Neutron total and capture cross-section measurements of Gd and Gd in the thermal energy region with the Li-glass detectors and NaI(Tl) spectrometer installed in J-PARCMLFANNRI

木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 岩本 修; 岩本 信之; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 堀 順一*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.678 - 696, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2134224

Neutron total and capture cross-section measurements of Gd and Gd were performed in the ANNRI at the MLF of the J-PARC. The neutron total cross sections were determined in the energy region from 5 to 100 meV. At the thermal neutron energy, the total cross sections were obtained to be 59.41.7 and 251.94.6 kilobarn for Gd and Gd, respectively. The neutron capture cross sections were determined in the energy region from 3.5 to 100 meV with an innovative method by taking the ratio of the detected capture event rate between thin and thick samples. At the thermal energy, the capture cross sections were obtained as 59.02.5 and 247.43.9 kilobarn for Gd and Gd, respectively. The present total and capture cross sections agree well within the standard deviations. The results for Gd were found to be consistent with the values in JENDL-4.0 and the experimental data given by Mastromarco et al. and Leinweber et al. within one standard deviation. Moreover, the present results for Gd agreed with the evaluated data in JENDL-4.0 and the experimental data by Mller et al. within one standard deviation and agreed with the data by Mastromarco et al. within 1.4 standard deviations. However, they disagree (11% larger) with the experimental result by Leinweber et al.

Design, synthesis, and evaluation of [Re]Organorhenium-labeled antibody fragments with renal enzyme-cleavable linkage for low renal radioactivity levels

上原 知也*; 小池 美穂*; 中田 英夫*; 花岡 宏史*; 飯田 靖彦*; 橋本 和幸; 秋澤 宏行*; 遠藤 啓吾*; 荒野 泰*

Bioconjugate Chemistry, 18(1), p.190 - 198, 2007/01

https://doi.org/10.1021/bc0602329

抗体を標識母体とする薬剤は、その緩やかな血液クリアランスのため骨髄障害が広汎な応用を妨げる。標識母体を低分子化抗体(Fab)やペプチドに変換することで骨髄障害は解消されるが、腎臓への放射能滞留による腎障害が問題とされる。本研究では、腎臓刷子縁膜酵素の作用で標識Fabから尿排泄性の放射性代謝物を遊離する放射性レニウム標識薬剤を新規開発し、腎障害の解消を検討した。シクロペンタジエニルトリカルボニルレニウム(CpTR)をRe標識試薬の基本構造に選択し、CpTRにカルボン酸とグリシンを結合したCpTR-Glyの体内動態を検討した。その結果、CpTR-Glyは、マウス血清中で安定であること,血漿蛋白との結合が少ないことを明らかにした。また、CpTR-Glyをマウスに投与したとき、いずれの臓器にも滞留することなく、腎臓から速やかに尿中へと排泄されることを認めた。次に腎臓刷子縁膜酵素の作用でCpTR-GlyをFabから選択的に遊離するアミノ酸配列(マレイミド基)を導入した新規薬剤([Re]CpTR-GK-Fab)を設計・合成し、マウス体内放射能動態を検討した。その結果、[Re]CpTR-GK-Fabは、尿排泄性の放射性代謝物[Re]CpTR-Glyを遊離して、腎臓への放射能集積を投与早期から大きく低減することを認めた。以上より、刷子縁膜酵素を利用した標識薬剤の設計は、金属RI標識低分子化抗体の腎臓への放射能集積の低減に有用であることを明らかにした。

パッシブガンマ法によるコンテナ等廃棄物中のウラン量測定技術の開発

大木 耕一; 青山 佳男; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 佐川 寛*; 土井 英雄*; 遠藤 保美*

サイクル機構技報, (25), p.57 - 68, 2004/00

https://rdreview.jaea.go.jp/gihou/pdf3/n25-07.pdf

ウラン廃棄物のうち、大型の角型容器(コンテナ約1m)中のウラン量を非破壊測定技術により測定評価するシステムを製作し、ウラン線源を用いた性能確認試験を行い実機への適用性を確認した。

