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青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06
被引用回数：2 パーセンタイル：17.49(Nuclear Science & Technology)PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、
U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。
-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilitiesRodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的なを測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、このパイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及びの計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。
細馬 隆
JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08
JAEA-Research-2015-009.pdf:22.3MB
プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。
桜井 聡; 間柄 正明; 臼田 重和; 渡部 和男; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 河野 信昭; 伊奈川 潤; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
IAEAが保障措置の強化策として導入した環境試料分析に対応するため、原研はクリーンルーム施設である高度環境分析研究棟を建設し、極微量核物質の分析技術の開発を進めてきた。2003年までに基本的な技術を開発し、バルク,パーティクル分析双方についてIAEAのネットワーク分析所として認定された。その後、原研は第2期計画として分析技術の高度化開発に取り組んでいる。これまでに、ウラン不純物含有量の少ないスワイプ素材や効果的な粒子回収法などを開発しており、これらは技術的側面からIAEA保障措置制度の強化に貢献している。
酒井 大忠*; 猪川 浩次
第15回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.138 - 144, 1994/10
IAEAの保障措置基準では、非照射直接利用物質に対する適時探知基準として1ヶ月以内に1SQの転用を探知することが要求される。大型再処理施設で、この基準を満たすためには高い精度の測定が必要となるが、連続運転方式の蒸発缶には常に大量のプルトニウム溶液が入っており、その液面も濃度も絶えず変動しているため、容量及び濃度測定に係わる測定誤差を小さく保つことは容易でないと思われる。そこで、中間検認時に蒸発缶内のプルトニウム量を直接測定しないことを検討した。(1)蒸発缶の前後のフロー測定を行い、その入出量から在庫を推定する方法。(2)蒸発缶をC/Sアクセプタブル域として計量対象としないようにMBAを分ける方法。これらのプロセスを認証化することによりIAEAの検認を可能とする手続きについて考察した。
山下 清信; 徳原 一実*; 新藤 隆一; 村田 勲; 七種 明雄
日本原子力学会誌, 36(9), p.865 - 868, 1994/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)解体核兵器から出るプルトニウムの処理方法として、ウラン(U)等の親物質と混合した燃料を軽水炉等で燃焼する方法が提案されている。この場合、核変換によって生成した核分裂性物質を有効利用するためには、使用済燃料を繰り返し再処理する必要がある。そこで、燃料をPuからなる燃料球(消滅用燃料球)と親物質からなる燃料球(増殖用燃料球)に分離し、これらをペブルベッド型高温ガス炉の炉心内に混在させて燃焼させ、更に連続的交換することにより、Puを有効的に消滅する方法を考案した。この方法では、消滅用燃料球の
Puは初期値の1%以下まで消滅でき、消滅用燃料球を直接廃棄できる。また、増殖用燃料球の燃焼は極めて緩慢であるため、健全性が保たれる限り繰り返し使用し再処理の回数を少なくすることができる。ここでは、Pu消滅率、消滅用燃料球1個の最大Pu装荷量等について述べる。
角 美香; 岡崎 日路; 茅野 雅志; 松山 一富; 鈴木 徹; Kuhn, E.*
no journal, ,
国際的な保障措置を効果的, 効率的に実施するうえで、施設側の測定システムが高品質で維持され、必要に応じて向上することが必須である。内部での品質管理に加え、外部の共同分析といった、品質保証要素を持つことが重要である。しかしながら、使用者が少ないことと、輸送が困難であることから、日本にはPuを含む共同分析がなかった。この状況に対処するため、PuとUを含む保障措置のための試料を用いた共同分析が開始された。査察試料が選択され、他の試料と同じように保障措置分析所に送るために前処理される。保障措置分析所は、試料を受け取り、査察試料かつ共同分析試料として、追加コストなしに測定を行える。20年以上前から続くこのDA共同分析の実用性及び効果について報告する。
