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論文

Characterization of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays of fuel debris

松村 太伊知; 奥村 啓介; 藤田 学*; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana, E. S.

Radiation Physics and Chemistry, 199, p.110298_1 - 110298_8, 2022/10

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2022.110298
 被引用回数：1 パーセンタイル：29.26(Chemistry, Physical)

The characterization of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays from fuel debris differs from that of spent fuels evaluated to date, due to factors such as material composition and release of volatile fission products. In this work, in order to clarify the conditions under which the effect of bremsstrahlung compared to the total photons (bremsstrahlung and $$gamma$$-rays) in fuel debris is maximized, the average energies and dose rates from the energy spectra of bremsstrahlung and $$gamma$$-rays on the fuel debris surface were obtained using a Monte Carlo simulation. In the simulation, the average energies and dose rates were evaluated with consideration of the composition, size, fission product release, and retrieval time of the fuel debris. The simulation showed that the composition with the largest amount of change to the average total photons energy caused by bremsstrahlung was the molten fuel debris, and the composition with the maximum fraction of bremsstrahlung in the dose rate was the UO$$_{2}$$. The maximum value of the fraction of bremsstrahlung in the dose rate was evaluated to be about 17%. This work is expected to contribute to the prediction of the radiation characteristics of the fuel debris that will be retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in the near future.

論文

Evaluation of energy spectrum around structural materials in radiation environments

松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*

Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2019.108493
 被引用回数：2 パーセンタイル：23.63(Chemistry, Physical)

原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。$$^{137}$$Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。$$^{90}$$Sr、$$^{90}$$Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。

論文

Calculation of gamma and neutron emission characteristics emitted from fuel debris of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.922 - 931, 2019/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1621781
 被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(Nuclear Science & Technology)

Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. We calculate neutron flux produced from fuel debris and secondary particles photon resulted from neutron reaction with nuclides inside fuel debris, including direct photon emission from FPs in fuel debris. Neutron and gamma characteristics resulted from calculation could be use as basis for determination suitable spectrometer system or detector for searching, localizing and treatment of fuel debris.

報告書

耐熱セラミックス複合材料の照射後試験データ集; 97M-13A照射後試験

馬場 信一; 石原 正博; 相沢 静男; 関野 甫

JAERI-Data/Code 2003-003, 394 Pages, 2003/03

JAERI-Data-Code-2003-003.pdf:13.63MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の研究テーマの一つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構に関する研究」として、材料試験炉(JMTR)を用いて第1次から第3次までの照射試験を実施した。本報告は、その第1次照射後試験で得た照射誘起寸法変化,熱膨張率,X線回折及び$$gamma$$線スペクトルについてまとめたものである。

論文

Experimental investigation on streaming due to a gap between blanket modules in ITER

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.540 - 544, 2000/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874946

ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cmと80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び$$gamma$$線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は$$gamma$$線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。

論文

Benchmark experiment on bulk shield of SS316/water with simulated superconducting magnet

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 前川 洋; 春日井 好己; M.Z.Youssef*; A.Kumar*; M.A.Abdou*

Fusion Engineering and Design, 42, p.267 - 273, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(97)00188-9
 被引用回数：2 パーセンタイル：24.46(Nuclear Science & Technology)

超伝導電磁石(SCM)に含まれる核種が核パラメーターに及ぼす影響を調べるために、超伝導電磁石模擬実験を行った。SCMの構造は層状に模擬し、導体部の組成は予備解析をもとに核的に設計に近いものを選んだ。SCM領域の前には遮蔽ブランケットと真空容器を模擬したSUS/水層を設置した。1MeV以下の中性子スペクトル、反応率、$$gamma$$線スペクトル、$$gamma$$線発熱率をSCM領域内で測定した。また、B$$_{4}$$C/Pb補助遮蔽体をSCMの前に設置した体系でも実験を行った。実験解析は、MCNP4AとDOT3.5コードで行い、JENDL Fusion File とFENDL/E-1.0の核データライブラリーを用いた。MCNP及び自己遮蔽補正を考慮したDOTの計算は実験と40%以内で一致したが、自己遮蔽補正をしていないDOTの計算は、SCM内で実験値を大幅に過小評価した。また、SCM内の核発熱で、微量の重核による寄与が大きいことを計算で示した。

