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論文

Development of active non-destructive analysis technologies for nuclear nonproliferation and security of JAEA

小泉 光生

Proceedings of 41st ESARDA Annual Meeting (Internet), p.260 - 267, 2019/05

The Japan atomic energy agency (JAEA) is developing active non-destructive analysis (NDA) technologies for nuclear nonproliferation and security under the support of the subsidiary of for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Japanese government MEXT. One of the programs is "development of active neutron NDA techniques", in which four techniques are developed: i.e., Differential Die Away Analysis (DDA), Delayed Gamma-ray Analysis (DGA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA), and Prompt Gamma-ray Analysis (PGA). These techniques are used to complement each other. They would be useful for nuclear material accountancy, applicable to both low- and high-level radioactive nuclear materials (NMs), and for nuclear security purposes such as detection of NM and explosive materials. Another program is development of nuclear resonance fluorescence (NRF) technique for detection of NM hidden in a shield. This technique utilizes quasi monochromatic gamma-rays produced by laser Compton scattering (LCS) to irradiate a suspicious sample and observe NRF gamma-rays from that. Demonstration experiment of this technique will be performed soon. In this paper, the development projects are overviewed.

論文

Potential for remote controllable systematization of the method of testing reinforced concrete using guided-wave on rebar

古澤 彰憲; 西村 昭彦; 竹仲 佑介; 村松 壽晴

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

本報告では、超音波ガイド波を用いた鉄筋コンクリートの検査法とその遠隔操作可能なシステム化への可能について報告する。具体的には、レーザーによって鉄筋コンクリートの鉄筋を伝播する超音波を励起して、腐食事象の進展に伴って変化する波形から腐食劣化の検出が可能であるか実験的に検証した。実験に用いた試験体は、鉄のロッドとその周囲にモルタルを塗布することで作成し、一方は電解腐食法によって腐食劣化させた。腐食の進展に伴って発生する超音波信号の変化の解析の結果から、周波数領域において顕著な信号の変化がみられることが確認できた。これらの実験結果に係る考察と遠隔操作可能な検査システム化への展望について報告する。

論文

Application of nuclear data to the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

奥村 啓介; Riyana, E. S.

JAEA-Conf 2018-001, p.63 - 68, 2018/12

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉は未踏の分野である。IRIDによってロボットによる格納容器(PCV)の内部調査が進められているが、PCV内部の実際の状況や燃料デブリの特性はまだ十分に解明されていない。このような状況下で、信頼性の高いデータを使った計算シミュレーションは、1F廃炉の多くの問題を解決する有効な手段となる。ここでは、JENDL-4.0のような近年の核データを利用した研究開発への応用例として、(1)PCVにおける線量率分布の予測、(2)PCV内の水中燃料デブリ探査のためのROVシステム、(3)燃料デブリキャニスター内の核燃料物質の非破壊測定、について紹介する。

論文

Study of the neutron multiplication effect in an active neutron method

米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.67(Nuclear Science & Technology)

アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。

論文

A Proposal of secure non-destructive detection system of nuclear materials in heavily shielded objects and interior investigation system

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2017/07

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、確実な核物質検知システムの導入、検知物の正確な内部構造把握、及び核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、X線スキャン装置と単色線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを確実な核物質検知システム及び内部検査システムとして、また、取出された核物質部分に関する内部検査機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

Evaluation of annealing and double ion beam irradiation by a laser-induced and laser-detected surface acoustic wave diagnostic system

北澤 真一*; 若井 栄一; 青砥 紀身

Radiation Physics and Chemistry, 127, p.264 - 268, 2016/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.63(Chemistry, Physical)

新しい非破壊・非接触型の測定法によって原子力構造材料の熱時効やイオン照射の効果を調べた。レーザ誘起とレーザ検出用の表面弾性波(SAW)をこの計測システムに採用した。対象とする物質の強度特性を調べるために、表面に沿ったSAWの伝播速度とその振動速度を測定した。熱時効した材料では、せん断弾性率の変化が測定された。2重イオン照射した材料では、励起したSAWの振幅に関する非線形効果が観察された。これらの結果から原子力構造材料等の欠陥計測のために、SAW検出システム適用の重要性を示すことができた。

