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阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人
JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10
JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。
立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09
原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。
Lee, C. G.; 井口 一成; 伊奈川 潤; 鈴木 大輔; 江坂 文孝; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 臼田 重和
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 272(2), p.299 - 302, 2007/05
被引用回数：51 パーセンタイル：93.70(Chemistry, Analytical)フィッショントラック(FT)-表面電離質量分析(TIMS)法によるパーティクル分析法は、二次イオン質量分析計では分析が難しい粒径1
m以下のウラン粒子に対しても同位体比分析が可能であることから、有効な保障措置環境試料分析手法とされている。われわれがすでに開発したFT-TIMS法は、核分裂性物質を含む粒子をFT検出器の中に閉じこめるので、高い検出効率,試料調製の簡便さ,ウラン濃縮度別検出の可能性などの長所がある。しかし、検出器エッチングの際、ウラン粒子の一部が溶解する恐れがある。そこで、粒子と検出器部を分離した2層式FT試料調製法の開発を行っている。従来の2層式試料では、検出器のFTから目的粒子の検出の際、検出器と粒子層とのずれにより目的粒子検出に困難を伴う。われわれが新たに開発している方法では検出器と粒子層の一段を固定することによりそのずれを解決した。その結果、数回のエッチング後も検出器と粒子層のずれが生じないことを確認した。また、本法により検出した天然組成のウラン粒子(NBL950a)のTIMSによる同位体比測定の結果、
U/
U及び
U/U同位体比の誤差はそれぞれ5.8%, 1.5%以内であった。発表では、試料調製法の詳細及びTIMSによる同位体比測定結果について報告する。
Lee, C. G.; 井口 一成; 江坂 文孝; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 臼田 重和
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 245(2), p.440 - 444, 2006/04
被引用回数：8 パーセンタイル：49.18(Instruments & Instrumentation)保障措置環境試料中の極微細ウラン粒子の検出法として有効なフィッショントラック(FT)法では、ウラン粒子の検出効率は検出器の化学エッチング条件に大きく依存する。本研究では、核分裂性粒子含有FT検出器のエッチング挙動を調べる目的で、ウラン粒子を閉じこめたポリカーボネート製FT検出器を作製し、エッチング速度に対するウラン濃縮度の影響を調べた。エッチング速度は、エッチングによる検出器の重量変化から評価した。全体に、検出器の重量変化はウラン粒子の濃縮度に大きく依存し、高濃縮度のウラン粒子を含む検出器ほど重量減少は大きい。検出器の重量減少の挙動から、エッチング速度が異なる二つ領域の存在が明らかになった。エッチング初期の非線形挙動は、すべての検出器において飛跡が最初に現れるエッチング時間が非線形領域内にあることから、おもに飛跡の出現によると考えられる。その後の直線的な挙動は、出現した飛跡の拡大に対応している。また、粒子1個あたりに換算したエッチング速度は(濃縮度)
に比例することがわかった。このような飛跡のエッチング挙動とウラン粒子の濃縮度との相関を利用することにより高濃縮度のウラン粒子だけを優先的に検出可能であることが示唆された。
井口 一成; 江坂 木の実; Lee, C. G.; 伊奈川 潤; 江坂 文孝; 小野寺 貴史; 福山 裕康; 鈴木 大輔; 桜井 聡; 渡部 和男; et al.
Radiation Measurements, 40(2-6), p.363 - 366, 2005/11
被引用回数：11 パーセンタイル：57.92(Nuclear Science & Technology)保障措置環境試料のパーティクル分析において、フィッショントラック法による核分裂性物質を含む粒子の検出法はサブミクロン粒子まで対応できることから特に重要である。演者が開発した方法は、粒子をポリカーボネートフィルタの上に捕集した後、フィルタを溶解,乾燥してフィルム(検出器)にすることで粒子を検出器の中に閉じ込める。熱中性子照射した後、検出器をエッチングすることで粒子を検出する。この方法は操作が簡単であり、粒子を容易に高感度で検出することができる。しかし、エッチングにより、フィルムの表面近傍に存在している粒子が脱落する可能性があるので、適切なエッチング条件を決めることは重要である。今回は、エッチング時間とウランの濃縮度の関係を調べた結果、高濃縮度ほどエッチング時間を短くする必要があることがわかった。
U nuclear data to improve k
biases on U enrichment and temperature for low enriched uranium fueled lattices moderated by light waterWu, H.; 奥村 啓介; 柴田 恵一
JAERI-Research 2005-013, 31 Pages, 2005/06
JAERI-Research-2005-013.pdf:3.29MB
本研究では、低濃縮ウラン燃料体系におけるk過小評価の濃縮度依存性について検討した。ベンチマークテストは、プレリミナリ版のENDF/B-VIIとCENDL-3.1のウラン断面積を含むさまざまな評価済み核データファイルを使用して行った。また、微濃縮体系で最近のJENDLやENDF/Bのウラン断面積評価にみられる温度上昇に伴うkの過小評価についても検討を行った。UとUの核データの書き換え解析を通して、上記の両問題を解決する新しいU核データ評価を提案する。新しい評価データのテストは、ICSBEPハンドブックの低濃縮または高濃縮の金属または溶液燃料を含む多様なウラン燃料体系で実施した。その結果、提案する新しいUとプレリミナリ版のENDF/B-VIIのUのデータを組合せると、多くのベンチマーク問題に非常に良い結果を与えることが判明した。
