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論文

Thermal and mechanical properties of CeO$$_{2}$$

鈴木 紀一; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; Carvajal-Nunez, U.*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of the American Ceramic Society, 102(4), p.1994 - 2008, 2019/04

CeO$$_{2}$$の熱物性及び機械物性を測定した。熱重量分析法により酸素ポテンシャルを測定し、欠陥化学モデルを用いてデータを解析した。音速測定, 共鳴超音波分光法及びナノインデンテーション法によりCeO$$_{2}$$の弾性率を得た。得られた弾性率を用いてデバイ温度及びグリュナイゼン定数を評価するとともに、その評価結果を基に比熱及び熱伝導率を計算した。熱伝導率の計算結果は実験値をよく再現し、また、不純物依存性が大きいことが示された。

論文

$$^{239}$$Pu nuclear magnetic resonance in the candidate topological insulator PuB$$_4$$

Dioguardi, A. P.*; 安岡 弘志*; Thomas, S. M.*; 酒井 宏典; Cary, S. K.*; Kozimor, S. A.*; Albrecht-Schmitt, T. E.*; Choi, H. C.*; Zhu, J.-X.*; Thompson, J. D.*; et al.

Physical Review B, 99(3), p.035104_1 - 035104_6, 2019/01

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

正方晶プルトニウムボロン化合物PuB$$_{4}$$の単結晶、および粉末試料を用いて、$$^{239}$$Pu核核磁気共鳴(NMR)実験を行なった。この化合物は、最近になって強相関電子系のトポロジカル絶縁体候補物質と考えられている。$$^{239}$$Pu核NMRスペクトルは、結晶内Pu位置の局所対称性を反映したものとなっており、NMRシフトとNMR緩和率の温度依存性は、エネルギーギャップをもつ非磁性状態にあることが示唆された。これは、密度汎関数理論計算結果とも矛盾しない。実際に観測された巨視的なギャップ状態は、本化合物がトポロジカル絶縁体候補であることを支持している。

論文

Feasibility study result of advanced solution measurement and monitoring technology for reprocessing facility

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏*; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A.*; Browne, M.*

Proceeding IAEA Symposium on International Safeguards; Building Future Safeguards Capabilities (Internet), 8 Pages, 2018/11

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、再処理施設全体の核物質の動きをリアルタイムに監視するための測定技術開発の必要性を研究開発の長期課題としている。原子力機構は、日本原燃と精製後の核分裂生成物(FP)を含まないPu溶液について、中性子同時計数法を用いた測定システムを開発した。さらに再処理施設全体に適用可能な技術を開発するため、適用性調査研究を米国エネルギー省との共同研究の一環として実施し、核物質生成物が含まれるPu溶液に対してモニタリングが可能となる検出器の開発を行った。本研究開発では、東海再処理施設の高放射性貯蔵場を試験場所とした。まず、HAW貯槽のMCNPシミュレーションモデルを作成するために、HAW貯槽の設計情報の及びHAW組成、放出される放射線の調査を実施した。一方、コンクリートセル内にの検出器の設計及びMCNPモデルの妥当性確認のため、セル内における線量率分布を測定した。設計した検出器を用いて、検出器の設置位置の最適化及びモニタリングに利用可能な放射線を調査するため、セル壁内外において$$gamma$$線スペクトル・中性子線測定を実施した。これらシミュレーション及びセル壁内外における$$gamma$$線及び中性子線測定の結果を用いて、Puモニタリング技術への適用性を評価した。その結果、$$gamma$$線と中性子測定を組み合わせることにより溶液内のPu量の変化をモニタリングできることが分かった。この結果は、再処理施設におけるFPを含むPu溶液のモニタリングへの適用性があることも示唆している。本論文では、本技術開発のまとめを発表する。

論文

CIELO collaboration summary results; International evaluations of neutron reactions on uranium, plutonium, iron, oxygen and hydrogen

Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Kahler, A. C.*; Talou, P.*; Plompen, A. J.*; Schillebeeckx, P.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 148, p.189 - 213, 2018/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:4(Physics, Nuclear)

CIELO国際協力では、原子力施設の臨界性に大きな影響を与える重要核種($$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Pu, $$^{56}$$Fe, $$^{16}$$O, $$^{1}$$H)の中性子断面積データの精度を改善し、これまで矛盾していると考えられた点を解消することを目的として研究が行われた。多くの研究機関が参加したこのパイロットプロジェクトは、IAEAの支援も受けて、OECD/NEAの評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のSubgroup 40として組織された。本CIELOプロジェクトは、新たな実験研究や理論研究を行う動機付けとなり、測定データを正確に反映し臨界性の積分テストに優れた新たな一連の評価済みライブラリとして結実した。本報告書は、これまでの研究成果と、本国際協力の次の段階の計画概要をまとめたものである。

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

論文

Improvement of INVS measurement uncertainty for Pu and U-Pu nitrate solution

Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 牧野 理沙; 中村 仁宣

LA-UR-17-23474, 28 Pages, 2017/04

在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設においてMOX粉末及びPu溶液試料の査察に用いられる非破壊測定装置である。現在の測定不確かさは3-5%程度であるが、1%以下まで改善できれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、迅速測定等の効果が期待できる。本研究ではINVSの高精度化を目的とし、実際の硝酸Pu溶液及びU-Pu硝酸溶液を用いて、3つの手法(パッシブ校正曲線法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を検討した。まず検出器のパラメータの最適化及び特性試験を行った後、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法のための校正曲線を得た。3つの手法の測定結果より、現実的なサンプル濃度の範囲で、ダブルスカウントと$$^{240}$$Pu effective massとの間に良い相関があることを全手法について確認できた。特にパッシブ校正曲線法が最も相関がよく、known-$$alpha$$とともに目標精度である1%を達成した(22時間測定)。バックグラウンドシングルスの変化がこれらの校正の精度に影響すると考えられることから、精度を向上させるため、追加の遮蔽体をINVSに導入した。その結果、特にknown-$$alpha$$法の測定精度が向上した。また遮蔽体を用いた結果、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法で目標精度の1%以内を達成し、そのために必要な測定時間は1時間以内となることを確認できた。

論文

Development and implementation of GloveBox Cleanout Assistance Tool (BCAT) to detect the presence of MOX by computational approach

中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*

Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04

施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。

論文

代替$$^{3}$$He技術のフィールド試験及び評価; HLNB検出器の開発

谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02

ロスアラモス国立研究所は、$$^{3}$$Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器として平行平板状のホウ素(B-10)を用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置であるHLNB(高レベル中性子同時計数カウンター(ボロン))を使用し、実フィールドでの測定試験をプルトニウム転換技術開発施設にて実施した。保障措置分野で代表的なPuの定量測定装置であるHLNCC-II(高レベル中性子同時計数カウンター)の代替装置としてプルトニウムの定量測定ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びHLNCC-IIとの比較測定を実施した。測定試験では検出器の基本性能評価の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、保障措置用機器としての適用可能性を確認することができた。

論文

Feasibility study of advanced technology for Pu with FP solution monitoring; Overview of research plan and modelling for simulation

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される$$gamma$$線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、$$gamma$$線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。$$gamma$$線測定についてFP由来の$$gamma$$線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。

論文

Field test of a full scale $$^{3}$$He-alternative HLNC-type counter; High Level Neutron counter-Boron (HLNB)

Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣

EUR-28795-EN (Internet), p.313 - 323, 2017/00

ロスアラモス国立研究所(LANL)は、$$^{3}$$Heガス供給の枯渇問題に対応するため、新たに開発したホウ素(B-10)を用いた平板状の比例計数管を使用した$$^{3}$$Heフリーの中性子検出器(HLNB:高レベル中性子同時計数装置(B-10))を設計、試作した。これは、代表的な$$^{3}$$He型の中性子検出器の代替品として製作したものである。本論文では、実際のフィールドにおける保障措置機器としての適用性を確認するため、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において、少量のMOX試料粉末を使用したHLNBの性能評価試験を実施した。その結果、HLNBは300秒の測定時間で2.1%の良好の測定精度を得ることができ、保障措置に適用する中性子同時計数装置としての国際性能指標を満足することできることが分かった。

