Microbially formed Mn(IV) oxide as a novel adsorbent for removal of Radium

田中 万也; 山路 恵子*; 升屋 勇人*; 富田 純平; 小澤 麻由美*; 山崎 信哉*; 徳永 紘平; 福山 賢仁*; 小原 義之*; Maamoun, I.*; et al.

Chemosphere, 355, p.141837_1 - 141837_11, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.chemosphere.2024.141837

本研究では生物性マンガン酸化物を用いて人形峠坑水からのラジウム除去実験を行った。その結果、7.6mgの生物性マンガン酸化物を用いて3L坑水中から98%以上のRaを除去することが出来た。これは固液分配係数に換算すると10 mL/gという非常に高い値となり、生物性マンガン酸化物が実際の坑水処理に有効であることを示している。

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF Subcommittee

名越 康人*; 深堀 拓也*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 下平 昌樹; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 高橋 由紀夫*; 大畑 充*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 9 Pages, 2024/03

日本溶接協会CAF小委員会では、塑性拘束効果を考慮した破壊評価手法ガイドラインの策定を目指している。この評価手法では、脆性破壊を評価するためのBereminモデルと延性亀裂成長を評価するためのGTNモデルを用いる。そこで、これらの評価モデルの適用性を検証するため、CAF小委員会の参加機関によるベンチマーク解析が行われた。ベンチマーク解析は、各機関が有する有限要素解析コードを用い、2種類の低合金鋼(A及びB)の破壊試験に対して実施されてきた。本発表では、低合金鋼Bに対する解析結果を報告する。Bereminモデルにおいて、一般的なワイブル形状母数( = 10, 20, 30)を用いた場合、各機関で計算されたワイブル応力が概ね一致することを確認した。また、Toughness Scaling Modelに基づいて、塑性拘束度が異なる2種類の試験片を用いてワイブル形状母数を算出した。算出されたワイブル形状母数は解析機関によりばらつきはあったものの、最終的に算出されるワイブル応力は一致することを確認した。GTNモデルに関して、評価に用いるパラメータを1T-C(T)試験片の室温での荷重-変位関係に基づいて最適化した。最適化されたパラメータを用いてGTNモデルに基づき評価されたJ-R曲線が各機関で一致することを確認した。

Measurement of the transverse asymmetry of rays in the Sn()Sn reaction

遠藤 駿典; 奥平 琢也*; 安部 亮太*; 藤岡 宏之*; 広田 克也*; 木村 敦; 北口 雅暁*; 奥 隆之; 酒井 健二; 嶋 達志*; et al.

Physical Review C, 106(6), p.064601_1 - 064601_7, 2022/12

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.106.064601

熱外中性子入射により形成される複合核において観測された、空間反転対称性の破れの大きな増幅は、今のところ複合核状態の入射チャネルにおけるパリティの異なる部分波の混合の結果として説明されている。さらに時間反転対称性の破れも同様のメカニズムで増幅されることが示唆されている。この入射チャネルにおける混合は、複合核共鳴から放出される個々のガンマ線のエネルギー依存なスピン-角相関を引き起こす。本研究ではJ-PARC・MLF・ANNRIにて偏極熱外中性子ビームを用い、Sn()Sn反応におけるガンマ線強度分布が、中性子の偏極方向に依存することを確認した。

Identification and quantification of a Co radiation source under an intense Cs radiation field using an application-specific CeBr spectrometer suited for use in intense radiation fields

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 高橋 浩之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(8), p.983 - 992, 2022/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2026833

Passive -ray spectroscopy is a useful technique for surveying the radioactive wastes and spent nuclear fuels under nuclear decommissioning. However, this method depends on material properties such as the activity, density, element, scale, and (especially) low-energy rays from U and Pu. The -decay lines of Cs, Cs, Co, and Eu occur at greater energies (than those of U and Pu), and these nuclides provide significant information on spent nuclear fuel and radioactive wastes. A CeBr spectrometer with a small-volume crystal has been previously developed for use in intense radiation measurements. We exposed the spectrometer to radiation dose rates of 0.025, 0.151, 0.342, 0.700, and 0.954 Sv/h under a standard Cs radiation field. A 6.38 MBq Co calibration source was placed in front of the detector surface. Identification of the full energy peak at 1173 keV was impossible at dose rates higher than 0.700 Sv/h. However, subtraction of the Cs radiation spectra from the -ray spectra enabled the identification of the full energy peaks at 1173 and 1333 keV at dose rates of up to 0.954 Sv/h; the relative energy resolution at 1173 and 1333 keV was only slightly degraded at this dose rate.

