Gamma-ray observations at the coastal area of Japan Sea in winter seasons

土屋 晴文; 榎戸 輝揚*; 和田 有希*; 古田 禄大; 中澤 知洋*; 湯浅 孝行*; 楳本 大悟*; 牧島 一夫*; GROWTH Collaboration*

Proceedings of Science (Internet), 358, p.1163_1 - 1163_6, 2021/07

https://doi.org/10.22323/1.358.1163

Since 2006, the GROWTH experiment has been successfully operating at the coastal area of Japan Sea. The GROWTH experiment aims at elucidating how particles in lightning and thunderclouds are accelerated to relativistic energies to produce gamma rays and occasionally neutrons. According to observations done by the GROWTH experiment, it is found that there are two types of radiation bursts associated with winter thunderstorms. One is long bursts lasting for a few tens of seconds to a few minutes, being not clearly related to lightning. The other is short bursts in association with lightning. To better understand the production mechanism of these radiation bursts, we have developed a small-type of radiation detectors and increased observational points with the new detectors. In this presentation, we show an overview of observations done by the GROWTH experiment. Then we focus on recent several findings observed by the new detectors. One, which is categorized into long bursts, implies a relationship between a long burst and an intra/inter-cloud discharge. Another is a combination of short bursts and long ones, showing simultaneous detections of prompt gamma rays extending up to 10 MeV and the 511-keV annihilation ones. These gamma-ray signals demonstrate the occurrence of photonuclear reactions in lightning. Based on these results, we discuss the production mechanism of gamma rays related to thunderstorms.

中性子源

高田 弘

加速器ハンドブック, p.330 - 333, 2018/04

核破砕中性子源は、高エネルギー陽子ビームを中性子標的に入射し、そこで発生させた中性子を周囲に配置した反射体と減速材で減速し、物質研究等に適した熱・冷中性子を供給する装置であり、中性子生成効率が良い特徴を有する。本件では、初めに中性子標的の基本的特性を解説する。次に、減速材の基本的特性を説明し、特にJ-PARCの1MWクラスの大強度核破砕中性子源で実装した減速材を例に、高強度中性子パルスの発生及び幅の狭い高品質な中性子パルスの整形方法について解説する。さらに、中性子源の設計手順についても記述した。

Measurement of neutron and -ray absorbed doses under criticality accident conditions at TRACY using tissue-equivalent dosimeters

曽野 浩樹; 柳澤 宏司; 大野 秋男; 小嶋 拓治; 空増 昇*

Nuclear Science and Engineering, 139(2), p.209 - 220, 2001/10

https://doi.org/10.13182/NSE01-A2232

臨界事故条件下での人体の中性子及び線吸収線量を評価するために、高分子アラニン線量計とホウ酸リチウムを用いた熱蛍光線量計の二種類の組織等価線量計を10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた原研TRACYでの実験に適用した。この実験では、反応度添加条件を変えて五種類の臨界事故模擬実験を行った。高分子アラニン線量計を用いて1.5から1600Gyまでの中性子と線を合わせた吸収線量の測定に成功した。またホウ酸リチウム線量計により1から900Gyまでの線の吸収線量を測定することができた。さらに、反応度添加条件が異なっていても、線量は積分出力に比例することが確認された。ホウ酸リチウムの線に対する感度がアラニンとほぼ同じであるため、中性子線量は複雑な補正なしにアラニン線量計による中性子と線の吸収線量からホウ酸リチウム線量計による線吸収線量を差し引くことにより容易に評価することができた。MCNP4Bを用いた解析結果として、吸収線量の計算値は測定値と95%信頼区間の範囲内で一致し、過渡時の中性子及び線吸収線量の評価に十分適用できることを示した。

ガンマ線分光法による核データ測定精度の高度化に関する研究

古高 和禎

JNC TN8400 2000-028, 70 Pages, 2000/10

JNC-TN8400-2000-028.pdf:1.71MB

本報告は、著者が核燃料サイクル開発機構において、平成9年11月から平成12年10月までの期間に博士研究員として行った研究内容をまとめたものである。本報告は、二つの内容に分かれる。すなわち、一つは、熱中性子吸収断面積の測定の高度化に関する研究である。今一つは、HHS検出器を用いた光核反応断面積の微細構造測定の高度化に関する研究である。1)放射化法を用いた線測定による熱中性子吸収断面積測定において、得られる結果の精度に影響を及ぼす主な要因には、線収量の統計精度の他に(1)線ピーク検出効率の校正精度、及び(2)線放出率の精度があげられる。本研究では、高速三次元同時計測システムを作成することにより、(1)線ピーク検出効率を精密に校正するための、-同時計測法を用いた標準線源放射能の精密測定、及び(2)短寿命核の線放出率の精密測定に用いるための、線検出器にプラスチックシンチレータを用いた-同時計測法の開発及び、それを使用した100Tcの線放出率の精密測定を行い、熱中性子吸収断面積測定の高度化を図った。2)熱中性子吸収断面積が小さい核種に対しては、巨大共鳴領域の線を用いた光吸収反応による核変換が提案されている。光吸収反応による核変換を効率的に行うためには、光吸収断面積の入射線エネルギー依存性を詳細に知る必要がある。本研究では、高分解能高エネルギー線スペクトロメータ(HHS)を用いた光吸収断面積の微細構造測定をより精密で信頼できるものとするために、精密なモンテカルロシミュレーション計算を実施し、検出器の標準線応答関数の整備を行った。

