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論文

Utilizing PUNITA experiments to evaluate fundamental delayed gamma-ray spectroscopy interrogation requirements for nuclear safeguards

Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.

論文

Proliferation resistance evaluation of an HTGR transuranic fuel cycle using PRAETOR code

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:0 パーセンタイル:100(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、$$^{235}$$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。

論文

Model design of a compact delayed gamma-ray moderator system using $$^{252}$$Cf for safeguards verification measurements

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Applied Radiation and Isotopes, 148, p.114 - 125, 2019/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:20.8(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Delayed gamma-ray spectroscopy is an active-NDA technique used to determine the composition of HRNM samples by peak-ratio comparison of GRs above 3-MeV from the short-lived fission products. Filtering out the passive GRs from long-lived FPs reduces the DGS signal, so thermal neutrons are used to induce more fission events from fissile nuclides. We are developing a compact system to moderate $$sim$$ 2-MeV neutrons that are easier to moderate than 14-MeV neutrons from DT generators. This work describes the ideal moderator optimization for a $$^{252}$$Cf source that results in $$25.9times10^{-4}$$ cm$$^{-2}$$ $$n_{source}^{-1}$$ passing through the sample space with $$geq$$ 70% of those below 1-eV. Practical modifications resulted in $$leq$$ 20% reductions compared to the optimized design. Evaluations of DGS signals and backgrounds conclude that only a 21-MBq $$^{252}$$Cf source is required.

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy, 2; Design study of moderator for a practical system

Rossi, F.; Rodriguez, D.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(CD-ROM), 3 Pages, 2018/11

この発表では、再処理施設の溶解溶液等の高放射性核物質サンプルの核分裂性核種比の検認に適用される、遅発ガンマ線分光非破壊分析システムの減速体(反射体)のコンパクト性を追求する設計研究について報告する。我々は、最初に小型中性子源としてDT及びDD中性子源を使った場合の有利、不利を調べた。この結果、DD中性子源がコンパクトで実用的なNDAシステムが達成できることが示された。ここではMCNPシミュレーションにより実施した、DD中性子源を使う予備的な最適化設計を報告する。

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy inverse Monte Carlo analysis method for nuclear safeguards nondestructive assay applications

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11

The JAEA and EC JRC are collaborating to improve the ability to quantify the uranium and plutonium content of highly radioactive and mixed nuclear material for nuclear safeguards verification. A separate program focuses on improving the capability to measure, analyze, and predict the delayed gamma-ray spectrum used to determine the nuclide ratios within a sample. Measurements performed at the JRC-Ispra are used to correlate the observed DGs to the composition that are then used to calibrate a DG Monte Carlo. The MC has the ability to predict expected DGs, provide a sensitivity analysis to optimize future measurements, and can be used to analyze a spectrum using an inverse MC technique. Analyzing MC with this IMC analysis provides a way to determine systematic uncertainty as well as statistical uncertainty when multiple measurements are not feasible. This work will describe the efforts to develop the DGSMC and how it will be utilized for current and future applications.

論文

Demonstration of $$gamma$$-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilities

Rodriguez, 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:100(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$$gamma$$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$$gamma$$パイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際$$gamma$$測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及び$$gamma$$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。

論文

Development of delayed gamma-ray spectroscopy for nuclear material analysis

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*

Proceedings of INMM 59th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2018/07

DGS has great potential for HRNM, since it determines fissile nuclide compositions by correlating the observed DG spectrum to the unique FY of the individual nuclides. Experiments were performed with LRNM using both PUNITA and a JAEA designed Cf-shuffler tested in PERLA. The data was analyzed using an inverse MC method that both determines DG peak intensity correlations and provides an evaluation of the uncertainty of the measurements. The results were used to verify DG signatures for varying fissile compositions, total fissile content, and DGS interrogation timing patterns. Future development will focus on measuring HRNM and designing a compact system by evaluating different neutron sources, moderating materials, and detection capabilities. This presentation summarizes the JAEA/JRC DGS program to date and the future direction of this collaborative work performed using the MEXT subsidy for the promotion of strengthening nuclear security.

