Study on Tc separation/concentration technology from Mo by (n,) method, 4

末松 久幸*; Yang, Y.*; 伊藤 陽登*; Le, A. V.*; Su, Y.*; 加藤 涼那*; Do, T. M. D.*; 鈴木 達也*; 大沢 直樹*; 藤田 善貴; et al.

KURNS Progress Report 2025, P. 118, 2026/06

https://adm.rri.kyoto-u.ac.jp/pub/progressrep2/

これまでの研究で、中性子照射した-MoOターゲットからホットアトムの反跳効果により水中へのMo抽出率が時間とともに増加することを示した。本研究では、水抽出後ターゲットを再照射するためのリサイクル性評価を目的に、水浸漬後の-MoO粉末を乾燥した試料のMo生成量及び構造安定性を確認した。また、比較試料として、-MoO、MoO、MoO及び水浸漬させた水和-MoOを用意した。これらの試料を京都大学研究用原子炉(KUR)で20分間照射後、粉末を蒸留水中において室温で5.5時間攪拌させ、水へのMo抽出率を調べた。その結果、乾燥後の-MoOが最も高い抽出率を示し、対照的に水和-MoOは通常の-MoO相と比較して抽出率が著しく低下した。また、MoOの抽出率は低く、MoOではほとんどMoが抽出されなかった。これらの結果から、ホットアトムによる反跳効果及び水へのMo抽出率がモリブデン酸化物の結晶構造及び酸化状態に依存することを明らかにした。

Development of a compact lanthanoid bromide -ray spectroscopy system with high-count-rate pulse processing and simultaneous pulse-current operation mode for in-situ non-destructive assay

冠城 雅晃; 石井 隼也*; 加藤 昌弘*; 鎌田 圭*; 吉野 将生*; 島添 健次*

Journal of Instrumentation (Internet), 21(2), p.P02051_1 - P02051_19, 2026/02

https://doi.org/10.1088/1748-0221/21/02/P02051

A new -ray spectroscopy system designed for use in intense -ray fields was developed. The relative energy resolution was 3.6 at 662 keV at dose rates of up to 2.89 Gyh in a Cs -ray field and was 4.3 at 1333 keV at dose rates of up to 4.17 Gy h in a Co -ray field without the need for heavy-metal radiation shielding. Furthermore, a 4.38 MBq sealed Co source was measured under the background -ray irradiation by a Cs source. Although the geometry between the detector and Co source was fixed, the background -ray dose rate (intensity) varied. The identification and quantification of the Co source was unaffected at irradiation dose rates of up to 1.04 Gy h.

廃水処理室の廃止措置実施報告書(その2); 放射線測定編

山本 啓介; 中川 拓哉; 下条 裕人; 木島 惇; 三浦 大矢; 小野瀬 芳彦*; 難波 浩司*; 内田 広明*; 坂本 和彦*; 小野 千佳*; et al.

JAEA-Technology 2024-019, 211 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-019.pdf:35.35MB

日本原子力研究開発機構(以下、「JAEA」という。)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備されて以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性が無くなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになり、令和3年11月から令和5年8月に内装設備の解体撤去を行った。本報告は令和5年9月から令和6年3月に行った管理区域解除のための放射線測定に係る実積と関連する知見をまとめたものである。

Performance study of a new LiCAF:Ce detector developed for high-efficient neutron detection in intense -ray fields

冠城 雅晃; 鎌田 圭*; 石井 隼也*; 松本 哲郎*; 真鍋 征也*; 増田 明彦*; 原野 英樹*; 加藤 昌弘*; 島添 健次*

Journal of Instrumentation (Internet), 19(11), p.P11019_1 - P11019_16, 2024/11

https://doi.org/10.1088/1748-0221/19/11/P11019

A new LiCAF:Ce detector with an ultra-thick (99 m) crystal and optimized readout was developed. The LiCAF:Ce and KG2 detectors were used to detect a sealed Cf-252 neutron source (neutron emission rate of ~) using a 5 cm thick high-density polyethylene (HDPE) block located at the front of the detector. At the air kerma rates at the front surface of the HDPE block () of up to 1.07 Gy/h, the effective neutron count rate () for the LiCAF:Ce detector was the same within margins of errors, but it decreased by 5.7 0.8% at 2.97 Gy/h. In contrast, for the KG2 detector, with increased up to 1.07 Gy/h, for KG2 increased up to 20 1.0 % at 1.07 Gy/h. Then, decreased by 20 1.0% at 2.97 Gy/h. Therefore, the LiCAF:Ce detector exhibited a smaller influence on neutron count rates by -rays compared to the KG2 detector because of the faster decay time and optimization of digital pulse processing.

Pressure-modulated magnetism and negative thermal expansion in the HoFe intermetallic compound

Cao, Y.*; Zhou, H.*; Khmelevskyi, S.*; Lin, K.*; Avdeev, M.*; Wang, C.-W.*; Wang, B.*; Hu, F.*; 加藤 健一*; 服部 高典; et al.

