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Au with a Cr-filtered neutron beam at the ANNRI beamline of MLF/J-PARCRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*; 佐藤 八起*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.647 - 655, 2022/05
被引用回数：1 パーセンタイル：30.57(Nuclear Science & Technology)Cr-filtered keV-neutron experiments were performed in the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) to measure the neutron capture cross-section of Au. The energy range of the neutron filtering system at ANNRI was extended through the use of 15 cm of 
Cr as filter material to tailor quasi-monochromatic neutron peaks with averaged neutron energies of 133.4 and 45.0 keV. The performance of the Cr filter assembly was evaluated by means of experimental capture and transmission analyses, together with the use of Monte-Carlo simulations. The present Au neutron capture cross-section results provide agreement within uncertainties with the JENDL-4.0 standard evaluated library and the IAEA standard data library further demonstrating the capabilities of the neutron filtering system at ANNRI.
遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.; 寺田 和司*; 明午 伸一郎; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.318 - 333, 2022/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In order to improve the accuracy of the cross-section and the resonance parameters of 
Nb, neutron capture and total cross-sections were measured using the J-PARC MLF ANNRI. The thermal-neutron capture cross-section was deduced as 0.97
0.12 b. The resonance parameters of 11 resonances below 400 eV were determined from obtained capture cross-sections and transmission ratios by using the resonance analysis code, REFIT.
Am neutron capture cross section in the keV region using Si and Fe-filtered neutron beamsRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*
Journal of Nuclear Science and Technology, 11 Pages, 2022/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The neutron capture cross-section of Am was measured in the keV neutron range using the recently implemented neutron filtering system of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). Filter arrays consisting of 20 cm of Fe and Si were employed in separate measurements to provide filtered neutron beams with averaged neutron energies of 23.5 (Fe), 51.5 and 127.7 (Si) keV. The present Am results were obtained relative to the Au neutron capture yield by applying the total energy detection principle together with the pulse-height weighting technique. The Am neutron capture cross section was determined as 2.72 0.29 b at 23.5 keV, 2.14 0.26 b at 51.5 keV and 1.32 0.10 b at 127.7 keV with total uncertainties in the range of 8 to 12
, much lower in comparison to the latest time-of-flight experimental data available.
Am around 23.5 keV児玉 有*; 片渕 竜也*; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 信之; 岩本 修; 堀 順一*; 芝原 雄司*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(11), p.1159 - 1164, 2021/11
被引用回数：2 パーセンタイル：53.86(Nuclear Science & Technology)The neutron capture cross section of Am was measured with a pulsed neutron beam from a spallation neutron source of the Japan Proton Accelerator Research Complex. A Fe neutron beam filter was used to make the incident neutron beam mono-energetic around 23.5 keV. The neutron capture 
-rays were detected with a NaI(Tl) detector. The pulse height weighting technique was employed to derive the neutron capture cross section from the pulse height spectrum. The cross section was determined relative to the capture cross section of Au of JENDL-4.0. The neutron capture cross section of Am was determined with a smaller uncertainty than previous measurements. The previous measurements and the JENDL-4.0 cross sections were found to be lower than the present result.
Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 児玉 有*; 中野 秀仁*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1003, p.165318_1 - 165318_10, 2021/07
被引用回数：3 パーセンタイル：68.44(Instruments & Instrumentation)A neutron filtering system has been introduced in the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Material and Life Science (MLF) building of the Japan Proton Accelerator Research Complex (JPARC) in order to produce quasi-monoenergetic neutron beams. The filtered neutron spectrum by the filter assemblies was analyzed by means of capture and transmission measurements and also by Monte Carlo simulations using PHITS. The characteristics of the filtered neutron beam are discussed alongside its viability in future applications for neutron cross-section measurements in the fast neutron region.
片渕 竜也*; 堀 順一*; 岩本 信之; 岩本 修; 木村 敦; 中村 詔司; 芝原 雄司*; 寺田 和司*; 登坂 健一*; 遠藤 駿典; et al.