報告書

The States of the art of the nondestructive assay of spent nuclear fuel assemblies; A Critical review of the Spent Fuel NDA Project of the U.S. Department of Energy's Next Generation Safeguards Initiative

Bolind, A. M.*; 瀬谷 道夫

JAEA-Review 2015-027, 233 Pages, 2015/12

JAEA-Review-2015-027.pdf:30.21MB

米国エネルギー省/国家安全保障庁の次世代保障措置イニシアティブ(NGSI)での「使用済み燃料非破壊測定プロジェクト」で検討されている14の最新の使用済み燃料集合体非破壊測定(NDA)技術手法に関する調査研究成果を報告するとともに、このNDAの精度の観点からの議論と批評を行う。この報告書では、現在提案されているNDA方法に関する主たる問題である測定結果の大きな曖昧さ(誤差)が、第一義的には独立な測定手法で行っていないことから発生していることを示す。この報告書では筆者らは、NDA結果を改善するためには、NDAの物理量が3次元構成となっているため、少なくとも3つの独立したNDA手法が必要であることを示す。

論文

Technique of neutron resonance transmission analysis for active neutron NDA

土屋 晴文; 小泉 光生; 北谷 文人; 呉田 昌俊; 原田 秀郎; 瀬谷 道夫; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Mondelaers, W.*; Paradela, C.*; et al.

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.846 - 851, 2015/08

中性子の共鳴反応を利用した分析手法に、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。本技術を活用してMA混入核燃料に含まれているウランやプルトニウムを検出・定量するアクティブ中性子非破壊分析法を開発している。さらに、本手法をMA混入核燃料のみならず、高放射線場の中にあるさまざまな物質の定量に適用することを目指している。これまで粒子状の燃料デブリへの適用を目的として、われわれが開発してきた中性子共鳴濃度分析法(NRD)で得た知見を本技術開発に活かす。NRTAにより、透過中性子スペクトルの解析を通じてウランやプルトニウムを同定・定量する。本発表では、NRTAの基礎を紹介するとともに、開発するアクティブ中性子を用いた非破壊測定手法の中でのNRTAの役割を説明する。その上で、NRDの開発で得た知見を紹介するとともに、本技術開発の中でのNRTAの今後の検討項目について議論する。

論文

Introduction to development of advanced safeguards and security NDA technologies by JAEA-ISCN

瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータによる$$^{3}$$He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(大強度単色$$gamma$$線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念される$$^{3}$$Heに代わるZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色$$gamma$$線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。

報告書

革新的高温ガス炉燃料・黒鉛に関する技術開発計画(受託研究)

沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔

JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB

第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は15$$sim$$20%FIMA,高速中性子照射量6$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。

論文

Probabilistic fracture mechanics analyses of reactor pressure vessel under PTS transients

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*

JSME International Journal, Series A, 47(3), p.486 - 493, 2004/07

原研では、軽水炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における信頼性評価のため、確率論的破壊力学(PFM)に基づく解析コードPASCALを開発している。3ループ型PWRに対する4ケースのPTS事象について、非破壊検査,破壊靭性曲線,き裂形状等の因子に着目して、PASCALによりPFM解析を実施した。この結果、PTS時における原子炉容器の破壊確率に対して、非破壊検査が最も大きく影響し、精度の高い国内の検査法モデルでは、検査をしない場合より3桁以上低下することがわかった。また、国内の破壊靭性評価法を適用した場合、米国の手法より破壊確率が低い場合があること、及び半楕円き裂形状としてき裂進展解析を行うことにより、無限長き裂に変換する場合における保守性を低減できることが示された。

論文

Technical code issues of ITER vacuum vessel and their resolutions

中平 昌隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.687 - 694, 2003/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:26.72(Nuclear Science & Technology)

