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報告書

JMTR及び関連施設を活用した研修(2021年度、2022年度)

中野 寛子; 藤波 希有子; 山浦 高幸; 川上 淳; 花川 裕規

JAEA-Review 2023-036, 33 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-036.pdf:2.47MB

材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の国際青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、2021年度は新型コロナウイルスの感染拡大防止の観点から、オンラインでの開催とした。アジア地域の6か国から53名の若手研究者・技術者が参加した。また、2022年度は海外から日本国への入国規制が緩和されたことにより、アジア地域の4か国から7名の若手研究者・技術者が参加し、オンサイト研修を実施した。開催した研修の共通したカリキュラムとして、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の管理、JMTRの廃止措置計画等に関する講義を行った。2021年度におけるオンラインでの研修では各国のエネルギー事情に関する情報交換を実施し、2022年度におけるオンサイト研修ではシミュレータを用いた運転、環境モニタリング等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2021年度及び2022年度に実施した研修についてまとめたものである。

論文

Quasifree neutron knockout reaction reveals a small $$s$$-Orbital component in the Borromean nucleus $$^{17}$$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
 被引用回数：45 パーセンタイル：96.69(Physics, Multidisciplinary)

ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待される$$^{17}$$Bに対する($$p$$,$$pn$$)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、$$1s_{1/2}$$と$$0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、$$1s_{1/2}$$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$$^{17}$$Bは$$s$$および$$p$$軌道の成分が最も小さく、$$s$$または$$p$$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。

論文

Development on computer system of the coupled thermo-hydro-mechanical and chemical process in the near-field of the high-level radioactive waste repository

藤田 朝雄; 藤崎 淳; 鈴木 英明*; 川上 進; 油井 三和; 千々松 正和*; 根山 敦*; 石原 義尚*; 菱谷 智幸*

Proceedings of 2nd International Conference on Coupled T-H-M-C Processes in Geo-systems; Fundamentals, Modeling, Experiments and Applications (GeoProc 2006), p.416 - 421, 2006/00

ニアフィールドの長期挙動を予測評価するために、熱-水-応力-化学連成現象にかかわる数値実験を行ってきている。本論では、これまでに開発してきた熱-水-応力-化学連成モデルに新たに脱ガス,ガス拡散,濃縮・希釈現象,イオン交換,表面反応,速度論を考慮したモデルについて論ずるとともに、事例解析結果について示す。

論文

断層に至るまでの核種移行に着目した処分場の閉鎖性能についての検討

杉田 裕; 川上 進; 油井 三和; 牧野 仁史; 澤田 淳; 三原 守弘; 栗原 雄二

原子力バックエンド研究, 10(1), p.103 - 112, 2004/00

https://nuce.aesj.or.jp/jnuce/vol10/Jnuce-Vol10-1&2-p103-112.pdf

高レベル放射性廃棄物の地層処分における処分場の閉鎖技術に関して、第2次取りまとめで示した閉鎖概念に基づき、閉鎖性能と処分場から大規模な破砕帯を伴う断層にいたる核種移行の存在との関係に着目した検討を行った。検討の結果、「連絡坑道から小規模の破砕帯を伴う断層を経由する卓越的な核種移行が存在する」というシナリオは、閉鎖要素においてその機能が発揮されること、その存在のためにはいくつもの条件を同時に満たすことが必要であるからその可能性は低く、第2次取りまとめの「母岩を経由して大規模な破砕帯を伴う断層に至る」というシナリオが妥当であることを示した。

報告書

高レベル放射性廃棄物地層処分における閉鎖性能に関する検討(平成14年度)

杉田 裕; 川上 進; 油井 三和; 牧野 仁史; 澤田 淳; 栗原 雄二; 三原 守弘

JNC TN8400 2003-010, 44 Pages, 2003/04

JNC-TN8400-2003-010.pdf:0.7MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における地下施設の閉鎖技術に関して、第2次取りまとめでは人工バリアの設置環境に有意な影響を与えないように処置する技術として概念検討を行った。また、安全評価においては、評価上はそのバリア性能を無視して(機能を期待しないこととして)処分システムを評価した。第2 次取りまとめ以降、プラグや埋め戻しといった閉鎖要素の地下環境での機能に関するデータが取得されてきたことを受け、具体的な閉鎖要素の機能を考慮した処分技術と安全評価の両者の観点からの閉鎖性能の評価が必要であると考えた。そこで、閉鎖に関わる岩盤特性、閉鎖要素機能を整理し、断層破砕帯と処分パネル間の水理解析、faultツリー解析等に基づいて第1次案としての閉鎖性能シナリオを構築した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術-I; 高放射性有機廃液の処理技術