論文

Round-robin $$^{230}$$Th-$$^{234}$$U age dating of bulk uranium for nuclear forensics

Gaffney, A.*; Hubert, A.*; Kinman, W. S.*; 間柄 正明; 大久保 綾子; Pointurier, F.*; Schorzman, K. C.*; Steiner, R. E.*; Williams, R. W.*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 307(3), p.2055 - 2060, 2016/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:8.68(Chemistry, Analytical)

核鑑識のためのウラン年代測定法について、4つの研究機関(ローレンスリバモア国立研究所, ロスアラモス国立研究所, フランス 原子力・代替エネルギー庁, 日本原子力研究開発機構)による共同試料分析を実施した。分析試料としては、ウラン同位体比標準物質であるNBL U050が選定され、同位体希釈質量分析法によって分析が行われた。各研究機関によって推定されたU050のウラン精製日は、1956年3月から1957年10月となり、この推定結果は、測定誤差に起因する精製日の誤差範囲で一致した。一方で、この推定結果は、文献で示されるU500の実際の精製日よりも古い精製日となっており、U050の製造時の精製が不十分であったことが示された。

論文

Thermal expansion measurement of (U,Pu)O$$_{2-x}$$ in oxygen partial pressure-controlled atmosphere

加藤 正人; 生澤 佳久; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of Nuclear Materials, 469, p.223 - 227, 2016/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Materials Science, Multidisciplinary)

U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$ (x=0, 0.01, 0.02, 0.03)及び(U$$_{0.52}$$Pu$$_{0.48}$$)O$$_{2.00}$$の熱膨張率をディラトメータにより、酸素分圧をコントロールした雰囲気で測定した。酸素分圧は、測定の間O/M比が一定となるように制御された。熱膨張率は、O/M比の低下でわずかに上昇し、測定結果より、酸素ポテンシャルを記述する関係式を作成した。

論文

Sintering behavior of (U,Ce)O$$_{2}$$ and (U,Pu)O$$_{2}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*; 加藤 正人; Nelson, A.*; McClellan, K.*

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.617 - 618, 2015/10

CeO$$_{2}$$はPuO$$_{2}$$の模擬物質として多くの研究が行われている。Dorrは(U,Ce)O$$_{2}$$の焼結に関して、ハイパーストイキオメトリ領域では還元雰囲気と比べて低温で焼結が進むことを報告している。しかし、試料の酸素/金属比は正確にはコントロールされておらず、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の類似性について定量的な議論はされていない。よって本研究では、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の焼結挙動について調べ、酸素欠陥の影響について評価を行った。

論文

Improved holdup blender assay system (IBAS) slope validation measurements to improve nuclear material accountancy of high alpha holdup

LaFleur, A. M.*; 中村 仁宣; Menlove, H. O.*; 向 泰宣; Swinhoe, M. T.*; Marlow, J. B.*; 栗田 勉

Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.435 - 441, 2015/08

PCDFのグローブボックス内滞留核物質(ホールドアップ)を測定しているIBAS(中性子測定装置)は2010年に再校正を行い、測定バイアスの改善を実施してきた。2011年にクリーンアウトした際、各グローブボックスのホールドアップのアルファ値測定を実施したところ、校正時に使用した標準試料(アルファ: 0.67)に対し、15.8から31.5であり全く異なる値であった。このことから、この差が計量管理の測定に影響していないかどうかを確認するため、ホールドアップの中性子自己増倍測定及びMCNP計算を行い、校正式の妥当性確認を実施した。その結果、IBASの校正式は健全であることを確認することができた。この結果は実際のグローブボックス内の複数個所からの粉末回収及び精密測定に基づくものであり、今後のプルトニウムホールドアップへの計量管理や査察測定を行なう上で貴重な知見を提供するものである。

