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論文

$$^3$$He代替非破壊分析装置の開発; 迫り来る$$^3$$Heクライシスの解決を目指して

小泉 光生; 坂佐井 馨; 呉田 昌俊; 中村 仁宣

日本原子力学会誌, 58(11), p.642 - 646, 2016/11

核セキュリティ、保障措置分野では、核分裂に伴う中性子を検出する検認装置として$$^3$$He検出器を利用したものが広く利用されている。検出器に利用される$$^3$$Heガスは、主に米国におけるストックから供給されてきたが、2001年9月11日の同時多発テロ以後、大量の$$^3$$He中性子検知装置を米国内に配備したことから、在庫が減少し、供給が近い将来停止する状況になりつつあった。そうした中、2011年3月末の$$^3$$He代替中性子検出技術に関するワークショップにおけるIAEAの$$^3$$He代替非破壊分析装置開発の呼びかけに応じ、原子力機構においても、J-PARCセンターが開発したZnS/$$^{10}$$B$$_2$$O$$_3$$セラミックシンチレータをベースに$$^3$$He代替検出器の開発を行い、平成27年3月には、開発した中性子検出装器の性能試験及びそれを実装した核物質検認用非破壊分析(Non-Destructive Assay (NDA))装置の性能実証試験を実施した。本解説では、開発した検出器、代替NDA装置を紹介し、あわせて$$^3$$He問題の顛末を報告する。

論文

Neutron-sensitive ZnS/$$^{10}$$B$$_{2}$$O$$_{3}$$ ceramic scintillator detector as an alternative to a $$^{3}$$He-gas-based detector for a plutonium canister assay system

中村 龍也; 大図 章; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 鈴木 浩幸; 本田 克徳; 美留町 厚; 海老根 守澄; 山岸 秀志*; 高瀬 操; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 763, p.340 - 346, 2014/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Instruments & Instrumentation)

ヘリウム3ガス検出器の代替としてプルトニウム検認装置用に使用できるZnS/$$^{10}$$B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータ検出器を開発した。当該検出器はZnS/$$^{10}$$B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータを矩形状の光伝搬筐体内に対角配置しその両端に設置した光電子増倍管により中性子誘起の発光を収集するものでモジュラー構造を有する。有感面積30mm$$times$$250mmをもつプロトタイプ検出器を試作し、中性子感度21.7-23.4$$pm$$0.1cps$$/$$nv(熱中性子)、$$gamma$$線感度1.1-1.9$$pm$$0.2$$times$$10$$^{-7}$$($$^{137}$$Cs)、計数均一性$$<$$6%、温度計数-0.24$$pm$$0.05%/$$^{circ}$$C(20-50$$^{circ}$$C)の性能を確認した。

論文

光核反応を用いる廃棄体中のウラン濃度検認法のモンテカルロコードによる概念検討

桜井 健; 小迫 和明*; 森 貴正

モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.168 - 176, 2004/12

ウラン濃縮施設等からは、ウランを含む廃棄物(以下、「ウラン廃棄物」)が発生する。このうち、ウラン濃度が低い廃棄物については浅地中処分が可能とされている。放射性廃棄物の処分においては廃棄物にかかわる精度の高い放射能評価が必要となることから、ウラン廃棄物の浅地中処分等を進めるためには、検出感度が高くかつ迅速なウラン濃度の検認法の開発が不可欠となる。このため、本研究では光核反応を用いるウラン濃度の非破壊検認法の概念検討とこれに必要となる計算コードの作成を行った。まず、概念検討に用いるために、中性子・光子輸送計算モンテカルロコードMVPを改良し、光核反応とその結果発生する光中性子の輸送を取り扱う機能を付加した。このコード用の光核反応データライブラリーは、IAEA Photonuclear Data Library等を処理して作成した。次に、検認システムの概念検討は、金属のウラン廃棄物を溶融処理して作製される金属インゴットの廃棄物を対象として実施した。その結果、深地/浅地中処分の分別レベルをはるかに下回るクリアランスレベル相当のウラン濃度にも余裕を持つ検出限界が達成可能となる見込みを得た。

