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池内 宏知; 小山 真一; 逢坂 正彦; 高野 公秀; 中村 聡志; 小野澤 淳; 佐々木 新治; 大西 貴士; 前田 宏治; 桐島 陽*; et al.
JAEA-Technology 2022-021, 224 Pages, 2022/10
JAEA-Technology-2022-021.pdf:12.32MB
燃料デブリ試料の核種・元素量の分析に向けて、酸溶解を含む一連の分析技術を確立する必要がある。本事業では、分析精度の現状レベルの把握と不溶解性残渣発生時の代替手法の確立を目的として、ブラインド試験が実施された。模擬燃料デブリ(特定の組成を持つ均質化された粉末)を対象に、日本国内の4分析機関においてそれぞれが有する溶解・分析技術を用いて、全体組成の定量値が取得された。各技術の特徴(長所・短所)を評価した結果に基づき、燃料デブリの暫定的な分析フローを構築した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
-Orbital component in the Borromean nucleus 
BYang, 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
被引用回数：43 パーセンタイル：96.7(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。
clusters in dilute neutron-rich matter田中 純貴*; Yang, Z.*; Typel, S.*; 足立 智*; Bai, S.*; van Beek, P.*; Beaumel, D.*; 藤川 祐輝*; Han, J.*; Heil, S.*; et al.
Science, 371(6526), p.260 - 264, 2021/01
被引用回数：48 パーセンタイル：99.12(Multidisciplinary Sciences)ノックアウト反応を用いることで、中性子過剰な錫同位体の核表面でのクラスター形成を実験的に確かめた。実験で得られた、質量数とともに単調に減少するノックアウト断面積は理論による予言と非常に良く一致し、クラスター形成率と中性子スキン厚との関係を示唆している。
Xe ions on proton, deuteron, and carbon targetsSun, X. H.*; Wang, H.*; 大津 秀暁*; 櫻井 博儀*; Ahn, D. S.*; 合川 正幸*; 福田 直樹*; 磯部 忠昭*; 川上 駿介*; 小山 俊平*; et al.
Physical Review C, 101(6), p.064623_1 - 064623_12, 2020/06
被引用回数：5 パーセンタイル：52.72(Physics, Nuclear)理化学研究所RIビームファクトリーにて逆運動学法を使用し、核子当たり168MeVの陽子, 重陽子, 炭素イオン入射によるXeのスポレーションおよびフラグメンテーション反応からの同位体生成断面積を測定した。炭素イオンの場合は全運動エネルギーが高くなるため、質量数の小さな同位体の生成断面積が大きくなった。また、今回新たに測定されたデータを以前により高い入射エネルギーで測定されたデータと比較することで、同位体生成断面積の入射エネルギー依存性を調査した。さらに、測定データをPHITS, SPACS, EPAX, DEURACSの計算値と比較した。本研究で測定したデータは、理論計算の良いベンチマークになると考えられる。
scattering length from 
photoproduction on the proton near the reaction threshold石川 貴嗣*; 藤村 寿子*; 深澤 宏司*; 橋本 亮*; He, Q.*; 本多 佑記*; 保坂 淳; 岩田 高広*; 甲斐田 俊*; 笠木 治郎太*; et al.
Physical Review C, 101(5), p.052201_1 - 052201_6, 2020/05
被引用回数：4 パーセンタイル：45.12(Physics, Nuclear)Photoproduction of the omega meson on the proton has been experimentally studied near the threshold. The total cross sections are determined at incident energies ranging from 1.09 to 1.15 GeV. The 1/2 and 3/2 spin-averaged scattering length 
and effective range 
between the CO meson and proton are estimated from the shape of the total cross section as a function of the incident photon energy: = (-0.97 
+ 
(0.07 
) fm and = (+2.78 
) + (-0.01 
) fm, resulting in a repulsive force. The real and imaginary parts for and are determined separately for the first time. A small 
-wave contribution does not affect the obtained values.
F from 
O
?Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri, A.*; Hwang, S. H.*; et al.
Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05
被引用回数：14 パーセンタイル：74.18(Physics, Multidisciplinary)中性子過剰核Fの構造が(
)反応で調査した。
軌道の分光学的因子は1.0
0.3と大きいが、一方で残留核であるOが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、Fのコア核Oは基底状態とは大きく異なり、Oの軌道に陽子がひとつ加わることでOとFの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。
Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.
Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07
被引用回数：8 パーセンタイル：56.2(Physics, Multidisciplinary)陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、
Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。
前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07
被引用回数：3 パーセンタイル：31.89(Nuclear Science & Technology)In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.
米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), P. 962, 2018/08
被引用回数：0 パーセンタイル：1.39(Nuclear Science & Technology)以前に発表した論文(アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関する研究(J Nucl Sci Technol. 2017;54(11):1233-1239)における式の導出法を訂正する。式の導出法に間違いがあったが、最終的に導出される式は正しい。そのため、論文の結論及び議論に変更は無い。
土屋 晴文; 北谷 文人; 前田 亮; 藤 暢輔; 呉田 昌俊
Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2406004_1 - 2406004_4, 2018/02
近年、核セキュリティや核不拡散の分野において核燃料中の核物質を非破壊で測定する重要性が増している。その目的に叶う技術として、中性子共鳴透過分析法(NRTA)がある。NRTAは、パルス中性子ビームを測定試料に照射し、試料から透過してくる中性子を計測することにより、試料の分析を行う。NRTAの基となっている測定技術は、高い精度が要求される核データの測定に長年使われており、確立された技術である。しかし、現状のNRTA測定システムは、強力な中性子ビームを生み出すために規模の大きな電子線加速器を用いなければならず、核燃料の測定が必要とされる施設に組み込むことは容易ではない。この問題を解く一つの鍵は、NRTAシステムに組み込まれる中性子発生源をできるだけ小さくし、NRTAシステムを小型化することである。そこで我々は2つのタイプの小型中性子源を考えている。一つは、10
secの中性子パルス幅を有するD-T中性子発生管を使うもので、もう一つは1secという短いパルス幅を持つ小型電子線加速器を用いるものである。本発表では、NRTA測定の原理や小型NRTAシステムの概要を紹介するとともに、DT中性子発生管と小型電子線加速器を用いた場合について、NRTA測定で得られる透過中性子スペクトルを数値計算により導出し、比較する。その比較を基に、核燃料中の核物質の測定に中性子ビームのパルス幅がどのように影響を与えるのかについて議論する。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12
被引用回数：10 パーセンタイル：98.3(Energy & Fuels)This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.
米田 政夫; 大図 章; 森 貴正; 中塚 嘉明; 前田 亮; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1233 - 1239, 2017/11
被引用回数：8 パーセンタイル：61.27(Nuclear Science & Technology)アクティブ中性子法における中性子増倍効果に関して、解析及び実験による研究を実施した。アクティブ中性子法を用いた核物質の測定では、第2世代以降の中性子による中性子増倍の影響を受ける。しかしながら、そのような中性子増倍効果による影響について、これまで十分に調べられてこなかった。本研究では、第3世代中性子による中性子増倍が無視できる場合において、測定データから第2世代中性子による中性子増倍効果の影響を補正する手法について調べ、測定データから中性子増倍の影響を除外する補正方法を提案した。更に、本手法を利用した深い未臨界度の評価手法についても示した。
-ray Spectrometry of Environmental Samples Collected in Fukushima三枝 純; 依田 朋之; 前田 智史; 岡崎 勤; 大谷 周一; 山口 敏夫; 栗田 義幸; 波澄 篤; 米澤 仲四郎*; 武石 稔
Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1078 - 1085, 2017/11
2011年3月の福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は新たに放射能分析施設を福島に立ち上げた。分析施設では高分解能線スペクトロメトリに基づき、土壌や水、ダストフィルタ、植物といった環境試料の放射能分析を月当たり約1,000件のペースで行っている。2012年9月の施設立上げ以来、分析結果の信頼性や、分析依頼者及び機器オペレータの利便性向上を目指した技術開発を実施し、制度的・技術的な課題を継続的に改善することで、ISO/IEC 17025規格に適合する試験所としての認定を得た。
米田 政夫; 前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09
アクティブ中性子法の一つであるFNDI法を用いた核物質の計量管理技術の開発を行っている。FNDI法は、対象物にパルス中性子を照射し、そこで発生する核分裂中性子の総数及び消滅時間を用いて核分裂性物質量を求める測定法である。FNDI法を用いたデブリ計測システムの設計解析に取り組んでおり、次のような計算モデルを作成してシミュレーションを実施した。装置高さ: 140cm、装置外径: 80cm、He-3検出器(長さ100cm、直径2.5cm)本数: 16本。デブリの状態として湿式と乾式の2種類を考え、乾式デブリでは中性子の減速効果を補うために収納管周りにポリエチレンを取り付けている。シミュレーションは計算コードMVPを用いた。本発表では燃焼組成や均質度を変えた様々なデブリに対する計算結果及びFNDI法を用いたデブリ測定の適用範囲に関する検討結果を示す。
前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。
前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 7 Pages, 2017/02
原子力機構(JAEA)と欧州共同研究センター(JRC)は、使用済み燃料や次世代型MA燃料などの高線量核物質に適用可能な非破壊測定技術の研究開発を共同で実施している。本研究では、次世代型ダイアウェイ時間差分析法(DDA)の実証装置の設計・開発に用いる中性子輸送コードの信頼性が重要となる。そこで中性子輸送コードの信頼性を評価するために、JRC型DDAを用いたPulsed Neutron Interrogation Test Assembly (PUNITA)とJAEA型DDAを用いたJAEA Active Waste Assay System-Tokai (JAWAS-T)の2つの装置の測定空間内の中性子束分布を測定し、さらにPUNITAでは測定試料のマトリクス内の中性子束分布を測定し、中性子輸送コードによるシミュレーション結果と比較した。本報では、それら試験及びシミュレーション結果と信頼性の評価結果について報告する。