論文

Development of advanced MOX holdup measurement technology for improvement of MC&A and safeguards

中村 仁宣; 向 泰宣; 栗田 勉

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

分散線源マトリクス解析法(DSTA)技術は、核物質を大きな空間で取り扱う場合、その中の位置や量を求める手法として種々の保障措置アプリケーションで使用されている。その技術を用いて、原子力機構では自身の計量管理 を改善するため、2つの異なる先進的な中性子測定技術を開発し運用した。最初の先進的技術はグローブボックスクリーンアウト支援ツール(BCAT)であり、運転員がPITの前に実施するクリーンアウトにおいて、クリーンアウトを効果的に行うことを支援するとともに、核物質の回収量を増加させ、未測定在庫を減少させる効果がある(2011年のPITより導入)。2つ目の先進的技術は動的クロストーク補正法(DCTC)である。DCTCは複数のグローブボックス間交互に存在する実際のクロストーク(Doubles計数率)をより正確に求めることができる手法である。ホールドアップ中のPu量を正確に求めるため、原子力機構はDCTC法の適用を含めた改良型HBASシステムを導入した。2つの先進的なホールドアップ測定技術は、核燃料サイクルを実施するために必要な安全環境と保障措置を、運転員と査察官に提供するものである。

論文

硝酸プルトニウム溶液に対するINVS測定不確かさの改善

牧野 理沙; Swinhoe, M. T.*; 鈴木 久規; 池田 敦司*; Menlove, H. O.*; 清水 靖之; 中村 仁宣

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設の査察において採取されたサンプル中のMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する非破壊測定装置であり、31.3%の比較的高い検出効率を有している。現在のINVSの測定不確かさは、3-5%程度であるが、仮に測定の不確かさを1%以下まで改善することができれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、Puの迅速確定、Kエッジデンシトメトリー(KEDG)の代替機器としての活用等、種々の効果が期待できる。本研究では、INVSの高精度化を目的として、実際の硝酸Pu溶液(再処理施設で通常用いられている濃度範囲に限定)を用いた校正試験を、3つの手法(キャリブレーションカーブ法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を適用して行った。なお、実試料の測定に先立ち、検出器の最適なパラメータ及び測定位置を確認する特性試験を行い、最適化されたパラメータを用いて校正を行った。校正試験の結果、それぞれの手法において不確かさに違いはあるものの、計数値とPu量との間に良い相関があることを確認した。特にキャリブレーションカーブ法が最も相関がよく、結果として1%以下の測定不確かの測定ができる見通しを得ることができた。溶液の測定は、様々な因子(濃度,酸濃度及び容量)が影響を与えるため、その結果についても合わせて考察を行った。

論文

An Evaluation of the thermophysical properties of stoichiometric CeO$$_{2}$$ in comparison to UO$$_{2}$$ and PuO$$_{2}$$

Nelson, A. T.*; Rittman, D. R.*; White, J. T.*; Dunwoody, J. T.*; 加藤 正人; McClellan, K. J.*

Journal of the American Ceramic Society, 97(11), p.3652 - 3659, 2014/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.43(Materials Science, Ceramics)

The thermal conductivity of stoichiometric CeO$$_{2}$$ was determined through measurement of thermal expansion from 313 to 1723 K, thermal diffusivity from 298 to 1473 K, and specific heat capacity from 313 to 1373 K. The thermal conductivity was then calculated as the product of the density, thermal diffusivity, and specific heat capacity. The thermal conductivity was found to obey an (A + BT)$$^{-1}$$ relationship with A = 6.7763$$times$$10$$^{-2}$$ mKW $$^{-1}$$ and B = 2.793$$times$$10$$^{-4}$$ mW$$^{-1}$$. Results of thermal expansion and heat capacity measurements agreed well with the limited low-temperature data available in the literature. The thermal conductivity values provided in the current study are significantly higher than the only high-temperature data located for CeO$$_{2}$$. The CeO$$_{2}$$ data are compared to literature values for UO$$_{2}$$ and PuO$$_{2}$$.