論文

Integrated risk assessment of safety, security, and safeguards

鈴木 美寿

Risk Assessment, p.133 - 151, 2018/02

統合型リスク評価が、安全、セキュリティ及び保障措置の間のシナジー効果を促進するものとして開発される。統合型3Sリスク評価のシナジー効果の一つとして、これから建設する原子力施設の設計段階から3S対応を取り込む方法が考えられる。安全分野では、基本事象のデータを用いてシビアアクシデントの頻度を見積る。最近のセキュリティ事案に対する懸念もあり、ETs/FTsの手法に基づく枢要区域特定手法は原子力発電所の枢要設備に対するサボタージュ防護を調べるために用いられている。異なる困難は保障措置におけるリスク評価においてもあり、核物質の転用やミスユースは施設者や国家の意図的な動機によって起こることから、その起点を推測することは一般的に困難である。本章では、3S間の最適で費用対効果を有する管理を追及して3Sリスク間のバランスについて調べる。

論文

Neutron resonance analysis for nuclear safeguards and security applications

Paradela, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文

EPJ Web of Conferences, 146, p.09002_1 - 09002_4, 2017/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:4.95

Neutron-induced reactions can be used to study the properties of nuclear materials in the field of nuclear safeguards and security. The elemental and isotopic composition of these materials can be determined by using the presence of resonance structures in the reaction cross sections as fingerprints. This idea is the basis of two non-destructive analytical techniques which have been developed at the GELINA neutron time-of-flight facility of the JRC-IRMM: Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA) and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). A full quantitative validation of the NRTA technique was obtained by determining the areal densities of enriched reference samples used for safeguards applications with an accuracy better than 1%. Moreover, a combination of NRTA and NRCA has been proposed for the characterisation of particle-like debris of melted fuel formed in severe nuclear accidents. In order to deal with the problems due to the diversity in shape and size of these samples and the presence of strong absorbing matrix materials, new capabilities have been implemented in the resonance shape analysis code REFIT. They have been validated by performing a blind test in which the elemental abundance of a combined sample composed of unknown quantities of materials such as cobalt, tungsten, rhodium or gold was determined with accuracies better than 2%.

報告書

Application of probability generating function to the essentials of nondestructive nuclear materials assay system using neutron correlation

細馬 隆

JAEA-Research 2016-019, 53 Pages, 2017/01

JAEA-Research-2016-019.pdf:5.71MB

核物質非破壊測定システムの基礎への確率母関数の適用について研究を行った。最初に、高次の中性子相関を七重相関まで代数的に導出し、その基本的な性格を調べた。高次の中性子相関は、漏れ増倍率の増大に応じて急速に増大し、検出器の効率や設定によるが漏れ増倍率が1.3を超えると、より低次の中性子相関と交わり追い越してゆくことを見出した。続いて、高速中性子と熱中性子が共存する系において、高速中性子による核分裂数と二重相関計数率及び熱中性子による核分裂数と二重相関計数率を、代数的に導出した。従来の測定法と、differential die-away self-interrogation法によって得られるRossi-alpha結合分布と各エリアの面積比を用いれば、高速中性子と熱中性子それぞれの単位時間あたりの誘導核分裂数、ソース中性子1個あたりそれぞれの誘導核分裂数(1未満)及びそれぞれの二重相関計数率を、推定可能であることを見出した。

