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米田 政夫; 藤 暢輔
Applied Radiation and Isotopes, 188, p.110391_1 - 110391_6, 2022/10
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Active neutron methods using pulsed neutrons can measure nuclear materials with higher performance than passive methods. However, previous active neutron methods have not used the observed data effectively. In this study, we developed a new data processing method with higher performance than the conventional method by using time series data. This method is expected to improve the measurement performance through a significant reduction in measurement time and a sensitivity increase compared to the conventional method.
前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07
被引用回数:3 パーセンタイル:28.63(Nuclear Science & Technology)In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.
米田 政夫; 前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09
アクティブ中性子法の一つであるFNDI法を用いた核物質の計量管理技術の開発を行っている。FNDI法は、対象物にパルス中性子を照射し、そこで発生する核分裂中性子の総数及び消滅時間を用いて核分裂性物質量を求める測定法である。FNDI法を用いたデブリ計測システムの設計解析に取り組んでおり、次のような計算モデルを作成してシミュレーションを実施した。装置高さ: 140cm、装置外径: 80cm、He-3検出器(長さ100cm、直径2.5cm)本数: 16本。デブリの状態として湿式と乾式の2種類を考え、乾式デブリでは中性子の減速効果を補うために収納管周りにポリエチレンを取り付けている。シミュレーションは計算コードMVPを用いた。本発表では燃焼組成や均質度を変えた様々なデブリに対する計算結果及びFNDI法を用いたデブリ測定の適用範囲に関する検討結果を示す。
米田 政夫; 前田 亮; 古高 和禎; 飛田 浩; 服部 健太朗; 下総 太一; 大図 章; 呉田 昌俊
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07
FNDI法を用いた非破壊計量管理システムの開発を行っている。FNDI法はアクティブ法測定の一種であり、誘発核分裂核種(U-235, Pu-239, Pu-241)の総量を求めることができる。これまでに、TMIのキャニスタを仮定したデブリ計測システムの設計解析を実施しており、その結果はINMM-56において発表している。その後、福島第一原子力発電所燃料デブリ用キャニスタ及びデブリ組成の計算モデルの検討を行い、その結果を用いたデブリ計測システムの改良を進めてきた。本発表では、その新しいNDA計測システムを用いたデブリ測定の解析及び評価結果を示す。それに加え、多くの核物質を含むデブリが測定に与える影響について、解析による検討結果を示す。
米田 政夫; 大図 章; 春山 満夫; 高瀬 操*; 呉田 昌俊; 中塚 嘉明; 在間 直樹; 中島 伸一; 大塚 芳政
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)は非破壊測定手法の一つであり、14MeVのパルス中性子をウラン・プルトニウム等核分裂性物質を含む廃棄物ドラム缶に照射させることにより発生する核分裂中性子を測定するものである。FNDI法は、ドラム缶に含まれる核分裂性物質の量について短時間かつ正確に求めることが可能である。廃棄物で発生する自発核分裂中性子及び(,n)反応で生成する中性子を測定する手法であるパッシブ法に比べて、FNDI法は、測定時間が短く、廃棄物ドラム缶に含まれるウランの化学形に依存しないという特長を有する。FNDI法については、これまで原子力機構東海地区にあるNUCEFにおいて、長年研究開発に取り組んできた。そこでの成果をベースとして、原子力機構人形地区において、JAWAS-Nと呼んでいるウラン廃棄物ドラム缶を測定する実証装置について設計を行った。JAWAS-Nの製作・設置は2013年に完了し、2014年からウラン位置依存性, ウラン量依存性, ウラン化学形依存性, マトリックス依存性等の特性実験を進めている。実験と並行して、MCNP等のモンテカルロコードを用いた解析を進めている。本発表では、実験結果と解析結果の比較、及び実験を実施できない多量のウラン量に対する解析評価について報告する。
藤 暢輔; 前田 亮; 米田 政夫
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置において、原子炉格納容器内部から取り出された物体のすべてを燃料デブリとして取り扱うことは必ずしも合理的ではない。取り出された物体に含まれる核燃料物質の量を計測し、その計測結果を基準として燃料デブリと放射性廃棄物に仕分けすることができれば、燃料デブリの取り出しから保管までの作業の合理化などが期待できる。本研究開発においては、仕分けに用いる非破壊測定の候補技術として、中性子による誘発核分裂反応を利用する2つのアクティブ中性子法:高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)および高速核分裂中性子同時計数法(FFCC法)の検討を行っている。FNDI法は測定試料によって熱化された中性子による核燃料物質の核分裂反応を利用する測定法であり、核分裂性物質の総量のほか、試料の内容物の情報を含む中性子減衰時間が得られる。FFCC法は、高速中性子による核分裂反応を利用して、ウラン総量を測定する手法であり、デブリに含まれる中性子吸収材の影響を受けにくいという特長がある。モンテカルロ計算コードPHITSおよびMVPを用いてFNDI法およびFFCC法のシミュレーションモデルを作成し、典型的なデブリの測定を模擬したところ、FNDI法は中性子吸収材を含むデブリ等の測定が困難であるものの、得られる中性子減衰時間がFFCC法の補正に使える可能性があること、FFCC法は中性子吸収材を大量に含むデブリでも測定可能であることなどが分かった。本講演では、シミュレーション結果に加えて、核燃料物質を用いた要素試験等で得られた結果も報告する。本研究成果は、「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(仕分けに必要な燃料デブリ等の非破壊計測技術の開発))」に係る東双みらいテクノロジー株式会社からの受託事業において得られた成果である。
在間 直樹; 中塚 嘉明; 中島 伸一; 大図 章; 米田 政夫; 呉田 昌俊
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、人形峠環境技術センターにおける解体中のウラン製錬転換施設・ウラン濃縮施設において大量に発生する200リットルドラム缶収納のスクラップ核燃料物質・ウラン廃棄物中ウラン定量のための非破壊測定の開発を進めている。ウラン量測定技術の高度化を目的に、製錬転換施設内に高速中性子直接問いかけ法(FNDI法)による非破壊装置(JAWAS-N)を構築した。現在、測定装置の性能を評価するモックアップ試験をほぼ終了し、そこで得られたパラメータを活用して較正式を作成した。同施設に保管されているドラム缶を対象とした測定を開始し、データを蓄積しつつある。測定時に得られるdie-away time(中性子消滅時間)データをもとに個々に中性子応答率評価を行い、ウランを定量する。既に内容物の異なる550体を超す測定実績をあげ、測定時間10分の条件で、評価誤差10%以内でのウラン定量が可能であることを確認した。また、実ウラン廃棄物の実測値と中性子挙動シミュレーション計算結果との検証も行っている。