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論文

Modelling and simulation of the source term for a sodium cooled fast reactor under hypothetical severe accident conditions; Final report of a coordinated research project

Arokiaswamy, J. A.*; Batra, C.*; Chang, J. E.*; Garcia, M.*; Herranz, L. E.*; Klimonov, I. A.*; Kriventsev, V.*; Li, S.*; Liegeard, C.*; Mahanes, J.*; et al.

IAEA-TECDOC-2006, 380 Pages, 2022/00

https://www.iaea.org/publications/15086/modelling-and-simulation-of-the-source-term-for-a-sodium-cooled-fast-reactor-under-hypothetical-severe-accident-conditions

IAEAの共同研究プロジェクト「シビアアクシデント条件下におけるプロトタイプナトリウム冷却高速炉からの放射性物質の放出」は、シビアアクシデント条件下における、リファレンスとなるナトリウム冷却高速炉の施設内における放射性物質および燃料粒子の存在量の、異なる時間スケールにおける現実的な数値シミュレーションを目的として実施された。解析のスコープは3つに分割され、3つのワークパッケージ(WP)として定義された:(1)炉内ソースターム評価、(2)一次系/格納容器系境界のソースターム評価、および(3)格納容器内の現象分析。WP-1の参加機関の結果を比較すると、希ガスおよび放射性セシウムの放出割合、およびカバーガスへの放射性核種の放出割合はよく一致した。共通の圧力履歴を用いたWP-2の解析では、各機関の解析結果はよく一致し、いずれの機関の解析手法も同程度の精度を有することが示された。先行するWPにおける解析と分離するため、放出割合をあらかじめ設定したスタンドアロンケースがWP-3にて定義された。WP-3の全参加機関によるスタンドアロンケースの解析結果は全般的に一致した。

論文

Development of a reference database for beta-delayed neutron emission

Dimitriou, P.*; Dillmann, I.*; Singh, B.*; Piksaikin, V.*; Rykaczewski, K. P.*; Tain, J. L.*; Algora, A.*; Banerjee, K.*; Borzov, I. N.*; Cano-Ott, D.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 173, p.144 - 238, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.nds.2021.04.006
 被引用回数：23 パーセンタイル：96.46(Physics, Nuclear)

核分裂の発見以降、核分裂片から放出される遅発中性子の存在には、数多くの関心が集められてきた。原子力発電では、遅発中性子は原子炉動特性の計算や炉の安全運転において非常に重要な役割を演じている。それに加え、遅発中性子は、核構造や天体核、特に新世代のRIビーム施設の中心課題である安定線から離れた原子核でも、大きなインパクトをもっている。現在、ベータ崩壊半減期と遅発中性子分岐比に関するいくつかの文献が利用可能であるが、測定と評価によって実施されるべき十分な考証は、それらの文献ではしばしば抜けている。この欠落部に注目し、遅発中性子の核データ評価とそれに関する新しい文献作成の作業が、国際原子力機関(IAEA)の援助の基に着手され、「ベータ遅発中性子用データベースの開発」に関するCoordinated Research Project (CRP)が結成された。本論文では、CRPで行われたこれまでの結果について報告をする。

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

https://doi.org/10.1016/j.nds.2018.02.003
 被引用回数：67 パーセンタイル：98.13(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

Development of $$^{99m}$$Tc production from (n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo based on solvent extraction

木村 明博; Awaludin, R.*; 椎名 孝行*; 棚瀬 正和*; 河内 幸正*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; 太田 朗生*; 源河 次雄; et al.

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.109 - 115, 2013/11

特願 2011-173260   公報

$$^{99m}$$Tcは、$$^{99}$$Moの核変換によって生成される。$$^{99}$$Mo製造は、現在、高濃縮ウランによる核分裂法(以下、「(n,f)法」という)で行なわれており、世界の供給量の約95%を生産している。しかし、近年、原子炉の老朽化や輸送障害という問題のために安定供給が困難となるとともに、核不拡散、廃棄物管理等の問題がある。最近、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造が注目されているが、(n,f)法に比べて比放射能が低いという欠点がある。このため、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液から$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出により取出し、さらにアルミナ・カラムを用いて$$^{99m}$$Tcを濃縮する方法を開発した。本研究では、インドネシアにあるSGR-GAS炉による照射で生成した1Ciの$$^{99}$$Moを用いて、開発した方法により$$^{99m}$$Tcの抽出特性を調べた。この結果、$$^{99m}$$Tcの回収率は約70%得られた。$$^{99m}$$Tc抽出液の$$^{99m}$$Tc放射能は約30GBq/mlを達成した。また、抽出液中の$$^{99}$$Moの不純物は4.0$$times$$10$$^{-5}$$%未満、放射化学的純度は99.2%以上であり、目標値を満足した。

論文

Status of $$^{99}$$Mo-$$^{99m}$$Tc production development by (n,$$gamma$$) reaction

土谷 邦彦; Mutalib, A.*; Chakrov, P.*; 神永 雅紀; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Conf 2011-003, p.137 - 141, 2012/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2011-003.pdf#page=147

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n, $$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、メーカや外国の研究機関と共同で、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo製造に関するR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{99m}$$Tc溶液の標識試験、及び(4)Moリサイクルである。特に、(2)のR&Dについては、BATAN及びINP-KNNCとの国際協力を活用して、2009年から試験を行っている。本発表では、この国際協力で得られた成果を報告するとともに、JMTRで整備している照射試験設備について紹介する。

報告書

乾式昇華型$$^{99m}$$Tcマスター・ミルカーの予備的検討; PZCを用いた湿式法との比較

石塚 悦男; 山林 尚道*; 棚瀬 正和*; 藤崎 三郎*; 佐藤 典仁*; 堀 直彦; Awaludin, R.*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Mutalib, A.*

JAEA-Technology 2011-019, 18 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-019.pdf:2.61MB

JMTRを利用した$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造に関する開発の一環として、乾式昇華法をマスター・ミルカーに応用するための予備的検討を実施した。検討にあたっては、乾式昇華法とPZCからの溶離液をベースとした湿式法の装置をそれぞれ試作して試験を行い、マスター・ミルカーへの適応性について比較した。この結果、乾式昇華法は三酸化モリブデンがグラムオーダーであれば$$^{99m}$$Tc回収率が約80%、処理時間が約1.5時間であり、湿式法と同等の値が得られた。乾式昇華法が湿式法より優れている点としては、操作が容易であること、使用済MoO$$_{3}$$の再利用が容易であることが挙げられる。また、逆に不利な点としては、三酸化モリブデン取扱量の増加とともに$$^{99m}$$Tc回収率が低下することが挙げられる。

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