報告書

高感度吸光光度法を用いた高放射性廃液中の微量プルトニウム分析法の開発

実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明

JNC-TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12

JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB

再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、0$$sim$$11mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に0$$sim$$11mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度2$$sim$$4mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。

論文

光ファイバー封印検認器の開発

山本 洋一; 向山 武彦; 若原 道夫*; 磯貝 猛*; 近藤 充弘*

第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.189 - 195, 1996/00

日本原子力研究所は、これまで三菱重工業(株)の協力を得て、IAEA保障措置の査察効率化のために光ファイバー封印検認器の開発を進めてきた。IAEA保障措置では、核燃料等がその貯蔵庫や貯蔵容器などにきちんと収納されていることを確認するために王冠式封印などが用いられてきた。光ファイバー封印は在来の封印と比較して信頼性が高く、しかも現場でその異常の有無を確認できる利点を有している。しかし、その検認は写真鑑定法により目視で比較し行うため、査察官の負担が大きかった。今回開発した検認器は、この光ファイバー封印の検認を自動で行うものであり、迅速で正確な判定、小型・計量、容易な操作性などの特徴を持つ。IAEAは、試作機による評価試験の結果、その高性能と信頼性の高さが実証できたとして、これを査察標準機器として採用することを正式に決定した。

論文

研究炉の概要と保障措置

清水 堅一

核物質管理センターニュース, 21(5), p.7 - 9, 1992/05

日本原子力研究所東海研究所の研究炉JRR-2,JRR-3M(改造後のJRR-3)及びJRR-4について、その概要を述べるとともにJRR-3Mについては利用設備等が充実し、利用の拡大が期待されるので、その内容も紹介した。一方、保障措置活動の観点から、研究炉として特徴があるJRR-3Mについて、設計情報(DIQ)の検認、乾式貯蔵施設(DSF)の密封検認等についてその概要を紹介した。

論文

電子式コブラ型封印検認器の開発

山本 洋一; 向山 武彦

第11回核物質管理学会年次大会論文集, p.91 - 98, 1990/06

各々固有な光学パターンを持つコブラ型封印は、現場検認型封印として米国サンディア国立研究所において開発されてきたものである。現在の写真による検認では主観的な判断を下さざるを得ない場合が生じるため、より簡単にかつ解析的に結果が得られる電子式検認器の開発を行なった。試作機を用いた試験の結果、電子式検認器がコブラ型封印の現場検認のために有効であることが確認できた。

口頭

核セキュリティと核物質非破壊検知技術開発

瀬谷 道夫

no journal, , 

核セキュリティに関連して、2011年に改定されたIAEAの核セキュリティ・シリーズNSS (Nuclear Security Series) No.15「規制上の管理を外れた核物質及びその他の放射性物質に関する核セキュリティ勧告」にて各国が求められている核物質の探知(検知)に関して、欧州, 米国, 日本での核物質検知技術開発状況を紹介する。また、現状の保障措置で使われている非破壊測定技術及び米国DOEのNGSIで開発されている使用済燃料中Puの非破壊測定技術開発動向を紹介するとともに、原子力機構が実施している核セキュリティ、保障措置関連の基礎技術開発として、レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線源開発とLCS$$gamma$$線を利用する核共鳴蛍光・非破壊測定技術開発及び中性子共鳴濃度分析技術開発を紹介する。

口頭

プルトニウム取扱施設非立会検認技術開発とSBD(Safeguards by Design)

瀬谷 道夫

no journal, , 

核燃料サイクルにおける大規模プルトニウム燃料取扱い施設の立場について示すとともに、核燃料サイクル施設で取扱われる核物質の非立会(自動化)技術の基礎となる非破壊測定(NDA)技術の状況を紹介する。その後、大規模な自動化プルトニウム取扱施設(プルニウム燃料第3開発室)の非立会検認技術開発の総括的な紹介を行うとともに、その帰結として、IAEAの加盟各国への基本的な要請となった「保障措置の設計への取入れ」(Safeguards by Design)について触れる。また、IAEA保障措置局・長期R&D計画2012-2023(STR-375)の中での新規施設に関するSBD要請について紹介するとともに、これまでに開発がなされていないFPやMAの混じる高線量核物質に対するNDA技術開発の方向性(アクティブ中性子NDA技術開発)に関して述べる。

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