検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Development of active neutron NDA system for radioactive 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

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.

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

廃棄物ドラム缶のウラン量を短時間で精度良く定量できる革新的アクティブ中性子非破壊測定技術; 高速中性子直接問いかけ法の実用化

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, 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。

論文

Development and implementation of GloveBox Cleanout Assistance Tool (BCAT) to detect the presence of MOX by computational approach

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。

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

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

Telescopic measuring method for specific activities of structural components in reactor pressure vessel

片桐 政樹; 畠山 睦夫; 佐藤 福司; 伊藤 博邦; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.735 - 744, 1992/08

放射能レベルの極めて高い原子炉圧力容器内の放射化構造物や圧力容器内壁等の比放射能を、極めて高い放射能による妨害を受けずに遠方から非破壊的に定量する測定法を開発し「望遠測定法」と名づけた。Japan Power Demonstration Reactor(JPDR)において本測定法の評価試験を行った。試料採取法によって求めた比放射能との比較の結果、圧力容器内壁及び炉心シュラウド部に対する本望遠測定法の測定精度は、10~15%であることを確認した。

報告書

マイクロコンピュータを用いた通気層中水流速の非破壊計測システム

大貫 敏彦; 山本 忠利

JAERI-M 85-096, 21 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-096.pdf:0.77MB

不飽和多孔質媒体中における水流速を測定するためにマイクロコンピュー夕を用いた非破壊計測システムを開発した。本システムは環境シミュレーション試験における通気層試験において水流速を測定するために開発されたものである。カラム内土壌中における水流速は、本システムにより任意の一定点で測定できることが確認された。本システムにより水流側を測定する場合、透過中性子の計数率減少率を求めるにあたり、測定区間、平滑区間および平滑回数の影響を受けることが明らかとなった。

口頭

核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術の開発,1; 研究開発計画

呉田 昌俊; 小泉 光生; 大図 章; 土屋 晴文; 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、研究開発計画について報告する。

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,2; パッシブ中性子法(中間報告)

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告は、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評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation法により中性子増倍及び吸収効果を評価するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる組成情報から核燃料物質を定量するものである。シミュレーションによる適用性評価の結果、一般的に中性子計測による測定が困難とされているB-10を多く含む燃料デブリについても、本手法は適用可能であることを確認した。また、キャニスタ内の水分量の変動が主要な誤差要因となるため、湿式貯蔵、乾式貯蔵等の大まかな水分量毎への分類が必要となることを確認した。

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,2; パッシブ中性子法

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

本報告では、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技術へのパッシブ中性子法の適用性評価の内、燃料デブリ中の核燃料物質定量のためのパッシブ中性子法に対する特性研究のフェーズ1の評価結果について報告する。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI)法により中性子増倍及び吸収効果を補正するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、$$gamma$$線計測または計算コードより得られる燃料組成情報から核燃料物質を定量するものである。本件では、乾式貯蔵及び湿式貯蔵の共通モデル(フェーズ1)について、シミュレーションにより「燃料デブリ組成の変動に起因する不確かさ」を求めた。その結果、中性子増倍吸収効果に起因する不確かさは補正により大幅に低減されることが確認された。このことから、DDSI法は燃料デブリに対して有効と考えられる。また、湿式貯蔵は乾式貯蔵に比べて不確かさが大きくなることが確認された。これは、収納容器内に存在する水が、中性子を熱化することにより、不確かさの要因となる中性子増倍吸収効果の増加及び検出効率の変動に寄与しているためと考えられる。これらのことから本手法の適用にあたっては、収納容器内の水分の有無及び水分含有率の変動の範囲について、留意する必要がある。

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 2; Numerical simulations for passive neutron technique

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

This report describes evaluation results of the passive neutron technique (PN) which is conducted as a part of the characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The PN consists of Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI) and neutron coincidence counting. The DDSI evaluates the neutron multiplication and absorption effect and corrected coincidence count rate determines Cm-244 effective mass. Nuclear material in a canister is quantified by using isotopic data obtained from $$gamma$$-ray measurement and/or burn up code. The uncertainty derived from the variation of composition of fuel debris and from the variation of position of fuel debris in the canister were evaluated. For both evaluations, wet storage models have larger uncertainties than dry storage models. That comes from the presence of water in the canister. Neutron moderation by water leads to increase neutron multiplication and absorption effect and to vary neutron detection efficiency. These results indicate that the presence of water and variation of water content in canister should be carefully managed to apply the passive neutron technique.