論文

Overview of gap streaming experiments for ITER at JAERI/FNS

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 宇野 喜智; 春日井 好己; 和田 政行*; 前川 洋; 池田 裕二郎

Fusion Technology 1998, 2, p.1473 - 1476, 1998/00

ITERのブランケットモジュール間のギャップによる中性子のストリーミングがブランケットモジュールとバックプレートの溶接部や超伝導コイルに対する遮蔽性能に及ぼす影響を調べるために、ITERのブランケットモジュール間のギャップを模擬した大型の鉄の実験体系(縦1.6m,横1.4m,奥行き50cm~80cm)を用いたギャップストリーミング実験を原研FNSで行った。中性子のギャップストリーミングにより、14MeV中性子束は最大約20倍増加したが、1MeV以下の中性子束及び$$gamma$$線は数10%以下の増加にとどまった。このことから、ギャップストリーミングの影響は$$gamma$$線による核発熱よりも高速中性子によるヘリウム生成、放射線損傷に対し大きいことがわかった。

論文

有機液体シンチレータを用いた計測技術

大山 幸夫

放射線, 24(1), p.77 - 83, 1998/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/10029792669

最近の有機液体シンチレータの応用について概括する。モンテカルロシミュレーションコードの進歩により、応答関数が容易に計算できるようになったため、アンフォールディング法による中性子スペクトル測定が14MeVから中高エネルギー領域まで拡大した。また、$$gamma$$線スペクトル測定も試みられている。これら最近の仕事は様々な実験の必要性から生じたものである。

論文

Measurement of gamma-ray spectra and heating rates in iron and stainless steel shields bombarded by deuterium-tritium neutrons and validation of secondary-gamma-ray data in evaluated nuclear data libraries

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 和田 政行*; 池田 裕二郎

Nuclear Science and Engineering, 126(2), p.187 - 200, 1997/06

https://doi.org/10.13182/NSE97-A24472
 被引用回数：3 パーセンタイル：30.34(Nuclear Science & Technology)

D-T中性子を入射した鉄及びステンレス鋼遮蔽体中において、$$gamma$$線スペクトルと$$gamma$$線核発熱率を測定した。しきい反応による2次$$gamma$$線に加え、核融合炉遮蔽にとって重要な低エネルギー中性子の捕獲反応に伴う2次$$gamma$$線の測定も行った。本測定と以前に同体系で行われた中性子測定の結果を合わせ、4種の評価済み核データファイル(JENDL-3.1,-3.2,-Fusion File,FENDL/E-1.0)の2次$$gamma$$線データの妥当性評価を行った。その結果、JENDL-3.1と-3.2の14MeV中性子に対する鉄の$$gamma$$線生成断面積が過大であり、JENDL-3.1では捕獲反応に伴う$$gamma$$線の全エネルギー量が不適切であることが分かった。JENDL Fusion FileとFENDL/E-1.0では2次$$gamma$$線データとして重要であるエネルギーバランスが保たれているため、鉄及びステンレス鋼のしきい反応、捕獲反応の両者に伴う2次$$gamma$$線に対して高精度なデータが与えられていることが分かった。

論文

Benchmark test of 14-MeV neutron-induced gamma-ray production data in JENDL-3.2 and FENDL/E-1.0 through analysis of the OKTAVIAN experiments

前川 藤夫; 大山 幸夫

Nuclear Science and Engineering, 123, p.272 - 281, 1996/00

https://doi.org/10.13182/NSE96-A24188
 被引用回数：3 パーセンタイル：32.66(Nuclear Science & Technology)

