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論文

原研クリーンルーム施設における極微量核物質分析技術の開発

臼田 重和; 渡部 和男; 桜井 聡; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 齋藤 陽子; 郡司 勝文*; et al.

KEK Proceedings 2001-14, p.88 - 92, 2001/06

原研では、IAEA新保障措置制度に対応するため、クリーンルーム施設「高度環境分析研究棟」を整備し、保障措置を目的とした環境試料中の極微量核物質の分析技術を開発する計画を進めている。現在は、既存の実験施設で予備的な実験を行っているが、完成(5月末完成)後は、当面おもに極微量のウランやプルトニウムの同位体組成比を分析する技術を開発する。発表では、高度環境分析研究棟、開発中のスクリーニング,バルク及びパーティクル分析技術の概要、さらに極微量分析の将来計画について紹介する。

報告書

高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCmの分析 ‐ 分析技術の開発及び測定 ‐

逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 滑川 卓志

JNC-TN9400 2000-058, 49 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-058.pdf:1.22MB

高速炉におけるMA核種の核変換特性の評価に資するため、照射済MOX燃料中のCm分析技術の開発及び高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCm同位体の分析を行った。迅速性・簡便性等を考慮した上で、照射済MOX燃料中のCmの同位体分析において必要なCm分離のための手法として硝酸-メタノール系陰イオン交換法を選択した。本手法の基本的な分離特性を把握する試験を実施し、Cmの溶出位置、Am,Eu等の元素との分離能等を把握した。本手法を照射済MOX燃料中のCm分析に適用するにあたり、分離特性の把握試験の結果より分離条件を評価し、溶出液取得条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離によりCmを回収するプロセスを考案した。本プロセスを適用することにより、Cmの高回収率及びAm、Eu・Cs等の不純物の高除去率を同時に達成することができた。本手法を用いて照射済MOX燃料中からのCmの分離試験を実施し、分離したCmを質量分析することにより、照射済MOX燃料中のCm同位体組成比データの測定が可能であることを確認した。一連の試験により、硝酸-メタノール系陰イオン交換法によるCm分離手法を用いた照射済MOX燃料中のCm分析技術を確立した。本分析技術を用いて高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCm同位体の分析を行った。その結果、高速炉内で燃焼度が約60GWd/t以上まで照射されたMOX燃料中のCmの含有率は約1.4$$sim$$4.0$$times$$10のマイナス3乗atom%であり、さらに極微量の247Cmが生成することを確認した。また燃焼度が60$$sim$$120GWd/tの範囲ではCm同位体組成比はほぼ一定となることが分かった。

報告書

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC-TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。

口頭

Development of laser analysis for nuclear fuel management

若井田 育夫; 赤岡 克昭; 宮部 昌文; Khumaeni, A.; 大場 弘則; 伊藤 主税

no journal, , 

次世代核燃料サイクルでは、核燃料資源の有効利用を図ると共に長寿命廃棄物の削減やの観点から、TRUを含有した燃料を加速器駆動未臨界炉(ADS)で核変換するADS核変換サイクル、高速炉(FBR)で核変換するFBRサイクルの導入が考えられている。このような燃料の遠隔分析法として、非接触・非分離・直接分析法としてレーザー利用遠隔分析法の開発を実施してきた。その結果MOX燃料を用いたレーザーブレークダウン分光(LIBS)による元素組成分析では、U中のPu濃度分析偏差が5%以下、検出下限が数千ppmの計測を5分で定量分析できることを確認した。また、アブレーション共鳴吸収分光による同位体分析では、U中のPuについて、$$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Puの識別観測に成功し、測定偏差1%以下、検出下限数十ppmの定量分析を5分以内で実施できることも示された。この他、高感度、高分解能分光を実現するため、簡単なアンテナ結合によるマイクロ波支援LIBSにより、数十倍の発光信号増大効果も確認した。溶液分析では、液体薄膜をLIBSターゲットとすることでICP発光分光法と同等な性能を示し、ppbレベルの高感度が実現可能なことが示された。過酷環境下でのLIBS分析については、耐放射線性光ファイバーを活用したファイバーLIBSの性能を評価し、過酷環境で適用できる可能性が確認された。

口頭

SIMSによる環境中ウラン微粒子の同位体組成分析

江坂 文孝

no journal, , 

二次イオン質量分析(SIMS)法を用いて保障措置環境試料分析のためのパーティクル分析法の開発を行っている。パーティクル分析法では、原子力施設内で拭き取りにより採取された試料(スワイプ試料)中の個々の粒子中に含まれるウランの同位体比を測定するため、核拡散防止の観点から詳細な情報を得ることができる。我々は、フィッショントラック法やアルファトラック法などによりウラン微粒子を検知する技術とSIMSによる同位体組成分析を組み合わせることにより、より効果的な分析技術の開発を行ってきている。本発表では、その内容について紹介する。

口頭

二次イオン質量分析による自動粒子計測を用いた単一ウラン微粒子の同位体比分析

江坂 文孝; 鈴木 大輔; 蓬田 匠; 間柄 正明

no journal, , 

世界各国の原子力施設において採取された環境試料中に含まれる個々のウラン微粒子の同位体組成を調べることで、各施設における原子力活動の内容および履歴を推定することできる。特に、濃縮度の高いウラン微粒子の検知は、秘密裏での核兵器開発を明らかにし、核の拡散を防止する観点から重要である。本研究では、近年開発された二次イオン質量分析(SIMS)による自動粒子計測を用いてウラン微粒子を検知し、その同位体組成をSIMSあるいは表面電離質量分析(TIMS)で測定する方法の検討を行った。その結果、両分析法で高濃縮ウラン微粒子を選択的に検知・測定することができ、本法の有効性を確認することができた。

口頭

核鑑識と放射化学

篠原 伸夫; 木村 祥紀; 大久保 綾子

no journal, , 

核鑑識とは、捜査当局によって押収された核物質(NM)や放射性同位元素(RI)の組成、物理・化学的形態などを分析して、出所, 履歴, 輸送経路, 目的を明らかにする技術的手段である。核鑑識技術により、不正に使用されたNMやRIの起源を特定し、犯人を刑事訴追できる可能性が高まり、核テロなどに対する国際的な核セキュリティ体制強化に貢献できる。本発表では、日本原子力研究開発機構で開発した核鑑識技術(同位体組成分析, 不純物分析, 核物質の精製年代測定法、粒子形状の電子顕微鏡観察、核鑑識ライブラリとデータベース)を紹介するとともに、日本における核鑑識体制にも言及し、核鑑識における放射化学の役割を考察する。

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