JAEA-Conf 2020-001, p.5 - 9, 2020/12
A research project entitled "Study on accuracy improvement of fast-neutron capture reaction data of long-lived MAs for development of nuclear transmutation systems" has been ongoing since 2017. The project aims at improving accuracy of neutron capture cross sections of long-lived minor actinides (MAs; 
Np and 
Am) in the fast neutron energy region which are very important for development of nuclear transmutation systems. In order to improve the capture reaction data of MAs, measurements using an intense pulsed neutron beam from a spallation neutron source of J-PARC are planned. The project consists of four parts: (1) development of neutron beam filter system, (2) cross section measurement, (3) sample characteristic assay, and (4) theoretical study. The filter system is designed to solve a double bunch issue in J-PARC. The sample characteristic assay lowers systematic uncertainties originating the samples. In the theoretical study, a nuclear reaction model is applied to analyzing cross sections and -ray spectra measured in experiments. The outline of the project and the current progress will be presented.
副島 吾郎; 瀧谷 啓晃; 水井 宏之; 藤田 義彦*; 明里 栄策*; 遠藤 伸之*; 久米 恭*
平成27年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,18, P. 14, 2016/10
アスファルト固型物を技術基準に適合させるための検討の一環として、リコンディショニング予備試験を実施した。試験体の性状確認により、技術基準の一つである固型物の均質性を確保できる見通しを得た。
遠藤 章; 浜田 信行*
Isotope News, (745), p.42 - 43, 2016/06
2016年2月18日、東京大学本郷キャンパスおいて、国際放射線防護委員会(ICRP)のシンポジウム「ICRP Symposium on Radiological Protection Dosimetry」が開催された。ICRP第2専門委員会は、内部被ばく及び外部被ばくの線量評価に用いる線量係数の評価を担っており、その評価に必要な体内動態モデル、線量評価モデル、基礎データの開発を進めている。本シンポジウムは、ICRPが現在取り組んでいる線量係数評価のための一連の活動を紹介するとともに、今後必要な研究について議論することを目的として開催された。本稿ではシンポジウムの概要を報告する。
手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 遠藤 伸之*; 久米 恭*
平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10