小田 哲三
JAERI-M 93-052, 49 Pages, 1993/03
UF
統計熱力学的諸性質を広い温度領域にわたって計算し、特に200の分子振動準位についての結果は300Kの温度におけるポピュレーション順にテーブル化した。さらに、UFV
バンドカンターについてのシミュレーションと同位体選択性についての評価を行い、これによると多数のホットバンドによる重畳の結果、スペクトルは準連続的な形状を示すが同位体選択性はわずかながら吸収波長に対して依存性を示すことがわかった。本研究は遠心分離ウラン濃縮プラントの保障措置を目的とした「光吸収濃縮度モニタシステム」の設計に不可欠な情報となるだけでなく、一般の赤外スペクトルの解析にも充分役立つ結果を提供するものである。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03
本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400
C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971Cまで全く見られなかった。(3)971C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。
岡本 毅*; 西村 秀夫
JAERI-M 90-031, 89 Pages, 1990/02
CCS-Iコードは、遠心分離法ウラン濃縮カスケードの設計計算及びその起動・停止等の過渡時の動特性計算を行い、製品の濃縮度調整のための各種操作技術を検討する等のために開発した汎用型コードである。これらの諸機能のため、本コードは、保障措置システムの有効性評価のために利用することができる。すなわち、設計濃縮度を超える濃縮ウランを生産する手段が用いられた場合のカスケードの状態を精度よくシミュレートできるので、保障措置システムが検知すべき異常指標を同定することができる。また、誤警報の検討に用いることもできる。さらに、カスケードの濃縮特性から、適時査察の頻度について知見を得ることができる。本報告書は、遠心分離法カスケードのモデル化について述べるとともに、コードの概要並びにコードをカスケードの動特性シミュレーションに用いる場合の利用方法等について記述している。
藤根 幸雄; 柴 是行
JAERI-M 89-185, 34 Pages, 1989/11
本報告は化学法ウラン濃縮技術の分離原理や濃縮特性など基本的な特徴について検討した結果をまとめたものである。化学法は分離係数が小さいにもかかわらず同位体分離効果を効率よく重畳させる方法であり、従来のウラン濃縮法と比較して電力消費量が少なく、また、原料調製時にフッ化物への転換工程を必要としない等いくつかの利点をもつ濃縮技術であることが判明した。
岡本 毅*; 鈴木 篤之*; 西村 秀夫
JAERI-M 89-059, 18 Pages, 1989/05
遠心分離法ウラン濃縮プラントの保障措置についてはHEXAPARTITEプロジェクトにおいて議論が行われ、「頻度限定・無通告」方式による査察を行うことで合意が得られている。大型商用施設に対しても同様の手法が採用されると考えられるが、このような施設では濃縮能力の拡大、機微な情報を保護することの重要性から、適用すべき保障措置の態様については十分な検討が必要とされる。本報告は、遠心分離法による大型商用ウラン濃縮プラントの保障措置システム設計のために行った、モデル施設の工程シミュレーション研究の結果得られた成果の一部を取りまとめたものである。まず、起動時の過渡特性について解析し、次にカスケードの特性パラメータの操作によるプロダクト濃度の変動を調べた。この結果、90%までのカスケード効率低下を許容することで、核燃料として必要な核種濃縮度の低濃縮ウランの生産が可能であることが分かった。
岩崎 淳一; 市川 博喜; 鶴田 晴通
JAERI-M 84-159, 147 Pages, 1984/09
JRR-3改造計画の一環として、20%濃縮U・Alx燃料を用いた炉心の核設計を行った。本報告書は、その結果に使用した、炉心および反射体内各領域での臨界計算用少数群断面積、炉心軸方向バックリングおよび制御棒境界条件について説明している。
線スペクトロメトリ法によるウラン濃縮度測定東條 隆夫
JAERI-M 83-222, 38 Pages, 1983/12
LEPS HP Ge-、Ge(Li)-、NaI(Tl)-線スペクトロメトリ法および多重シングルチャネル・アナライザ法の4種の測定法によるウラン濃度測定を、LMRI UO
比較標準試料を用いて行い、各測定法の濃縮度測定特性を検討した。1.4~9.6 a/o範囲の濃縮度を6.297a/oの標準試料を用いて測定した結果、次の標準偏差で測定できた。(i)HP Ge法:1.4%、(ii)Ge(Li)法:2.0%、(iii)NaI(Tl)法:1.2%、(iv)多重シングルチャネル法:0.51%。一連の測定を通して、各測定法と用いた標準試料にともなう系統誤差の要因ならびに本標準試料の特質の一端が明らかになった。
東條 隆夫
JAERI-M 82-074, 37 Pages, 1982/07
Nal(Tl)検出器12.318a/0および3.051a/0の標準金属ウラン試料を用いた多重シングル・チャネル・アナライザーによるウラン濃縮度測定を種々なアナライザー・ウインド設定条件で行い、得られた濃縮度ER
をGe 線スペクトロメー夕による濃縮度ER
と比較・検討した。濃縮度が7.345,5.638および0.535a/0と測定された試料の濃縮度ERとERとの差異(ER-ER)はそれぞれ-0.001,0.066および-0.009a/0であり、10分間計測時の統計誤差はそれぞれ0.23,0.29および1.9%であった。これらの測定では、185-keV線(
U)のピーク計数率測定用のウインドは216~210keVに、バックグラウンド計数率測定用のウインドは216~291keVに設定された。この設定条件は、ここで用いた種々の設定条件の中で最も安定で、外部放射線の影響が少ない測定が可能であることが明らかになった。