D-T中性子源施設OKTAVIANで行われた漏洩2次$$gamma$$線スペクトル測定実験のベンチマーク解析により、JENDL-3.2とFENDL/E-1.0に収められている13元素(C、F、Al、Si、Ti、Cr、Mn、Co、Cu、Nb、Mo、W、Pb)の14MeV中性子に対する$$gamma$$線生成データの検証を行った。輸送計算にはMCNPコードを使用し、詳細なスペクトル解析のためにフラッギング法を適用した。テストの結果、JENDL-3.2ではTi、Cr、Mr、Pbに、FENDL/E-1.0ではTi、Cr、Mn、Co、Nb、Pbの2次$$gamma$$線データに多少の問題はあるものの、重大な問題点は全く見られなかった。今回のベンチマークテストにより、14MeV中性子入射に関する限り両ライブラリ中の対象とした13元素の2次$$gamma$$線データは妥当であることを示した。

報告書

放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及び$$gamma$$線スペクトル計算コード: FPGS90

井原 均; 片倉 純一; 中川 庸雄

JAERI-Data/Code 95-014, 216 Pages, 1995/11

JAERI-Data-Code-95-014.pdf:6.24MB

原子炉内の核燃料の燃焼に伴い生成・消滅する放射性核種の生成・崩壊量及び核分裂生成物の崩壊熱や放射能を計算すると共に、放出$$gamma$$線のスペクトルを計算するコードFPGS90を作成した。このコードは、上記の計算の他に評価済核データファイル(ENDF/B、JENDL、ENSDF等)を処理して新しいライブラリーを作成する機能も持っている。また、計算結果の図形処理の機能も有している。このため、核データライブラリーの編集・作成から核種の生成・崩壊量の計算及び図形表示まで一貫して行うことが出来る。なお、核分裂生成物の核データライブラリーはシグマ委員会で崩壊熱評価のために作成したJNDCライブラリー第二版に対応している。

報告書

Bulk shielding experiment on a large SS316/water assembly bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 宇野 喜智; Verzilov, Y.*; 和田 政行*; 前川 洋

JAERI-Research 95-017, 71 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-017.pdf:3.09MB

94ITER/EDAのタスクとして、SS316/水複合系に対するバルク遮蔽実験を行った。この実験の目的は、D-T中性子に対するSS316/水遮蔽体の遮蔽性能に関する実験データを取得し、最終的に遮蔽設計裕度を導出することである。実験体系のテスト領域は、SS316と水の層状構造で、直径1200mm、厚さ1372mmの円筒形状をしている。i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率のデータを体系表面から体系内914mmの深さまで測定した。追加遮蔽体を付加することにより、914mmの深さでも実験室の壁反射バックグラウンドの影響の小さい実験データを取得することができた。以前に行ったSS316バルク遮蔽実験結果との比較から、SS316中の水の遮蔽性能に及ぼす効果を調べた。実験解析は、別に第2部で述べられている。

論文

Measurement techniques for fusion blanket neutronics experiments

大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 藤夫; 前川 洋; 山口 誠哉; 津田 孝一; 中村 知夫; M.A.Abdou*; Bennett, E. F.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 28, p.716 - 723, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00311-T
 被引用回数：5 パーセンタイル：49.46(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケット中性子工学についての日米共同実験を通じて開発または応用された測定手法について述べ、評価を行なう。これらはトリチウム生成率、中性子スペクトル、反応率、ガンマ発熱である。最も重要な、トリチウム生成率には6つの方法、即ち、2つのオンライン法と3つの液体シンチレーション法そして一つのTLD法が開発・適用された。スペクトルではNE213とガス比例計数管、反応率では放射化反応の組合せが選ばれ、ガンマ発熱では、TLD内挿法とNE213による荷重関数法が適用された。これらの測定誤差はトリチウム生成率で3-5%、スペクトルで5-10%、反応率で3-6%、そしてガンマ発熱で10-20%と見積られた。核融合炉装置での実験適用性では、放射化箔法を除いて、高温高磁場環境に直ちに適用できるものはなく、新しい測定技術の開発が必要である。

論文

Benchmark experiment on copper with D-T neutrons for verification of secondary gamma-ray data in JENDL-3.1

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 前川 洋

Fusion Engineering and Design, 28, p.753 - 761, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00234-X