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF subcommittee

廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

Gamma-ray spectroscopy with a CeBr scintillator under intense -ray fields for nuclear decommissioning

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 988, p.164900_1 - 164900_8, 2021/02

https://doi.org/10.1016/j.nima.2020.164900

近年、2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故より、世界各地で、廃止措置になる原子力施設が増加している。一方、原子力施設の廃止措置工程においては、放射性廃棄物や使用済み核燃料を適切な管理下で回収しなければならないため。そこで、本研究は、高線量率下でのガンマ線スペクトロメトリを実現するため、5mm5mm5mmの微小CeBrスペクトロメーターを構築した。さらに、(1)毎秒ギガサンプリング率のデジタル信号処理、(2)後段3段ダイノード電圧印加機能付光電子増倍管により、1Sv/hを超える線量率でのガンマ線スペクトル測定に成功した。Cs放射線場で、662keVのエネルギー分解能(半値幅)が、22mSv/hで4.4%であり、それが1407mSv/hでは5.2%である。対して、Co放射線場では、1333keVのエネルギー分解能(半値幅)が、26mSv/hで3.1%であり、それが2221mSv/hでは4.2%である。これらは、Cs, Cs, Co, Euのガンマ線を分解できる要求を満たており、同時に1Sv/h以上で上記核種のガンマ線分析が可能なことを示唆するものである。

A Cubic CeBr gamma-ray spectrometer suitable for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

冠城 雅晃; 島添 健次*; 大鷹 豊*; 上ノ町 水紀*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄子 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 971, p.164118_1 - 164118_8, 2020/08

https://doi.org/10.1016/j.nima.2020.164118

Our work focused on the passive gamma-ray analysis (PGA) of the nuclear fuel debris based on measuring gamma rays with an energy greater than 1 MeV for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The PGA requires gamma-ray spectrometers to be used under the high dose rates in the FDNPS, then we fabricated a small cubic CeBr spectrometer with dimensions of 5 mm 5 mm 5 mm, coupled to a Hamamatsu R7600U-200 photomultiplier tube (PMT). The performance at dose rates of 4.4 to 750 mSv/h in a Co field was investigated. The energy resolution (FWHM) at 1333 keV ranged from 3.79% to 4.01%, with a standard deviation of 6.9%, which met the narrow gamma decay spectral lines between Eu (1274 keV) and Co (1333 keV). However, the spectra shifted to a higher energy level as the dose rate increase, there was a 51% increase at the dose rates of 4.4 to 750 mSv/h, which was caused by the PMT gain increase.

Gamma-ray imaging system for Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant using silicon strip detector

冠城 雅晃; 佐藤 優樹; 吉原 有里*; 島添 健次*; 高橋 浩之*; 鳥居 建男

Reactor Dosimetry; 16th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-16) (ASTM STP 1608), p.405 - 414, 2018/11

https://doi.org/10.1520/STP160820170070

On March 11, 2011, a massive earthquake occurred in the Tohoku region of Japan, and a large tsunami hit the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), resulting in a nuclear accident. Despite the years that have passed since the accident, decommissioning remains a concern. Radiation measurement techniques are very important for accelerating the decommissioning and ensuring low radiation exposure to workers. Our gamma-ray imaging system is the detection device for determining the three dimensional radioactive distributions of nuclear fuel debris, measuring high-energy gamma rays (greater than 1 MeV). Silicon semiconductor detectors are among the candidate detectors for radiation measurements in our system because of their radiation-hardness and high counting rate capability. We have been developing a stacked amorphous-silicon (Si)/crystal-Si heterojunction Si strip detector, which has 1-mm-pitch striped electrodes (0.5 mm wide) and 1.2-mm-pitch stacked technology. The detector consists of an Si strip mounted on a thin printed circuit board, front-end readout electronics with a complementary metal oxide semiconductor application specific integrated circuit, and a field programmable gate array. The threshold level of energy deposition of each pulse signal in each channel can be set from the application-specific integrated circuit, and gamma-ray images with energy discrimination can be obtained. The energy threshold level for discrimination of Co gamma rays from Cs gamma rays was investigated experimentally and by means of simulation, and it was found to be about 500 keV. Therefore, our Si strip detector has the required position sensitivity and energy discrimination ability for identifying high-energy gamma-ray source distributions.

Reaction rate analyses of accelerator-driven system experiments with 100 MeV protons at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; Vu, T. M.*; 山中 正朗*; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; Kim, S. H.*; 高橋 佳之*; 中島 健*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.190 - 198, 2018/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1389314

京都大学臨界集合体において、100MeV陽子と鉛ビスマスを組み合わせた核破砕中性子による加速器駆動システム(ADS)の反応率測定実験を行っている。反応率測定は、箔放射化法を用いた。解析にはMCNP6.1を用い、核データとして高エネルギー粒子輸送にはJENDL/HE-2007、中性子輸送にはJENDL-4.0、反応率にはJENDL/D-99を用いた。実験と解析の結果から、未臨界度に依存した反応率が明らかとなった。一方で、固定源計算における高エネルギー領域の反応率の精度については課題が残ることがわかった。