、容器内の核物質が起こす核分裂反応によって放出される中性子を測定する。また、測定サンプルの周囲にはモデレータを配置し、サンプル内の位置感度差を低減させることによって測定精度を向上させている。本報では、測定精度を決定するサンプル容器内の熱中性子の空間分布を調査するためにMCNPを用いたシミュレーションを行ったので、その結果について報告する。

口頭

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定量に関する候補技術の特性研究,3; アクティブ中性子法

米田 政夫; 前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

no journal, , 

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 $$_{4}$$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 $$_{4}$$Cに比べて少ないことから、B $$_{4}$$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。

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