核融合炉の超伝導磁石での核発熱は、ITER等の次期核融合装置の主要遮蔽設計パラメータであり、これには銅の2次$$gamma$$線データが深く係わる。そこで銅体系についてD-T中性子場での積分実験を行い、$$gamma$$線スペクトル、核発熱を測定した。また、輸送計算コードMCNP,DOTとJENDL-3.1を使った解析を行い、JENDL-3.1の銅の2次$$gamma$$線データの検証を行った。その結果、D-T中性子によるしきい反応からの2次$$gamma$$線データは妥当であるが、低エネルギー中性子の捕獲反応により放出される$$gamma$$線については、そのスペクトルの形とエネルギーバランスに問題があることがわかった。

報告書

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies bombarded by D-T neutrons, volume I; Experiment

今野 力; 前川 藤夫; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-Research 94-043, 96 Pages, 1994/12

JAERI-Research-94-043.pdf:3.5MB

SS316は、ITER等の核融合炉次期装置の遮蔽材・構造材の最有力候補の一つである。94ITER/EDAのタスク(T-16)として、D-T中性子に対するSS316のバルク遮蔽性能を調べるベンチマーク実験を行った。実験体系は、直径1200mm、厚さ1118mmのSS316製円筒体系(テスト領域)で、D-T中性子源から300mmの位置に設置した(体系1)。また、核融合炉の中性子場を模擬するため、D-T中性子源の周りを厚さ200mmのSS316で囲んだ体系(体系2)も用いた。測定項目は、i)MeV、keV、eVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子放射化反応率、iii)核分裂率、iv)$$gamma$$線スペクトル、v)$$gamma$$線発熱率で、体系表面から体系内914mmまで測定を行った。得られたデータを相互比較し、実験データの整合性、中性子反射体の効果を調べた。実験解析は、別に第II部で述べられている。

論文

Spectrum weighting function method for in-situ fast neutron and gamma-ray response measurements in fusion integral experiments with an NE213 scintillation detector

大山 幸夫; 関山 和徳*; 前川 洋

Fusion Technology, 26, p.1098 - 1102, 1994/11

小型のNE213液体シンチレーション検出器を用いたスペクトル荷重関数法を実験体系内での積分中性子束、$$^{7}$$Liのトリチウム生成率及びガンマ線発熱率の測定に応用した。NE213は中性子とガンマ線の弁別が可能であるため、各々に対応した核特性パラメータを求めることができる。この方法は検出器の応答関数から求めたい核特性パラメータへの応答関数へ変換を行うスペクトル荷重関数を積分方程式を解くことで求め、測定された波高分布データの荷重和をとることで簡単かつ迅速にデータ処理を行うことができる。また、結果の統計的安定性もよく、核特性パラメータの応答関数(例えば$$^{7}$$Li(n,n'$$alpha$$)$$^{3}$$T断面積)の精度が充分良ければ、検出器の精度によって実験誤差は支配される。この方法は、直接測定できる検出器のない場合や、ガンマ線の例のように小型検出器で通常のスペクトルアンフォールディング法が適用できない場合などに特に有効である。

報告書

Benchmark experiment on a copper slab assembly bombarded by D-T neutrons

前川 藤夫; 大山 幸夫; 今野 力; 池田 裕二郎; 小迫 和明*; 前川 洋

JAERI-M 94-038, 77 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-038.pdf:2.68MB

銅は核融合炉において、超電導磁石あるいは第一壁に使われるなど、非常に重要な材料である。銅の核データの検証を目的として、日本原子力研究所FNSのD-T中性子源を使用してベンチマーク実験を行った。直径629mm、厚さ608mmの純銅製円柱状実験体系をD-T中性子源から200mmに設置した。その体系内において、i)MeV,keVエネルギー領域の中性子スペクトル、ii)中性子反応率、iii)即発、崩壊$$gamma$$線スペクトル、iv)$$gamma$$線核発熱率、を測定した。本レポートは得られた実験データをまとめたものである。

論文

Measurement of the thermal neutron cross section of the $$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr reaction