プルトニウム-ウラン混合原料粉末の酸化挙動-酸化プロセスと酸化速度の評価-

加藤 正人; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 遠藤 秀男

JNC TN8400 2003-013, 48 Pages, 2003/05

JNC-TN8400-2003-013.pdf:29.92MB

サイクル機構では、MOX燃料の原料としてマイクロ波直接脱硝によって得られたMOX粉末(1:1MOX)を用いている。MOX原料は、貯蔵及び製造工程において、自己発熱により原料粉末の温度が上昇し、酸化が進むことが知られている。本報告では、1:1MOXについて、酸化プロセス及び酸化速度を評価し、MOX原料の酸化に関する基礎データを取得することを目的とした。 試験は、原料の比表面積をパラメータとして、示差熱-熱重量計を用いて等速度昇温酸化と等温酸化酸化を測定した。また、酸化試験後の試料は、X線回折測定を行った。試験の結果、酸化は2段階で起こり、比表面積によって以下のように酸化プロセスが変化することがわかった。1.酸化プロセス1 試料3(比表面積 2.24m/g)1段目:MOMOMO 2段目:MOMO+MO$8-y2.酸化プロセス2$試料1、2(比表面積5.59、3.86m/g)1段目:MOMO+ MOMO+ MO 2段目:MO+ MOMO+MO+ MO$3-Z酸化速度をAvrami-Erofeevの式で評価し、原料粉末の酸化時のO/Mの変化を原料の比表面積、保持温度、保持時間で表す式を作成し試験結果を良く表すことができた。$

プルトニウム-ウラン混合酸化物の自己照射欠陥 -格子成長と熱回復-

加藤 正人; 菅田 博正*; 遠藤 秀男

JNC TN8400 2002-019, 41 Pages, 2003/03

JNC-TN8400-2002-019.pdf:1.84MB

プルトニウム化合物は、プルトニウムからの線により格子欠陥が生成され、格子定数や熱伝導率などの物性値が変化することが知られている。本試験では、MOX燃料の保管中の物性データ変化を評価するために、線損傷による格子膨張と熱回復挙動について調べた。試料は、焼結したプルトニウム-ウラン混合酸化物(MOX)を粉末にし、約2年の間、大気中に保管して試験を行った。その結果、格子定数は、線照射量の関数で表すことができ、その飽和増加率は0.23%となった。線による照射欠陥は、400以下、400800、800以上の3段階の熱回復が観察され、全格子膨張のうち各回復の割合は、それぞれ、約25%、55%、20%であった。また、各回復の活性化エネルギは、0.14eV、0.54eV及び1.1eVであった。

ITER用超伝導コイルの製作技術開発と成果

濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.

JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。

抵抗溶接法の開発(4)(7A材内圧封入型クリープ試験片の製作)

遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平子 一仁*; 塚田 竜也*

JNC TN8410 2001-004, 45 Pages, 2001/02

JNC-TN8410-2001-004.pdf:6.53MB

1.目的 平成11年度に抵抗溶接部の強度試験を行った結果、内圧クリープ試験において、破損目標時間よりも短時間で接合部から破損した。その破損要因を確認する試験に供するために試験片を製作した。2.方法 抵抗溶接法にて、内圧封入型クリープ試験片を製作する。被覆管は、管肉厚の偏肉が少なく、再結晶率の高い材料を用いた。溶接後には熱処理を行い、残留応力の影響と鋭敏化及び炭化物の影響を軽減した。3.結果のまとめ (1)試験片の製作においては、試験用部材を用いて試験条件を設定し、本番用部材を用いて内圧封入型クリープ試験片を製作した。製作した試験片3本のうち、2本は後熱処理を行わず大洗)MMSへ送付した。(平成12年8月4日)残りの1本は、後熱処理条件の最適化のために行う残留応力測定試験の結果を受け、熱処理を施した後に試験に供した。(2)試験片は、フェライト系ODS鋼製被覆管の両端に端栓を溶接した構造である。端栓の材質は、内圧封入口側を高強度フェライト/マルテンサイト鋼、もう一方はフェライト系ODS鋼材を用い、抵抗溶接法にて接合した。(3)接合部の健全性の確認としては、溶接中に各種波形データを採取し、異常値の無いこと及び溶接部の超音波探傷試験を行い、未接合部の無いことを確認した。異常値が発生した場合は、再度試験片の製作をおこなった。(4)機械的強度は、高温(800)引張試験において母材のリング引張強度と同等以上であることを確認した。4.結論 以上の結果から、現状では最良と考えられる試験片製作を行うことができた。

抵抗溶接法の開発(3)(ODS鋼強度評価用試験片の製作)

遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*

JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03

JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB

1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また

ショートプロセス技術開発計画-基礎試験実施計画書-

山口 俊弘; 大代 操; 小幡 真一; 木原 義之; 遠藤 秀男

JNC TN8410 99-011, 65 Pages, 1999/04

JNC-TN8410-99-011.pdf:3.63MB

FBR発電コストの低減に向け、MOX燃料コストを低減することが重要課題の一つと考えられる。MOX燃料製造コストの低減は、(1)建設費、(2)運転費及び(3)部材費のそれぞれの低廉化することが重要である。そして、この低廉化は主として設備・機器の高度化・コンパクト化とプロセスの合理化等により達成することができる。この開発ステップとして、プロセスの簡素化による設備数の削減、稼働率の向上、製品品質の安定化、ホールドアップ量の低減、核物質搬送の効率化や運転員の削減による運転費の削減のためのプロセスの合理化を初めに進めることが重要であると考えている。そこで、このプロセスの合理化の方策として、平成7年に「ショートプロセス技術開発」が提案された。また、平成10年度の外部評価委員会での審議を受け、了解が得られた。本計画書は、ショートプロセス技術開発の概要を述べるとともに、今後の4年間で実施する基礎試験の実施計画書を示したものである。

低密度ペレット製造条件確立試験(10) 酸化破砕による乾式回収試験(2)

川瀬 啓一; 遠藤 秀男; 山本 純太; 上村 勝一郎

PNC TN8410 94-227, 60 Pages, 1994/04

PNC-TN8410-94-227.pdf:8.13MB

本法では、乾式回収試験(I)(「もんじゅ」内側炉心燃料ペレットの乾式回収試験)の結果をもとに、「もんじゅ」外側炉心燃料ペレット(Pu富化度約30%)の乾式回収条件の把握を行うことを目的として実施し、その結果をまとめた。実施した試験の結果から、Pu富化度約30%の「もんじゅ」外側炉心燃料ペレットでは、内側炉心燃料ペレット(Pu富化度約22%)の場合に空気中で500付近の3時間酸化によって起こった破砕は観察されず、空気中での酸化による結晶構造の変化による破砕は起こらないことが判明した。また、X線回折による結晶構造の分析においても、酸化による破砕の原因となる斜方晶(M3 O8-Z )相の析出は認められず、最も酸化された試料でも正方晶(M4 O9-Y )相までしか酸化されていなかった。さらに同一試料について酸化・還元を繰り返した試験を実施しても、破砕は認められなかった。しかし、金相観察の結果、酸化後のペレットにおいてクラックが多数観察されており、ペレット自体も脆くなっていた。これらの結果より、外側炉心燃料ペレットにおいては、空気中での酸化によって斜方晶を発生させ、結晶格子の歪を利用した細かい破砕は起こらないが、ペレットにクラックが入ることにより機械的な方法も併用すれば粉砕できる可能性があることが判明した。なお、このクラックの発生メカニズムについては今後検討してゆく必要がある。