「ふげん」には、濃縮廃液を固型化したアスファルト固化体が保管され、それらの中には廃棄体の埋設処分に係る基準(埋設技術基準)に適合しないものも存在する可能性があるため、これらは現状のままでは埋設処分できない。そこで、上記の基準に適合しない可能性のある「アスファルト固型物」が基準に適合するよう「再度処理」することを想定し、具体的方策に関する机上調査に加え、予備的な試験も合わせて行った。机上調査では、アスファルトやアスファルト固化体となった時の性状、「アスファルト固型物」の取り扱いや検査方法等について情報を整理した。机上の調査・検討結果から得られた情報をもとに、ごく小規模な「アスファルト固型物」の模擬体や再度処理を想定した固化体(セメント固化体、充填固化体)を試作し、それらの固化特性や化学的特性に関して予備的な試験を行うことで、今後の「再度処理」の検討に資する知見を得た。以上の調査・検討及び試験の結果を踏まえ、現在の埋設技術基準への適合を図っていくための考え方を整理した。そして、整理した考え方に基づき、今後取り組んでいくべき項目を提示し、3
5か年程度の期間を想定したロードマップを作成した。
上出 英樹; 小野 綾子; 木村 暢之; 遠藤 淳二*; 渡辺 収*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Companion CD (CD-ROM), 11 Pages, 2015/04
自然循環による崩壊熱除去は長期の全電源喪失時など高速炉の安全性評価において重要な特性である。ここでは7集合体炉心モデルを有するナトリウム試験装置を用い、自然循環時の炉心部熱流動現象並びに崩壊熱除去系における自然循環特性を明らかにした。炉心部では集合体間ギャップ部を通る自然対流(インターラッパーフロー)の顕著な除熱効果を確認するとともに、長期崩壊熱除去における空気冷却器の低温条件下での自然循環特性を明らかにした。また、崩壊熱除去系熱交換器の自然循環時の3次元熱流動現象(温度成層化やバイパスフロー)について3次元解析手法の適用性を実験との比較により示した。
菅田 信博; 大天 正樹; 遠藤 裕治; 吉田 英明; 美田 豊; 長縄 弘親; 永野 哲志; 柳瀬 信之
JAEA-Technology 2015-007, 43 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2015-007.pdf:5.33MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮施設には、ウラン濃縮技術開発に使用した核不拡散に係わる機微情報を有する遠心分離機が存在している。この遠心機は希硫酸及び水による超音波洗浄等の湿式除染により部品表面へ付着した放射性物質を分離処理し、処理した廃液中のウランを除去することにより、廃液処理後に発生する澱物の放射能濃度を低減させることで、澱物処理が削減できるかの可能性を検討している。このため、平成19年度より原子力基礎工学研究部門と連携を図り、エマルションフロー法によるウラン抽出分離技術の開発を進めてきている。開発したエマルションフロー法を利用した試験装置について、希硫酸及び水の実廃液を用いた試験を行い、基礎試験で確認した性能が得られるかを検証した。
大谷 洋史; 水井 宏之; 東浦 則和; 坂東 文夫*; 遠藤 伸之*; 山岸 隆一郎*; 久米 恭*
平成25年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,16, P. 66, 2014/10
若狭湾エネルギー研究センターは、「ふげん」の受託研究として、イオン交換樹脂を減容安定化処理した後の残渣を用いたセメント混練固化に関する手法の調査及び試験を行い、以下の結果を得た。(1)粉砕による脱気処理を低減容処理灰化樹脂に施した上でセメント混練を行い、膨張の発生が無いことを確認するとともに、セメント混練固化体について各種試験を行い、均質・均一なセメント固化体が得られること及び強度条件も満足することを確認した。(2)脱気処理した低減容処理灰化樹脂を用いたセメント混練物に、化学混和剤(減水剤)を添加することで、流動性が25%以上増すことを確認した。(3)化学混和剤を添加したセメント混練固化体について各種試験を行い、均質・均一なセメント固化体が得られ、強度条件も満足することを確認した。(4)低減容処理灰化樹脂及びセメント混練固化体からの溶出試験を行い、各々、脱気処理及び化学混和剤添加による影響はないこと、セメント混練固化することによって溶出が抑制されることを確認した。以上の結果から、低減容処理灰化樹脂に対して粉砕による脱気処理及び化学混和剤の適用したセメント混練固化体は、廃棄体の技術要件を満たす見通しが得られた。
永野 哲志; 柳瀬 信之; 長縄 弘親; 三田村 久吉; 半澤 有希子; 美田 豊; 菅田 信博; 大橋 裕介; 遠藤 裕治; 松原 達郎
日本原子力学会和文論文誌, 12(4), p.277 - 285, 2013/12