原田 秀郎*; 関根 俊明; 初川 雄一; 重田 典子; 小林 勝利; 大槻 勤*; 加藤 敏郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.173 - 179, 1994/03

https://doi.org/10.3327/jnst.31.173
 被引用回数：25 パーセンタイル：87.24(Nuclear Science & Technology)

放射性廃棄物核種の消滅処理研究に必要な基礎的データとして$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の熱中性子断面積を測定した。約2MBqの$$^{90}$$Srターゲットを原子炉中性子で10分間照射した。中性子束モニターとしCo/Al合金とAu/Al合金を使用し、中性子束とWestcottの熱外中性子指標を決定した。照射済みターゲットのSrはイオン交換法により他の核種から分離し、$$^{91}$$Sr放射能はGe検出器で測定した。ターゲットには、照射前に一定量の$$^{85}$$Srが混合してあり、$$^{85}$$Srからの$$gamma$$線を測定することにより、化学的精製後の$$^{90}$$Sr原子数を決定した。この結果、$$^{90}$$Sr(n,$$gamma$$)$$^{91}$$Sr反応の実効断面積を得た。更に、この反応の共鳴積分をCd比法で測定した。共鳴積分の上限値として0.16bが得られたので、熱中性子断面積(2200m/s中性子の断面積)を0.0153$$^{+0.0013-0.0042}$$bと結論した。

論文

Verification of gamma-ray data in JENDL-3.1 through analysis of OKTAVIAN experiment

前川 藤夫; 小迫 和明*; 大山 幸夫

Proc., Int. Conf. on Nuclear Data for Science and Technology,Vol. 1, 0, p.792 - 794, 1994/00

JENDL-3.1の検証を目的とし、14MeV中性子源OKTAVIANで行われた球体系からの漏洩$$gamma$$線スペクトル測定実験の解析を行った。モンテカルロコードMCNP-4とJENDL-3.1に基づいたFSXLIB-J3ライブラリを使用し、Al,Si,Ti,Cr,Mn,Cu,Nb,Mo,W,Pbについて解析を行った。MCNP-4コードを一部修正し、$$gamma$$線スペクトルを3つの成分、(1)注目材料からの$$gamma$$線、(2)容器からの$$gamma$$線、(3)ターゲットからの$$gamma$$線に分類した。さらにMnとNbについては、$$gamma$$線生成反応でスペクトルを分類した。これによりどの成分、あるいはどの反応がスペクトル形成に大きく寄与しているかが容易にわかる。実験値と計算値の比較から、D-T中性子に対するJENDL-3.1の$$gamma$$線データはAl,Si,Cu,Moについては妥当であるが、Ti,Cr,Mn,Nb,W,Pbについては十分ではなく、次回の評価では修正が必要であることがわかった。

論文

Bulk shielding experiments on large SS316 assemblies

今野 力; 前川 藤夫; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 前川 洋

Fusion Technology, 21(3), p.2169 - 2173, 1992/05

ITERのような次期核融合装置の遮蔽設計の精度向上を目指し、原研FNSにおいて、一連の核融合遮蔽実験を開始した。その第1段階として、SS316を用いたバルク遮蔽実験が行なわれた。実験には2つの体系が使われた。一つは、SS316の円筒体系(直径1.2m、厚さ1.12m)で、D-T中性子源から0.3mの距離に設置された。もう一つは、D-T中性子源を囲む厚さ0.2mのSS316のソースキャンを追加したものである。体系内中性子スペクトルが、小型反跳陽子ガス比例計数管と14$$phi$$NE213を用いて測定された。ガンマ数スペクトルは40$$phi$$NE213を用いて、$$gamma$$線核発熱率はTLDを用いて測定された。また、中性子スペクトルの指標として、$$^{235}$$U・$$^{238}$$Uの核分裂率及び放射化反応率分布も測定された。得られた実験データをもとに、次期核融合装置の遮蔽設計で用いられる核データと計算コードの妥当性がチェックされ、遮蔽設計の精度が向上すると期待できる。

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