論文

IAEA保障措置技術及び人材育成に対するJAEAの貢献

直井 洋介; 小田 哲三; 富川 裕文

日本原子力学会誌, 58(9), p.536 - 541, 2016/09

日本は1955年に制定された原子力基本法に従い、原子力の研究開発、原子力エネルギーの利用を平和目的に限って推進してきた。平和目的に限られていることを担保するため、事業者は計量管理を行い、IAEAと保障措置協定を締結する以前は二国間原子力協定(日米,日仏,日加等)に基づき報告を行い、1977年のIAEAとの保障措置協定を締結後は国内法が改定され、それに基づき計量管理及びその報告が行われてきた。1999年には追加議定書を締結して新たな義務を負うIAEAの保障措置活動に対応してきており、これまでわが国の原子力活動についての申告の正確性と完全性がIAEAによって検認されてきている。2004年には、核物質の転用や未申告の活動はないとの「拡大結論」を得て以降、これまで毎年この拡大結論を得てきている。本報告では、原子力機構がこれまで取り組んできたIAEAの保障措置に必要な技術開発や人材育成への協力などIAEA保障措置活動への貢献について報告する。

論文

Operator's contribution on the improvement of RII scheme against the process operation at PCDF

中村 仁宣; 清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 池田 敦司*; 山口 勝弘*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

日本国の統合保障措置は2004年に、核燃料サイクル工学研究所(JNC-1)においては2008年より導入され、査察業務量の低減及び核物質転用に対する抑止効果を高めることを目的とし、従前の中間在庫検認(IIV)に代わり短時間通告ランダム査察(RII)が導入された。そのRII手法は運転停止中(インターキャンペーン)を想定して設計されたため、運転時は改訂が必要であった。原子力機構では再処理施設の潜在的な安全上のリスクを低減するため、2014年4月よりPCDFの運転(溶液からMOX粉末への転換)を決定したことから、運転と統合保障措置の要件を満足させる最適な査察手法の検討に着手し、検知確率を減らすことなく、査察業務量を増加させることのない新たな査察手法をIAEA及び規制庁に提案した。IAEA等との協議の結果、同提案は受け入れられ、2014年3月に導入することができた。新たな査察手法では、査察日を事前確定型への変更、推定量の核物質を低減、リモートモニタリングデータの提供の実施、運転状態確認査察の改善及び適時性をもった在庫申告等の改善を図った。その結果、在庫情報等の提供に係る業務量は若干増加したものの、統合保障措置における要件とPCDFの運転を両立させることができ、2年間の運転に対する保障措置の効果的かつ効率的な実施に貢献した。

論文

Uranium particle identification with SEM-EDX for isotopic analysis by secondary ion mass spectrometry

江坂 文孝; 間柄 正明

Mass Spectrometry Letters, 7(2), p.41 - 44, 2016/06

保障措置環境試料中の個別ウラン粒子の分析(パーティクル分析)は、二次イオン質量分析(SIMS)法などにより行われている。この際、あらかじめ試料中に含まれる多くの粒子からウランを含む粒子を特定する必要があり、これまで分析の律速になっていた。本研究では、走査型電子顕微鏡の反射電子像を利用した自動分析により効率的にウラン粒子を特定し、SIMS法により同位体比分析を行う方法について検討した。本検討により分析条件の最適化を行った結果、1000倍の倍率で反射電子像を観測することにより、直径1$$mu$$m程度のウラン粒子を効率的に特定できることが確かめられた。

論文

Application of automated particle screening for effective analysis of individual uranium particles by thermal ionization mass spectrometry

江坂 文孝; 鈴木 大輔; 蓬田 匠; 間柄 正明

Analytical Methods, 8(7), p.1543 - 1548, 2016/02

AA2015-0572.pdf:0.66MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.47(Chemistry, Analytical)

原子力施設で採取された環境試料中の個々のウラン粒子の同位体比分析は、施設での未申告原子力活動を検知する上で重要である。本研究では、効率的な分析法の開発を目的として、自動粒子スクリーニングを利用して測定する粒子を選別し、表面電離質量分析法(TIMS)により同位体比分析を行う方法の開発を行った。本法により実際の査察試料を分析した結果、従来法に比べて分子イオンの影響を低減化して個々のウラン粒子の同位体比を決定することが可能なことが示され、本法の有効性が確かめられた。