口頭

中性子直接問いかけ法を用いた核物質の高感度検出の現状

大図 章

no journal, , 

原子力センシング研究グループは、廃棄物ドラム缶内のウラン量を正確かつ高感度で定量するため、アクティブ中性子法による非破壊測定技術の開発を行っている。その非破壊測定技術は、ダイアウェイ時間差法の一種であり、問いかけ中性子に高速中性子を用いることから高速中性子直接問いかけ法と呼んでいる。本講演では、高速中性子直接問いかけ法の測定原理、および従来のダイアウェイ時間差法との相違と利点、実廃棄物ドラム缶内のウラン量測定装置を実用化するにあたり開発したデータ解析法などについて解説する。さらに、実廃棄物ドラム缶測定の現状と今後の応用分野および展望に関して報告する。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA装置の開発,1; プロジェクト概要とPGA測定システムの開発

藤 暢輔; 古高 和禎; 大図 章; 土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 米田 政夫; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

no journal, , 

原子力機構では、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(NDA)技術を適用できない高線量核燃料物質の非破壊測定技術開発を実施している。本研究開発では、小型中性子源を用いた複数のアクティブ中性子NDA技術(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$$gamma$$線法: NRCA及び、遅発$$gamma$$線分析法: DGA)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。本発表では、プロジェクトの概要及び、即発$$gamma$$線分析法を用いた爆発性物質(窒素)、化学兵器(燐, 塩素, 硫黄, ホウ素, ケイ素, チタン等)の検知と妨害元素(ホウ素, 塩素)の測定技術開発において得られた結果について報告する。

口頭

Development of active neutron NDA system for nuclear security

藤 暢輔

no journal, , 

Joint Research Centre (JRC) - Japan Atomic Energy Agency (JAEA) collaboration AS-7 started in 2015 to develop an active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security. The collaboration aims at contributing to the establishment of an innovative non-destructive analysis (NDA) system for the quantification of SNM and MA in high 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 in the collaboration. In the first phase of the project, we developed a combined NDA system, which enables the simultaneous measurements of DDA and PGA. The project now enters the second phase. The second phase focuses on the development of the active neutron NDA system for high-level radioactive materials. In the second phase, we will continue to conduct additional research to improve the methodology and develop an integrated NDA system which consists of not only DDA and PGA, but also NRTA. In this presentation, we will provide an overview of the second phase and report the recent results in the first phase. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.

口頭

アクティブ中性子非破壊測定装置開発における中性子源と核データのニーズ

藤 暢輔; 前田 亮; 土屋 晴文; 大図 章; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫

no journal, , 

欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)と原子力機構との共同研究により、これまでの非破壊測定技術を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。本研究開発では、小型中性子源を用いた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$$gamma$$線分析法: PGA、遅発$$gamma$$線分析法: DGA)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、非破壊測定装置において求められる中性子源、及び分析手法開発や測定データ解析時に必要となる核データに関するニーズについて報告する。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。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA装置の開発,2; PGA測定に適した統合装置構成物質の検討

古高 和禎; 藤 暢輔

no journal, , 

原子力機構では、核セキュリティ補助金事業の一環として、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(NDA)技術を適用できない高線量核燃料物質の非破壊測定技術開発を実施している。本研究開発の第2フェーズでは、小型中性子源を用いた複数のアクティブ中性子NDA技術(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)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。このうち、PGAでは、爆発性物質の主要元素(窒素)、化学兵器の材料元素(燐, 塩素, 硫黄, ホウ素, ケイ素, チタン等)、及びDDA測定への妨害元素(ホウ素, 塩素)の検知を目指している。本研究では、開発計画の第1フェーズで得た知見をもとにして、DDA測定の性能を低下させることなくPGA測定の妨げとなる$$gamma$$線が低減され、かつPGA用検出器が中性子に対して充分に遮蔽されるように、開発の第2フェーズで建設するNDA装置に用いる物質の検討を行った。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA装置の開発,3-1; プロジェクトの概要と進捗状況

藤 暢輔; 土屋 晴文; 大図 章; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 小泉 光生

no journal, , 

原子力機構では欧州委員会-共同研究センター(EC-JRC)との共同研究を実施しており、従来の非破壊測定(NDA)では対応できない高線量核燃料物質に適用できるNDAを開発している。本研究開発では、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、即発ガンマ線分析法: PGA、遅発ガンマ線分析法: DGA)を高度化し、さらにそれらを組み合わせて、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のためのNDAの確立を目指している。平成27年度からフェーズIとして低線量核燃料測定のための研究開発を実施しており、平成30年度からはフェーズIIとして高線量核燃料測定のための研究開発を実施している。本講演では、プロジェクトの概要と、平成27年度から平成29年度までのフェーズIで得られた知見をもとに実施したシミュレーションによる装置開発や今後の計画について述べる。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。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1