ITERの真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。新しい規格では、3次元有限要素解析法による設計,特殊な部分溶け込み継手の使用,現地溶接部に関して検査フリー溶接の適用を検討している。これらの裏付けデータ取得のため、最初のR&Dでは特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,すきま腐食感受性試験を実施した。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。

論文

Non-destructive testing of CFC monoblock divertor mock-ups

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.144 - 148, 2002/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:67.53(Materials Science, Multidisciplinary)

非破壊検査(NDE)手法の確立は核融合装置のプラズマ対向機器(PFC)開発において重要な課題の一つである。特に、CFCタイルが銅冷却管にロウ付けされているダイバータの接合部のNDEは接合法の品質と信頼性を確保するうえで、その手法を早急に確立する必要がある。検査コストの観点から、赤外熱画像と超音波探針によるNDEが有望である。本研究では、これらの手法をCFCタイルと銅冷却管の接合体に適用し接合欠陥の検査能力及び検出された接合欠陥が熱サイクル中の進展の有無を調べた。接合体には、数種類の大きさの模擬接合欠陥が導入されている。超音波探針法では、冷却管に挿入したプローブで内側から接合面を検査した。また、赤外熱画像法では、温水と冷水を交互に接合体に供給し、CFC表面温度の過渡変化の時定数と数値解析結果と比較することで、接合欠陥の大きさを評価した。NDE後の接合体を用いて、ITER定常熱負荷条件下($$10{rm MW/m}^2$$・30秒)において、1000回以上の熱サイクル試験を行った。熱サイクル試験中のCFC表面温度はほぼ一定を示しており、熱サイクルによる初期欠陥の進展は観察されなかった。また、加熱中のCFC表面温度の最大値は、NDEで評価した欠陥の大きさを仮定した数値解析結果とほぼ一致しており、NDE結果の妥当性を示すことができた。

報告書

分離第一壁型ITER遮蔽ブランケットプロトタイプの製作

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-063, 98 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-063.pdf:11.16MB

ITER-FEATの遮蔽プランケット設計では、放射性廃棄物量の低減と製作コスト低減のために分離第一壁型の構造を採用している。さらに、ディスラプションの際の電磁力低減のために渦電流を低く抑えるために、多様なスリット構造を必要とする。このような構造を実現するためには、ベリリウムアーマーと銅合金,銅合金とステンレス鋼の接合技術と第一壁及び遮蔽ブロックへのスリット施工技術等の大規模コンポーネントに対する有効性を実証すること、スリット施工技術を確立すること、などである。本報告は、これらの技術実証を目的として、ITER EDA延長期間中に、タスク合意G 16 TT 108 FJ (T420-2)に基づいて、プロトタイプの製作を行った。その結果、実規模のモジュールで、異種金属接合,スリット施工,遮蔽ブロック間電子ビーム溶接,異種金属接合部非破壊検査基礎データ取得を行い、基本的な製作性の実証を達成した。

論文

Ultrasonic non-destractive testing on CFC monoblock divertor mock-up

江里 幸一郎; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 荒木 政則; 秋場 真人

Physica Scripta, T91, p.110 - 112, 2001/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:21.24(Physics, Multidisciplinary)

超音波を用いた核融合炉ダイバータのアーマ材と冷却構造の非破壊検査で問題となっている検査時間を短縮するため、多チャンネル振動子の超音波プローブを試作し、その検査性能を試験した。この超音波プローブではポリマー製振動子を採用し、8個の振動子を一つのプローブに設置して、検査時間の短縮を図っている。本実験では、ITERダイバータのレファレンス設計である黒鉛モノブロックアーマと銅冷却管(内径15mm)の接合体を対象として、冷却管内部から周波数20MHzの超音波を用いて接合面を検査した。接合体には、数種類の模擬接合欠陥が導入されている。本試験の結果、ポリマー製振動子を用いた超音波プローブにより接合欠陥の大きさ及び分布が十分な精度で検出できることを確認した。