廃棄物中の微量核分裂性物質の新検出法

春山 満夫

原子力eye, 45(11), p.77 - 79, 1999/11

http://ci.nii.ac.jp/naid/40005192005

アクティブ中性子法において、従来の検出法では、核分裂性物質が廃棄体の中心部と最大半径部に存在する場合、100倍程度の検出応力差が発生し、定量精度及び信頼性を悪化させるという問題がある。本稿では、従来法で100倍以上あった検出応答差を新検出法では10.25程度できることで、位置検出応答差の問題を根本的に解決できる検出法について、従来検出法と比較しながら述べる。また、新検出法は、検出方法の特徴から検出体系の小型化と低コスト化が実現できるだけではなく、ボロン等の熱中性子吸収物質や金属等の混入やコンクリート水分の変動の影響を受け難いなどについて述べる。

先進的再処理に関するリサイクルシステム評価に関する研究

山名 元*

PNC TJ1604 98-002, 65 Pages, 1998/03

PNC-TJ1604-98-002.pdf:2.75MB

高速炉燃料サイクルにおける再処理技術のあり方を検討するための基礎情報として、核分裂生成物の除染目標について検討した。使用済みの高速炉炉心燃料に含まれる核分裂生成物のそれぞれの核種および元素について、空間線量への寄与、原子炉での中性子吸収効果、回収ウラン中での放射学的毒性、熱量、不純物量などの、相対評価指数を導入して、各元素に必要とされる除染係数を評価した。

「常陽」MK-II制御棒の開発と使用実績の評価

宮川 俊一; 高津戸 裕司; 曾我 知則

PNC TN9410 97-068, 113 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-068.pdf:3.97MB

「常陽」MKII制御棒は、当初の設計から約20年経過した現在までに、44体の制御棒が主として寿命延長を目的とした種々の改良を経て製作され、このうち34体がその使用を終え、そのうちの16体の照射後試験(以下PIE)がほぼ完了している。これらの使用実績とPIE結果に基づく評価から、次のような知見が得られた。(1)「常陽」MK-I制御棒は密封型であったため、制御棒の寿命はBの10乗の(n,)反応によって制御棒要素内に蓄積するHeガスの圧力のために短く制限されていた。このためMKII炉心用の制御棒では、Heガスの制御棒要素外排出が可能で簡素な構造のダイビングベル方式のベント型を採用し、その有効性と信頼性を確認した。(2)MKII炉心では6本の制御棒全てにスクラム機能と出力抑制機能を持たせた設計としたため、地震時のスクラム機能確保と流力振動による炉出力振動防止の両立が必要になった。その解決策として、制御棒の下部に流力振動防止用の突起状の流力振動防止機構を設け、さらに突起の段数や形状を改良し、それらの両立性を確認した。(3)スクラム緩衝機構である制御棒下端部のダッシュラムは、原子炉運転中はほぼ炉心中心面に位置して高速中性子の照射量が非常に大きく、ダッシュラムのスエリングによる下部案内管の同緩衝機構の受け側との干渉が問題となった。これを解決するため、ダッシュラムの構造を中空として20%冷間加工を施す等の耐スエリング対策を確立し、長期使用条件下におけるスクラム緩衝機構での干渉の課題を克服した。(4)中性子吸収体(B4Cペレット)と被覆管との機械的相互作用(Absorber-Cladding-Mechanical-Interaction:以下ACMIと称す)は、制御棒の寿命制限因子として現在も世界的に最も注目されているテーマである。「常陽」制御棒の使用実績とPIEの評価によって、ACMIはB4Cペレット破片の再配置(リロケーション)により加速されること、それによるACMIの開始燃焼度は54510の26乗cap/m3乗と大きくばらつくことなどのメカニズムの詳細を把握し、より合理的な設計基準を明らかにすることができた。この設計基準に従い、従来型の制御棒の経験的な燃焼度管理法の妥当性、リロケーション防止の簡易対策(シュラウド管つきHeボンド型制御棒)の効果、さらにACMI吸収のため

中性子回折によるセラミックス内部の応力測定

坂井田 喜久*; 田中 啓介*; 原田 慎太郎*; 皆川 宣明; 森井 幸生; 池田 泰*

日本機械学会論文集,A, 62(600), p.1924 - 1930, 1996/08

https://doi.org/10.1299/kikaia.62.1924

窒化ケイ素セラミックスの内部応力測定を中性子回折法により測定を試み、今後のセラミックス材に対する機械的性質の評価に大きな力となることを確認した。また、X線による応力測定との相異点等、技術的な面での今後の対応を検討し、非破壊で内部応力測定することが可能であることを確認した。

Applied techniques based on neutron radiation in JAERI

石川 勇

Proc. of 11th KAIF/KNS Annual Conf., 0, p.611 - 619, 1996/00

日本原子力研究所、アイソトープ部が、民間企業、公的機関、原研の基礎研究グループと協同で開発した、Cf線源を用いる中性子応用技術のうち、いくつかの注目すべき応用例についての報告である。1)高精度コークス水分計として、Cfからの中性子とガンマ線の同時透過測定をパルス波形弁別技術により実現した。2)中性子吸収トレーサ技術を石炭液化実験プラントにおいて、石炭スラリーの流れの観測のために採用した。3)中性子の多重散乱や十分な熱化によって、鉄板ではさまれたプラスチックフィルムの厚さ計を開発した。4)原研で開発された中性子イメージングプレートの応用技術に関することなどの内容を紹介した。

「常陽」照射試験サイクル報(第28サイクル)

動力炉・核燃料開発事業団

PNC TN9360 95-001, 104 Pages, 1995/11

PNC-TN9360-95-001.pdf:4.23MB

本報告書は、第28サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、29サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、28サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、28サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。