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。

報告書

中性子多重相関計数法の数理的基礎; ウラン・プルトニウム混合二酸化物の例

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。

論文

Utilizing delayed $$gamma$$ rays for fissionable material measurement in NDA

Rodriguez, D.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.831 - 836, 2015/08

パルス中性子源を用いる非破壊測定装置がJAEAとJRC(ITU及びIRMM)との共同で設計される予定である。このシステムは中性子共鳴透過分析法、時間差ダイアウェイ法、即発・遅発$$gamma$$線スペクトル分析法の組合せを利用する予定である。遅発$$gamma$$線スペクトル分析法は核分裂性核種の比を比較的高い精度で決めることができる方法である。このシステムはMOX中あるいは高自発中性子・$$gamma$$線放射核物質(溶融燃料を含む)の核種組成比を有効に決定することができ、保障措置に適用できるものである。また、このシステムは透過力の強い高エネルギーの遅発$$gamma$$線を検知することで核セキュリティ分野へも適用が可能である。この論文では、この非破壊装置の遅発$$gamma$$線スペクトル分析法部分の初期状況について、また、対象核物質の高精度組成分析を行う上で他の方法と連携してどのように使われるか、について記述する。

論文

Current activities and future challenges of FNCA's nuclear security and safeguards project

千崎 雅生

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2015/07

FNCAの枠組み、そしてその中の核セキュリティ・保障措置プリジェクト(NSSP)の役割と目的、また本プロジェクトにおいて、どのように核セキュリティを強化するか、保障措置の認識と効率化を高めるか等について、メンバー国間の検討状況について概観する。

論文

Japan Atomic Energy Agency (JAEA)'s international capacity building regarding safeguards and SSAC; 20 years of achievement and future challenges

千崎 雅生; 直井 洋介; 栗林 敏広; 濱田 和子; 奥村 由季子

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

原子力機構は、日本政府やIAEA,米国DOE,欧州委員会とともに、またFNCA, APSNの枠組みで、アジアを中心にSGとSSACに関する人材育成を支援してきた。本論文では、国際協力を通じてSGとSSACに関する、20年に渡る人材育成の努力と貢献、そして将来のチャレンジについて記述する。

論文

Challenge to ultra-trace analytical techniques of nuclear materials in environmental samples for safeguards at JAERI; Methodologies for physical and chemical form estimation

臼田 重和; 安田 健一郎; 國分 陽子; 江坂 文孝; Lee, C. G.; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 平山 文夫; 福山 裕康; et al.

International Journal of Environmental Analytical Chemistry, 86(9), p.663 - 675, 2006/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:59.07(Chemistry, Analytical)

IAEAは、保障措置の強化策の一環として、未申告の原子力活動を検知するため、1995年保障措置環境試料分析法を導入した。核物質を扱う原子力活動は、施設内外から採取された環境試料中の極微量核物質を精確に分析することにより、その痕跡を立証できるという原理に基づく。現在は、施設内で拭き取ったスワイプ試料に含まれる極微量のUやPuの同位体比を分析している。将来は、施設外で採取された植物・土壌・大気浮遊塵なども環境試料として想定される。環境試料中の核物質の物理的・化学的形態がわかれば、その起源,取り扱い工程,移行挙動が推定できる。保障措置の観点からは、このような情報も重要である。原研では、CLEARを整備して以来、文科省の要請を受け、我が国とIAEA保障措置に貢献するため、おもにスワイプ試料中の核物質を対象とした高度な極微量分析技術の開発に挑戦してきた。本発表では、(1)原研で開発した極微量環境試料分析技術の全般,(2)物理的・化学的形態評価にかかわる現在の分析技術開発,(3)極微量核物質に将来適用可能な形態分析技術にかかわる方法論について述べる。

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