Repeatability and reproducibility of measurements of low dissolved radiocesium concentrations in freshwater using different pre-concentration methods

栗原 モモ*; 保高 徹生*; 青野 辰雄*; 芦川 信雄*; 海老名 裕之*; 飯島 健*; 石丸 圭*; 金井 羅門*; 苅部 甚一*; 近内 弥恵*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(2), p.477 - 485, 2019/11

https://doi.org/10.1007/s10967-019-06696-2

福島県の淡水に含まれる低レベル溶存態放射性セシウム濃度の測定に関する繰り返し精度と再現精度を評価した。21の実験施設が5つの異なる前濃縮法(プルシアンブルー含浸フィルターカートリッジ,リンモリブデン酸アンモニウム共沈,蒸発,固相抽出ディスク、およびイオン交換樹脂カラム)によって10L試料3検体を前濃縮し、放射性セシウム濃度を測定した。全Cs濃度測定結果のzスコアは2以内で、手法間の誤差は小さいことが示された。一方で、各実験施設内の相対標準偏差に比べて、施設間の相対標準偏差は大きかった。

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

FCA-XVII-1炉心によるMOX燃料高速炉ベンチマーク実験

安藤 真樹; 飯島 進*; 大井川 宏之; 桜井 健; 根本 龍男*; 岡嶋 成晃; 大杉 俊隆*; 大野 秋男; 早坂 克久; 袖山 博志

JAEA-Data/Code 2006-006, 67 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-006.pdf:6.08MB

新型燃料高速炉の研究開発の一環として、金属燃料高速炉模擬実験(FCA-XVI-1及びXVI-2炉心)と比較する参照データを取得することを目的として、従来型燃料であるMOX燃料を用いた高速炉の模擬体系(FCA-XVII-1炉心)においてベンチマーク実験を実施した。測定した核特性量は、臨界性,反応率比,サンプル反応度価値,ナトリウムボイド反応度効果及びUドップラー効果である。また、広範な炉型に対応した実験データを取得することを目的として、FCA-XVII-1炉心の一部を変更した以下の実験を実施した。(1)プルトニウム組成を変化させた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(2)軸方向ブランケット部をナトリウム層に置き換えた体系でのナトリウムボイド反応度効果の測定,(3)窒化物燃料を模擬した燃料領域を設けた体系での各種特性量の測定。本報告書は、これら実験の測定方法と結果及び解析手法をまとめたものである。

A Proposal of benchmark calculation on reactor physics for metallic fueled and MOX fueled LMFBR based upon mock-up experiment at FCA

大井川 宏之; 飯島 進; 桜井 健; 岡嶋 成晃; 安藤 真樹; 根本 龍男; 加藤 雄一*; 大杉 俊隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.186 - 201, 2000/02

https://doi.org/10.3327/jnst.37.186

高速炉用断面積の信頼性評価を目的としたFCA臨界実験に基づくベンチマーク計算問題を提案した。対象とした炉心は、金属燃料高速炉模擬炉心のXVI-1及びXVI-2炉心、並びにMOX燃料高速炉模擬炉心のXVII-1炉心である。計算を行う炉物理パラメータは、臨界性、反応率比、プルトニウム及びBCのサンプル反応度価値、ナトリウムボイド反応度価値、Uのドップラー反応度価値である。簡単な2次元拡散計算を行うだけで実験と計算を比較できるように、均質原子数密度と各種の補正係数を与えた。補正係数の妥当性は計算方法及び使用する核データファイルを変更することにより検証した。

(,n)反応と自発核分裂による中性子収率を計算するためのデータブック

松延 廣幸*; 奥 岳史*; 飯島 俊吾*; 内藤 俶孝; 増川 史洋; 中嶋 龍三*

JAERI 1324, 260 Pages, 1992/01

JAERI-1324.pdf:5.28MB

使用済燃料の貯蔵・輸送及び取扱いに係わる遮蔽安全性の解析に非常に重要な(,n)反応及び自発核分裂による中性子収率データを収集し、評価して推奨値を得るとともにその精度を評価した。(,n)反応による中性子収率は主に実測データに基づくもので、データ間の不一致については、NakasimaやHeaton等による評価を参考に検討した。実測されていない中性子収率については(,n)励起関数の理論値及びZieglerの阻止能の評価式を用いて計算した。自発核分裂による中性子収率については、S.Ramanによる推奨値を採用した。また中性子エネルギースペクトルも収集した。これらのデータは、このデータ・ブックに理論説明とともに収録してある。このデータ集を用いることにより、種々の構成物質からなる体系の中性子生成データが得られる。

Measurements of reaction rates in zone-type cores of fast critical assembly simulating high conversion light water reactor

大部 誠; 根本 龍男; 飯島 進; 桜井 健; 田原 義壽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(11), p.993 - 1001, 1989/11

https://doi.org/10.3327/jnst.26.993

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で準備された3種類のウラン燃料系炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向および軸方向のU、Pu、U、Npの核分裂率は小型核分裂係数管の移動により測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これらの核分裂率分布を利用して検証した。U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求めた。3炉心間の反応率比の変化を調べている。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。