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊
第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2017/02
原子力機構では、2015年より欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい高線量核燃料や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。現在、その非破壊測定技術の一つとして核分裂性核種の総質量を測定する小型中性子源を用いた次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)装置を開発している。DDA装置の測定性能は装置内部の壁の材料の種類、測定サンプルの周囲に配置するポリエチレン製の中性子モデレータの厚さに大きく依存する。本報では、MOX粉末試料をサンプルとした場合のモンテカルロシミュレーション(MCNP)により得られた検出下限値、検出性能の壁材の種類及びモデレータ厚さの依存性に関して報告する。
前田 亮; 米田 政夫; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔; Bogucarska, T.*; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Pedersen, B.*
EUR-28795-EN (Internet), p.694 - 701, 2017/00
JAEA and EC/JRC have been carrying out collaborative research for developing new non-destructive assay techniques that can be utilized for quantifying high radioactive special nuclear materials such as spent fuel and next generation minor actinide fuels. In the research, accuracy of Monte Carlo simulation is important since it is utilized for design and development of a demonstration system of next-generation Differential Die-away (DDA) technique in JAEA. In order to evaluate the accuracy, neutron flux in the sample cavity of the PUNITA device which utilizes JRC type DDA technique and one of JAWAS-T device which utilizes JAEA type DDA technique were measured. The neutron flux in the target sample placed in the PUNITA sample cavity was also measured. The measurement results were compared with the simulation results. In this presentation, we report on comparison results for the neutron flux obtained by experiment and simulation.
藤 暢輔; 大図 章; 土屋 晴文; 古高 和禎; 北谷 文人; 米田 政夫; 前田 亮; 呉田 昌俊; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; et al.
EUR-28795-EN (Internet), p.684 - 693, 2017/00
In 2015, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Joint Research Centre (JRC) of the European Commission collaboration started to develop an active neutron non-destructive assay system for nuclear nonproliferation and nuclear security. To the best of our knowledge, no adequate technique exists that allows us to determine the amount of special nuclear materials and minor actinides in high radioactive nuclear materials, such as spent fuel, transuranic waste, etc. The collaboration aims at contributing to the establishment of an innovative NDA system using a D-T pulsed neutron source for various applications. We utilize several active neutron NDA techniques, namely Differential Die-Away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), Neutron Resonance Capture Analysis (NRCA), Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) and Delayed Gamma Spectroscopy (DGS). All of these techniques have advantages and disadvantages. The different methods can provide complementary information which is particularly useful for nuclear nonproliferation and nuclear security. In this project, we have developed a combined NDA system, which enables the measurements of DDA and PGA, at NUclear fuel Cycle safety Engineering research Facility (NUCEF) in JAEA. In this presentation, we will introduce our project and report the recent progress of developments, especially in NRTA, DDA and PGA.