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 中村 治人; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-024, 27 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-024.pdf:0.95MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)法による$$^{9}$$$$^{9}$$Moの製造によって発生した有機廃液(15v/oD2EHPA-四塩化炭素)を処理するための技術開発を行った。有機廃液中に含まれる$$alpha$$放射体のウラン、プルトニウム、$$gamma$$放射体の$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを炭酸ナトリウムで抽出する。この際、二相の分離を促進するため少量のエチル・アルコールを添加すると$$alpha$$放射能、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbとも2$$times$$10$$^{3}$$の高い除染係数が得られることを見い出した。抽出した炭酸ナトリウム中の$$alpha$$放射体と$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbを沈澱として処理するため、炭酸塩を硝酸塩に変換ののちNaOH、NH$$_{4}$$OH、Mg(OH)$$_{2}$$、およびCa(OH)$$_{2}$$を加えて沈澱生成、濾過した場合と、炭酸塩にCa(OH)$$_{2}$$を直接加えて沈澱生成、濾過した場合を比較した。その結果、後者の方法による沈澱の濾過性が良好で、かつ除染係数も$$alpha$$放射能で5$$times$$10$$^{2}$$~1$$times$$10$$^{3}$$、$$^{9}$$$$^{5}$$Zr-$$^{9}$$$$^{5}$$Nbと高い値が得られた。処理後の有機廃液はD2EHPAと四塩化炭素に蒸留分離し、D2EHPAは焼却または固化処分のため一時保管した。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,III(高レベル廃液の処理)

本木 良蔵; 出雲 三四六; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 84-015, 34 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-015.pdf:1.12MB

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n,f)反応を利用した$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により生じた高レベル放射性廃液の処理技術の開発と処理を行った。この廃液は硝酸濃度約4モルであって、48~89$$mu$$Ci・ml$$^{-}$$$$^{1}$$の核分裂生成物を含みウラン濃度も高い。高レベル廃液は含まれる核種と濃度から使用済核燃料再処理の中レベル廃液と同様である。処理方法としてフェロシアン化ニッケルによる-$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの共沈、オルトチタン酸スラリーによる$$^{9}$$$$^{0}$$Srの吸着、亜鉛粉-活性炭カラムによる$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去を用いた。全処理行程により得られた除染係数は$$alpha$$核種10$$^{4}$$以上、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs10$$^{5}$$以上、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru10$$^{4}$$以上、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr~10$$^{4}$$であった。再処理廃液の処理において除去が困難であるルテニウム化合物は、高レベル廃液処理に用いた亜鉛粉-活性炭カラムにより検出限界以下に除染されている。新たに開発したこのカラムは$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruに対し高い除去性能を有していることが確認された。

報告書

$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n・f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造廃液の処理技術,II; 中レベル廃液処理結果

出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*

JAERI-M 83-197, 32 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-197.pdf:1.26MB

製造部では$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U(n、f)$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製造により発生した廃液処理の技術開発を行なっている。本報告は、中レベル廃液の処理法、実施につき結果を述べる。処理方法としては電解-炉過程でU、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Pu、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceを除去、次にゼオライトカラムで$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを除去したのちオルトチタン酸カラムで$$^{9}$$$$^{0}$$Srを除去する。これらの工程を経た廃液には$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruのみが残る。$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ruの除去に関しては再処理工場で発生する廃液処理の観点から重要視されている。そこで$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru除去のためすでに我々が開発した亜鉛粉と活性炭を混合したカラムを多量の廃液処理に応用した。30l/回の処理能力を有する装置で合計22回の処理を実施し、保有している中レベル廃液全量を処分するとともにこの方法による処理性能を測定した。その結果、全工程の各回の平均DFは$$alpha$$放射能:7$$times$$10$$^{2}$$、$$beta$$放射能:4.6$$times$$10$$^{3}$$、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce:$$>$$10$$^{5}$$ $$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs;2.8$$times$$10$$^{3}$$、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$Ru:8.4$$times$$10$$^{2}$$がそれぞれ得られた。

口頭

Utilization of JRR-3 and JRR-3 users office

内海 渉; 松江 秀明; 川上 淳; 加倉井 和久

no journal, , 

1990年の大規模改造以降、JRR-3は出力20MWで年間7サイクル(175日)の運転が行われ、さまざまな中性子ビーム実験や照射研究に用いられている。中性子ビーム実験に関しては、原子力機構保有装置19台,大学保有装置14台が稼働しており、結晶やタンパク質の構造決定・ダイナミクス研究,ラジオグラフィ,残留応力測定,即発$$gamma$$線分析などが行われている。2010年度は、600件以上の課題が採択され、利用者は2万人日である。JRR-3ユーザーズオフィスは2010年4月に開設され、利用者支援に関するさまざまな業務を行っている。

口頭

Utilization of JRR-3 and JRR-3 users office

脇本 秀一; 原山 清香; 加倉井 和久; 川上 淳; 松林 政仁; 松江 秀明; 高橋 広幸; 内海 渉

no journal, , 

JRR-3 (Japan Research Reactor-3), located at the Tokai site of JAEA (only 800 m away from MLF/J-PARC), is a light-water moderated and cooled pool type reactor, with a heavy-water tank reflector section for neutron beam irradiation and extraction. In this presentation we review utilization of JRR-3 including various neutron beam experiments and neutron irradiation (production of silicon semiconductors and radioisotopes, tests of fuels and materials, etc.), and activity of JRR-3 Users Office launched in April 2010.

口頭

JRR-3の新利用申請システム; Research Information NaviGator (RING)

脇本 秀一; 遠藤 仁; 安田 良; 川上 淳

no journal, , 

原子力機構のサーバーにおけるファイアーウォールの規定が変わり、これまでのファイルメーカーを使用した利用申請システムが使用できなくなる。これを機に、原子力機構ではワーキンググループを立ち上げ、新しい利用申請システムの構築を行い、平成25年度JRR-3施設供用課題募集から新システムを利用している。本発表では新システムの概要と特徴について報告して、ユーザーに広く認知して頂くとともに、利用上の注意点などについても報告する。

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