人形峠環境技術開発センターで発生するウラン含有除染廃液を効率的に処理するために、エマルションフロー抽出装置を利用した廃液処理システムを開発した。エマルションフロー抽出装置は、機械的な撹拌なしに大量の廃液を処理できる連続抽出装置である。このシステムでは、鉄を大量に含む希硫酸溶液から第3相を生成することなくウランを選択的に抽出できる、トリノルマルオクチルアミンと1-オクタノールを含むイソオクタン溶液を抽出溶媒として使用する。このシステムを実廃液及び模擬廃液に適用したところ、装置から微細な抽出溶媒が漏えいしないようなマイルドなエマルションフロー条件下で、除染廃液中の90%以上のウランを抽出できることがわかった。
大谷 洋史; 坂東 文夫*; 遠藤 伸之*
平成24年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,15, P. 89, 2013/10
若狭湾エネルギー研究センターは、「ふげん」の受託研究として、イオン交換樹脂を減容安定化処理した後の残渣を用いたセメント混練固化に関する手法の調査及び試験を行い、以下の結果を得た。(1)減容安定化処理中の排気ガス及び処理後の模擬灰化樹脂のダイオキシン濃度を測定し、排出及び処理の基準値を満足することを確認した。(2)事前に浸漬等の前処理をしない模擬灰化樹脂のセメント混練固化試験を実施し、著しい膨張が発生することを確認し、必要な強度条件も満足しないことを再確認した。(3)灰化樹脂の脱気方法を調査・検討し、真空減圧脱気と粉砕による脱気の効果を評価し、粉砕による脱気方法が適当な処理方法であることを確認した。(4)粉砕による脱気方法を施した模擬灰化樹脂のセメント混練固化試験を実施し、均質・均一なセメント混練固化体が得られ、強度条件も満足することを確認した。(5)以上の試験結果及び検討結果から、灰化樹脂に粉砕による脱気処理を施し、セメント混練固化することで、廃棄体の技術要件を満たすセメント混練固化体を得られることを確認し、実機への適応が可能なことの見通しを得た。
峰原 英介*; 遠藤 伸之*
平成23年度財団法人若狭湾エネルギー研究センター年報,14, P. 49, 2012/10
若狭湾エネルギー研究センターは「ふげん」の受託研究として、使用済イオン交換樹脂等を安全かつ効率的に放射性廃棄物として処理・処分するため導入を計画している減圧酸素プラズマ方式による減容安定化処理方式の調査の一環として、本処理装置の原型となる実証機を用いた低減容処理(以下「1stステージ処理」)後の灰化樹脂について、廃棄体の技術要件等への適合性を踏まえた処分の可能性を調査し、以下の結果を得た。(1)均質・均一固化体の仕様の詳細調査を実施し、1stステージ処理後の灰化樹脂がこれに適合する見通しを得た。(2)減容性能等を把握するため、実樹脂を模擬した樹脂の作製及び1stステージ処理を行い、減容性能等を確認した。(3)1stステージ処理の灰化樹脂を分析することにより、灰化樹脂中に含まれる成分と減容状況を明確にした。(4)1stステージ処理の灰化樹脂をセメント固化試験を実施することで、必要とされる強度を満たすための混合割合を明確にし、そこで得られる強度を確認した。(5)上述の試験の結果により、1stステージ処理で得られる灰化樹脂のセメント固化体が、廃棄体の技術要件を満たす見通しを得るとともに、ここで考えられる課題を整理した。
重田 達雄*; 笹瀬 雅人*; 遠藤 伸之*; 長友 仁郎*
平成22年度財団法人若狭湾エネルギー研究センター年報,13, P. 73, 2011/10
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置においては、放射能レベルが比較的高い原子炉を水中解体することとしており、原子炉解体時における粉じんをいかに抑制していくかという点が、作業員等の被ばく低減を図るうえで重要となる。熱的切断であるレーザ切断は、切断速度が速く切断幅が狭いことから、工期の短縮化や二次廃棄物発生量の低減が望め、原子炉領域の解体作業へ適用する有力な工法の一つとして検討しているが、レーザ切断時の粉じん挙動に関する知見は得られていない状況にある。このため、今後の解体計画策定や作業員の被ばく低減に向けた検討に資するため、水中切断試験に先立って、気中雰囲気においてレーザ切断時の粉じん挙動試験を実施し、粉じん挙動の基礎データを取得し、切断速度,出力,切断対象材料の材質及び厚さ等の切断条件が気中浮遊物や落下固形物に与える影響を調査した。
重田 達雄*; 天田 健一*; 笹瀬 雅人*; 遠藤 伸之*; 長友 仁郎*
平成21年度財団法人若狭湾エネルギー研究センター年報,12, P. 78, 2010/10