論文

Design and implementation of $$^{10}$$B+$$^{3}$$He integrated continuous monitor (BHCM) to holdup monitoring in glove boxes

向 泰宣; LaFleur, A. M.*; 中村 仁宣; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Marlow, J. B.*; 栗田 勉

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2014/07

ホールドアップの計量管理及び保障措置の改善及び$$^{3}$$Heの不足に伴う代替技術確立に向けた取り組みとして、$$^{10}$$B+$$^{3}$$He統合型中性子連続モニター(BHCM)を設計し、プルトニウム転換技術開発施設のグローブボックス中ホールドアップ測定を実施した。ここでは、BHCMの概要及び予備測定時におけるMCNPとの比較結果、並びに、運転時におけるグローブボックスの実測定において、全中性子計数率のトレンドデータと運転状態を比較して得られた$$^{10}$$B検出管のプロセスモニタリング能力の実証結果について報告する。

論文

Improvement of INVS measurement uncertainty for Pu and U-Pu nitrate solution

牧野 理沙; Swinhoe, M. T.*; 鈴木 快昌; 向 泰宣; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 中村 仁宣

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07

在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設の査察において採取されたサンプル中のMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する非破壊測定装置であり、31.3%の比較的高い検出効率を有している。現在のINVSの測定不確かさは、3-5%程度であるが、仮に測定の不確かさを1%以下まで改善することができれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、Puの迅速確定、Kエッジデンシトメトリー(KEDG)の代替機器としての活用等、種々の効果が期待できる。本研究では、INVSの高精度化を目的として、実際の硝酸Pu溶液(再処理施設で通常用いられている濃度範囲に限定)を用いた校正試験を、3つの手法(キャリブレーションカーブ法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を適用して行った。なお、実試料の測定に先立ち、検出器の最適なパラメータ及び測定位置を確認する特性試験を行い、最適化されたパラメータを用いて校正を行った。校正試験の結果、それぞれの手法において不確かさに違いはあるものの、計数値とPu量との間に良い相関があることを確認した。特にキャリブレーションカーブ法が最も相関がよく、結果として1%以下の測定不確かの測定ができる見通しを得ることができた。溶液の測定は、様々な因子(濃度,酸濃度及び容量)が影響を与えるため、その結果についてもあわせて考察を行った。

報告書

On performance experience and measurements with Ningyo Waste Assay System (NWAS), 3

在間 直樹; 中島 伸一; 中塚 嘉明; 藤木 直樹*; 門 一実

JAEA-Technology 2013-050, 39 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2013-050.pdf:3.56MB

200リットルドラム缶収納の廃棄物中全ウランを定量する非破壊分析(NDA)装置NWASを開発、実ウラン廃棄物の測定に適用して実績をあげた。廃棄物中ウランアルファ線と共存するフッ素等とのU-234($$alpha$$,n)反応で生じる中性子とU-238自発核分裂中性子を、ポリエチレン減速材により熱中性子化し、16本のHe-3比例計数管を用い測定する。また、Ge半導体検出器によりウラン濃縮度を測定する。前報ではその成果の一端を紹介したが、その後ウラン廃棄物の測定作業が順調に進行し、約850体の測定実績を記録した。多種多様なマトリックス、ウラン線源物質、広範囲のウラン質量を含有する廃棄物測定実績を積み適用範囲を拡大させてきた。その反面、測定技術・解析手法における種々の問題点も明らかになった。それらの経験を詳細に報告するとともに、新たに得られた知見を整理した。さらにパッシブ測定方式をアクティブ測定方式へと転換する高度化計画を推進し、既に装置構築を完了した。これまでの経験の意義と課題を集約し次のステップへの糧とする。

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