Chemistry of Materials, 35(8), p.3249 - 3255, 2023/04

https://doi.org/10.1021/acs.chemmater.3c00158

静水圧や化学圧力は、結晶構造を変化させる効率的な刺激であり、材料科学において電気的、磁気的特性のチューニングによく利用されている。しかし、化学圧力は定量化が困難であり、これら両者の定量的な対応関係はまだよくわかっていない。本研究では、負の熱膨張(NTE)を持つ永久磁石の候補である金属間化合物を調べた。放射光X線その場観察により、AlをドープしたHoFeに負の化学圧力があることを明らかにし、単位セル体積の温度・圧力依存性を用いそれを定量的に評価した。また、磁化測定と中性子回折測定を組み合わせることで、磁気秩序に対する化学圧力と静水圧の違いを比較した。興味深いことに、圧力はNTEの抑制と増強を制御するために使用することができた。電子状態計算から、圧力がFermiレベル(EF)に対する主要バンドの上部に影響を与えたことを示しており、これは磁気安定性に影響を与え、それが磁気とNTEを調節する上で重要な役割を果たしていることがわかった。本研究は、圧力の影響を理解し、それを利用して機能性材料の特性を制御する良い例を示している。

Design and actual performance of J-PARC 3 GeV rapid cycling synchrotron for high-intensity operation

山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2038301

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。

Progress in conceptual design of a pool-type sodium-cooled fast reactor in Japan

加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 鈴野 哲司*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*; 村上 久友*; 鵜澤 将行*; et al.

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 11 Pages, 2022/04

プール型ナトリウム冷却高速炉の概念設計研究を行っている。本検討では、日本の地震対策、原子炉容器の熱流動、崩壊熱除去システムの設計などの主な課題の報告を行う。日本に650MWeのタンク型ナトリウム炉が設置される場合、厳しい地震に対する設計が必要で、原子炉構造を強化している。また、新たに3次元免震システムの開発も進めている。

Penetration factor and indoor deposition rate of elementary and particulate iodine in a Japanese house for assessing the effectiveness of sheltering for radiation exposures

廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 加藤 伸之*; 松井 康人*; 米田 稔*

Journal of Radiological Protection, 41(3), p.S139 - S149, 2021/09

https://doi.org/10.1088/1361-6498/ac025b

屋内退避は原子力事故時の放射線被ばくに対する防護対策の一つである。屋内退避の効果は低減係数によって表される。本研究では、低減係数を屋内外の積算放射能濃度比または線量比で定義した。屋内濃度は主に空気交換率,浸透率及び室内沈着率によって支配される。浸透率と室内沈着率は表面材質と隙間材質に依存する。Iと粒子のこれらのパラメータについて実験的に調査した。実験は2軒のアパート及び3軒の戸建て住宅に加えて、実験室のチャンバーで実施した。浸透率は、0.31mの粒子で0.31、Iで0.150.7であり、いずれも空気交換率に依存していた。室内沈着率は、0.31mの粒子で0.0070.2h、Iで0.21.5hであり、いずれも床面材質に依存していた。

Radionuclides from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant in terrestrial systems

恩田 裕一*; 谷口 圭輔*; 吉村 和也; 加藤 弘亮*; 高橋 純子*; 脇山 義史*; Coppin, F.*; Smith, H.*

Nature Reviews Earth & Environment (Internet), 1(12), p.644 - 660, 2020/12

https://doi.org/10.1038/s43017-020-0099-x

This review, concerning on findings obtained by detailed field monitoring after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, covers the initial fallout and vertical movement of radionuclide in the land and forest, and subsequent transport and redistribution through hydrological and geomorphological processes in cropland, urban area, paddy field, and forested area. We discuss the finding of the transport of radionuclides through rivers and new discoveries for hydrological and sediment transport environmental impact in monsoonal regions.

ASVの定点保持用スラスターシステムの開発

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚

ロボティクス・メカトロニクス講演会2020講演会講演概要集, 4 Pages, 2020/11

https://doi.org/10.1299/jsmermd.2020.1P1-C10

2011年の福島第一原子力発電所の事故により、放射性物質が大気中に放出した。事故から数年が経ち、福島県内の河口や港に放射能濃度の高い泥が堆積している可能性がある。そのため、泥の放射能濃度調査が必要である。しかし、放射線量が高いレベルにあることから人の立ち入りが禁止されている区域があるため、無人での調査が必要になる。そこで、海洋研究開発機構(JAMSTEC), 原子力機構(JAEA), 東京海洋大学(TUMSAT)では共同でASV (Autonomous Surface Vehicle)を使用した無人での採泥調査に取り組んでいる。本研究ではASVにサイドクラスターを搭載し、ヘディング制御と定点保持を可能にした。また、地上局から遠隔操作によって手動でサイドスラスタ ーを操作し、ASV既存のシステムから前後進用のメインスラスターを操作することにより、採泥試験においてASVを半径5m以内の円内に船首方位一定として位置保持をすることができた。しかし、今後自動での定点保持を行うためには、ASVの回頭、前後進を同時に制御する必要がある。そのため、スタンスラスターを前後進用のスラスターとして付け替えることで、ASVに付加したスラスターのみによる定点保持を実施した。