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置においては、放射能レベルが比較的高い原子炉を水中解体することとしており、原子炉解体時における粉じんをいかに抑制していくかという点が、作業安全上重要となる。「ふげん」は、炉心を構成する圧力管(Zr-2.5%Nb合金),カランドリア管(Zry-2)にジルコニウム合金が使用されているが、これらの水中切断時における粉じん挙動データにかかわる知見が少ないことから、炉心を構成する材料の水中解体を模擬できる水中切断時粉じん挙動評価試験システムを構築し、粉じん挙動データを取得している。平成22年度は、21年度までに水中熱的切断の代表として実施してきたプラズマ切断工法に引き続き、水中機械切断の代表としてアブレイシブウォータージェット(AWJ)切断工法にて、圧力管,カランドリア管,上部圧力管延長管,炭素鋼及びステンレス鋼の平板材を対象とした切断試験を実施するとともに、プラズマ切断工法の追加試験として、ステンレス鋼,炭素鋼,アルミニウムの平板材を対象とした切断試験を実施し、切断時に発生した気中及び水中浮遊物,沈降固形物の重量測定や成分分析を行った成果を報告する。
重田 達雄*; 天田 健一*; 笹瀬 雅人*; 遠藤 伸之*; 長友 仁郎*
平成20年度財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究成果報告集,11, P. 87, 2009/11
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置においては、放射能レベルが比較的高い原子炉を水中解体することとしており、原子炉解体時における粉塵をいかに抑制していくかという点が、作業安全上重要となる。「ふげん」は、炉心を構成する圧力管(Zr-2.5%Nb合金),カランドリア管(Zry-2)にジルコニウム合金が使用されているが、これらの水中切断時における粉塵挙動データが少ないことから、炉心を構成する材料の水中解体を模擬できる水中切断時粉塵挙動評価試験システムを構築し、粉塵挙動データを取得している。2009年度は、2008年度に実施した圧力管とステンレス鋼管を対象とした水中熱的切断試験に引き続き、カランドリア管を対象とした試験及び試験体形状にかかわる影響調査試験を実施し、気中及び水中への粉塵移行率は、圧力管やステンレス鋼管と同様に切断速度とプラズマガス種の影響が大きいことがわかった。
重田 達雄*; 安 隆己*; 遠藤 伸之*; 長友 仁郎*
若狭湾エネルギー研究センター10周年記念誌, P. 126, 2008/11
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置計画において放射能レベルが比較的高い原子炉は、水中解体することとしており、原子炉解体時における粉塵をいかに抑制していくかという点が、作業安全上重要となる。また、「ふげん」は、炉心を構成する圧力管(Zr-2.5%Nb合金),カランドリア管(Zry-2)等の特徴的な材料が使用されているが、それらの材料の水中切断時における粉塵挙動に関する知見が乏しい。このため、これら材料の水中解体を模擬できる水中切断時粉塵挙動評価試験システムを昨年度に構築した。今年度は圧力管(Zr-2.5%Nb合金)と比較用に圧力管模擬材(SUS304製)を対象とした水中プラズマ切断試験を実施し、次のような成果を得た。切断速度や使用ガス等7種類のパラメータを変化させて試験を行った結果、気中や水中への粉塵移行率についてはおもに切断速度とプラズマガス種の影響が大きいことがわかった。また、圧力管と圧力管模擬材の気中粉塵移行率は、ほぼ一致することを確認し、(財)電力中央研究所の先行試験で得られた評価式を用いることにより、気中粉塵移行率を保守側に評価できることを確認した。
佐藤 大樹; 高橋 史明; 遠藤 章; 大町 康*; 宮原 信幸*
Journal of Radiation Research, 49(5), p.503 - 508, 2008/09
被引用回数：7 パーセンタイル：28.22(Biology)中性子の生物影響評価において、生物体内での二次粒子生成を含めた放射線挙動の情報は重要である。本研究ではモンテカルロシミュレーション技術を応用することにより、中性子被ばくにおける生物体内の放射線輸送及びエネルギー沈着過程を解析した。さまざまな照射条件及び照射対象に対する荷電粒子種毎の吸収線量や沈着エネルギーの分布を、汎用粒子輸送コードPHITSを用い計算した。本研究で示すエネルギー沈着過程の微視的な解析は、PHITSのイベントジェネレータモードにより実現されたものであり、従来の線量計算手法では不可能であった。サイズの異なる球ファントムへの中性子照射シミュレーションから、電子の吸収線量への寄与が、ファントムのサイズ増加及び照射中性子のエネルギー減少に伴い増加することを明らかにした。また、マウスのボクセルファントムへの2.0MeV中性子照射により、マウス体内では吸収線量は均一に分布し、おもに荷電重粒子によりエネルギーを沈着することを示した。これらの計算を通して、モンテカルロシミュレーションが、中性子被ばくにおける電子及び重荷電粒子による線量寄与の解析に有用であることがわかった。
