Quasifree neutron knockout reaction reveals a small -Orbital component in the Borromean nucleus B

Yang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.

Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02

AA2020-0819.pdf:1.29MB

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.126.082501

ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待されるBに対する(,)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、と軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中でBはおよび軌道の成分が最も小さく、または軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造および検査技術開発

相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J19.002

原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。

Feasibility study of advanced technology for Pu with FP solution monitoring; Overview of research plan and modelling for simulation

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00

https://esarda.jrc.ec.europa.eu/index.php?option=com_content&view=article&id=53&Itemid=204

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。線測定についてFP由来の線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。

Effect of heat treatment on TEM microstructures of Zirconium carbide coating layer in fuel particle for advanced high temperature gas cooled reactor

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳*; 竹内 均*; 茂住 泰寛*; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Materials Transactions, 50(11), p.2631 - 2636, 2009/11

https://doi.org/10.2320/matertrans.M2009185

革新的高温ガス炉用に耐熱性の高いZrC被覆燃料粒子の開発を進めている。その基礎研究として、ジルコニア核を高密度熱分解炭素で被覆した物の上にZrCを臭素法で被覆した。実際の製造工程でのコンパクト焼成の微細構造に対する影響を調べるため、約1800Cで1時間熱処理した後、C/Zr=1.11と1.35のバッチについてTEMとSTEMを用いて観察した。両方のバッチにて、ボイド又は遊離炭素領域の形や寸法の熱処理による明らかな変化が見られ、熱処理後にボイド又は遊離炭素領域は50100nm程度の塊状になっていた。また、ZrCの結晶成長も観察され、特に、C/Zr=1.11のバッチの方では、IPyC/ZrC境界において、IPyC層からZrC層に向かって繊維状炭素が観察される領域が見られた。これらの知見は今後の熱処理過程を改良していくのに反映する。

TEM/STEM observation of ZrC coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel, Part II

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 92(1), p.197 - 203, 2009/01

https://doi.org/10.1111/j.1551-2916.2008.02822.x

ZrC被覆層は原子力機構にて臭化物法で作製された。公称被覆温度は一定に保たれた。公称被覆温度を評価できるようになってからの複数のバッチのZrC層の微細組織をTEMとSTEMで観察し、過去の研究結果も含めて議論した。約1630Kで被覆したZrC粒は配向性を持っていた。この配向性は過去の研究のものとは大きく異なった。また、被覆温度により異なるPyC/ZrC境界の構造が観察された。高温(1769K)被覆の場合、繊維状カーボンがPyC/ZrC境界及び境界近くのポア周辺で観察されたが、低温(1632K)被覆の場合には観察されなかった。

Fabrication of uniform ZrC coating layer for the coated fuel particle of the very high temperature reactor

植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘

Journal of Nuclear Materials, 376(2), p.146 - 151, 2008/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.02.068

超高温ガス炉(VHTR)は第四世代原子炉システムの最有力候補の一つである。VHTR燃料は、燃焼度約1520%FIMA,照射量610n/m(E0.1MeV)までの安全性能を担保する必要があり、従来のSiC被覆燃料粒子では、これらの厳しい照射条件下での健全性を示す実験データは得られていない。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、SiC被覆層に比べてより高温及びより高い照射下において健全性を保持すると期待される、炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子を開発した。JAEAは新たに2004年から、大型化を目指したZrC被覆技術開発,ZrC被覆層の検査技術開発及びZrC被覆粒子の照射試験を開始した。新規の被覆装置を用いたZrC被覆実験を開始し、被覆温度制御手法の改良により、均質なZrC層の製作に成功した。

Depositional records of plutonium and Cs released from Nagasaki atomic bomb in sediment of Nishiyama reservoir at Nagasaki

國分 陽子; 安田 健一郎; 間柄 正明; 宮本 ユタカ; 桜井 聡; 臼田 重和; 山崎 秀夫*; 吉川 周作*; 長岡 信治*; 三田村 宗樹*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 99(1), p.211 - 217, 2008/01

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2007.11.010

長崎西山貯水池堆積物中のPu/Pu比及びPu, Cs濃度の深度分布を調べ、Pu/Pu比からプルトニウムの起源を推定し、長崎原爆爆発直後に堆積したプルトニウム及びCsを含む堆積物を特定した。またその堆積物の下層から長崎原爆に起因するフォールアウトの蓄積の証拠となる微粒炭も検出した。本報告は長崎原爆直後から現在に至るまで西山貯水池堆積物に蓄積した長崎原爆由来のプルトニウム及びCsの全容を核実験由来の成分と区別して初めて明らかにしたものであり、今後のプルトニウムの長期環境挙動解析の指標となる。

TEM/STEM observation of ZrC-coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Journal of the American Ceramic Society, 90(12), p.3968 - 3972, 2007/12

日本原子力研究開発機構は革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の開発を開始した。本報告はおもに、開発初期におけるZrCと当方性高密度熱分解炭素(PyC)被覆層の微細構造に焦点を当てたものである。ZrC層中の遊離炭素領域はZrC結晶粒界にc面が沿ったような構造をとっているようであった。特にこのような構造をとる遊離炭素層は、ZrC層の機械的強度に加えて核分裂生成物閉じ込め性能を損なうことが予測される。PyC被覆層は中距離秩序を持った非晶質構造をとっていた。

Improved technique of hydrogen concentration measurement in fuel cladding by backscattered electron image analysis

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Conf 2006-003, p.212 - 221, 2006/05

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2006-003.pdf

燃料被覆管中の水素化物を反射電子により撮影し、得られた像を画像解析することにより被覆管の局所的な水素濃度を測定する手法の適用性を検討した。この手法では、試料研磨面の平滑度及び画像解析時の水素化物部の抽出方法が測定精度に大きく影響を与えるため、試料研磨法と面積率計測法について改良を行い、精度の高い水素濃度測定方法を確立した。確認試験として、未照射ジルカロイ被覆管の水素濃度を改良を行った反射電子像法にて測定し、水素濃度測定法として信頼性の高い高温抽出法による測定値と比較を行った結果、それぞれの水素濃度測定値はよく一致し、本手法の妥当性が確認された。

高温ガス炉燃料の研究開発

植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 泉谷 徹*; 高橋 昌史*; 加藤 茂*; 沢 和弘

高温学会誌, 32(1), p.27 - 35, 2006/01

http://ci.nii.ac.jp/naid/10029253566

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材を取出すために耐熱性の被覆燃料粒子を用いている。原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR)は六角柱状の燃料体にTRISO型被覆燃料粒子を用いている。原子力機構においてHTTR用燃料の製造技術及び燃料性能等についての研究開発は30年以上に渡り行われてきており、高温ガス炉技術の高度化のために高燃焼度化TRISO型被覆燃料粒子や、より高温での強度を確保するための革新的なZrC被覆燃料粒子を開発してきた。本論文ではHTTRプロジェクトにおける高温ガス炉燃料の研究開発の経験及び現状について述べる。