報告書

Development of pipe welding, cutting & inspection tools for the ITER blanket

岡 潔; 伊藤 彰*; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 高橋 弘行*; 多田 栄介

JAERI-Tech 99-048, 222 Pages, 1999/07

JAERI-Tech-99-048.pdf:24.01MB

核融合実験炉において、ブランケットを交換・保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しいブランケットを設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。また、溶接後は溶接部の健全性評価のための検査が必要である。これら一連の作業は、遮蔽領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、これまでに開発を行ってきた枝管用溶接・切断装置について報告するとともに、ブランケットの冷却配管保守に関して、母管用の溶接・切断装置の開発、枝管用非破壊検査装置の開発、枝管用リーク試験装置の開発、溶接・切断・観察を行うことが可能な複合型光ファイバの開発を、併せて報告する。

論文

核融合炉における非破壊検査の条件

小泉 興一; 岡 潔; 多田 栄介

第8回MAGDAコンファレンス講演論文集, p.252 - 255, 1999/00

国際熱核融合実験炉(ITER)では、所定の性能を満たすために新しい接合構造や狭隘空間での接合法を採用する部位が存在する。これらの構造健全性を高いレベルで維持するためには、これらの構造や方法に適した非破壊検査法の確立が重要である。本件では、真空容器やブランケット冷却配管を中心に非破壊検査に要求される主な性能及び条件について概要する。非破壊検査に要求される主な条件として、強度な$$gamma$$線に対する耐放射線性、遠隔操作への適合性、内部に遮蔽体等の部材を有するステンレス鋼の溶接部、及び銅とステンレス鋼のHIP接合部等の特殊構造に対する検出性能が挙げられる。

論文

Coking determination in gas turbine engine nozzles using neutron radiography

J.T.Lindsay*; 藤根 成勲*; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*; 米田 憲司*; 小林 久夫*; 松林 政仁; M.N.Islam*

Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.571 - 577, 1996/00

ガスタービンエンジンのノズル中に堆積するコーキングは、このタイプのエンジンが最初に製造されて以来問題となっていた。X線を用いた非破壊検査は、このコーキングのような原子番号の大きな物質(金属)中の原子番号の小さな物質(カーボン)の検出には不向きであり、通常は破壊検査により堆積状態の確認が行われていた。中性子ラジオグラフィのコーキング検出への応用は、初期の段階においては中性子ビーム中に含まれる熱外中性子や高速中性子の影響により成功しなかった。後に行われた良質の熱中性子ビームを用いた撮影によりノズルの構造材であるステンレス鋼とコーキングの間のコントラストが増加し、さらに冷中性子ビームを用いることによりコントラストの増加が大きくなることが確認された。

論文

Determination of the modified conversion ratio of light-water-moderated uranium-plutonium mixed-oxide-fuel lattice

中島 健; 赤井 昌紀; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 119, p.175 - 181, 1995/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.97(Nuclear Science & Technology)

軽水減速のウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料格子における修正転換比(MCR(Modified Conversion Ratio):全核分裂率に対する$$^{238}$$U捕獲反応率の比)の測定をプルトニウム富化度の異なる4種類の格子に対して行った。本測定では、軽水臨界実験装置TCAを用いて照射した燃料棒中に生成した$$^{239}$$Npと核分裂生成物の$$gamma$$線スペクトルの非破壊測定により、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求めた。2つの異なる核分裂生成物の測定結果から求めた核分裂率は良く一致しており、また、MCRの測定値は全炉心モデルを用いたモンテカルロ計算の結果と良い一致を示した。このことより、非破壊的な本測定手法はMOX燃料のMCR測定に適用可能であるといえる。

論文

放射線管理へのファジィ理論の適用

重田 幸博

保健物理, 29, p.460 - 462, 1994/00

近年、「あいまいさ」を取扱うファジィ理論は、様々な分野に適用され、実用化が計られている。今回、放射線管理へのファジィ理論の適用例として、放射線作業事前評価システムを開発した。本システムは、制御分野で実用化されている代表的ファジィ推論法により、放射線作業における被ばく、空気汚染、表面汚染の事前評価を行うものである。本報告では、システムの概要を述べるとともに実作業への適用例を紹介し、システムの有効性及び問題点について考察を行う。

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