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報告書

第2廃棄物処理棟蒸発処理装置・IIの開放検査(2015年度)

半田 雄一; 中嶋 瞭太; 米川 昭久*; 高津 和希; 木下 淳一; 入江 博文; 鈴木 久雄*

JAEA-Technology 2020-005, 22 Pages, 2020/06

JAEA-Technology-2020-005.pdf:6.43MB

第2廃棄物処理棟には原子力科学研究所内外で発生する比較的レベルの高い放射性液体廃棄物の処理を行う蒸発処理装置・IIが設置されている。蒸発濃縮処理作業を行う重要部である蒸発缶の開放点検を保全計画に従い3年に1度実施し、蒸発缶の腐食の状態を調査し健全性を確認している。今回は、2015年度(平成27年度)に実施した蒸発処理装置・IIの開放点検の記録である。

論文

Study on neutron beam pulse width dependence in the nuclear fuel measurement by the neutron resonance transmission analysis

北谷 文人; 土屋 晴文; 藤 暢輔; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 中島 健*

KURRI Progress Report 2017, P. 99, 2018/08

As a non-destructive analytical technique for nuclear material in the field of nuclear security and nuclear nonproliferation, a neutron resonance transmission analysis (NRTA) attracts attention of researchers. It is important to downsize a NRTA system when it is deployed at various facilities. For this aim, we have developed a compact NRTA system which utilizes a D-T neutron generator. Its pulse width of 10$$mu$$s is much longer than that of a large electron beam accelerator. It is necessary to understand the influence of pulse widths on the NRTA measurement. Therefore, we conducted the experiments of the simulated nuclear fuel pin samples to evaluate how the NRTA measurement is influenced by the pulse width of neutron beam. Experiments were performed in Kyoto University. The simulated fuel pellet sample was made from metallic powders of Ag (around 1%) and Al (around 99%). The energy of the irradiation neutron is determined by a Time of Flight technique. We used three pulse widths of the neutron beam of 0.1, 1 and 4 $$mu$$s. A resonance dip of $$^{108}$$Ag at 5.19 eV is observed in the all spectra. And the dip of the TOF spectrum shifts towards low energy, with pulse width changed to a longer one. In this work, we confirmed that neutron pulse width affected the NRTA measurement of the fuel pin sample. On the basis of this work, we will be able to quantify the effects of long-pulse width in a resonance analysis.

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

Survey on effect of crystal texture of beryllium on total cross-section to improve neutronic evaluation in JMTR

竹本 紀之; 今泉 友見; 木村 伸明; 土谷 邦彦; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 中島 健*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 11 Pages, 2014/09

モンテカルロ法を用いたJMTRにおける中性子照射場評価において、その評価精度は実測値に比較して高速中性子束では$$pm$$10%程度であるが、熱中性子束では$$pm$$30%程度となっている。一方、利用者から技術的価値の高い照射データの提供が求められているため、熱中性子束の評価精度を高速中性子束と同程度まで高めるための検討を進めている。ベリリウムの製造方法が熱中性子断面積や熱中性子束の評価精度に与える影響について明らかにするため、KURRI-LINACで製造方法の異なる3種類のベリリウム材の全断面積測定実験を行った。その結果、ベリリウム材の結晶構造や不純物に依存して熱中性子に対する断面積が異なることが明らかとなった。また、実験結果を踏まえ調整したベリリウム金属の熱中性子散乱則(S($$alpha$$, $$beta$$))を用いてJMTRの炉心解析を行い、その適用性について検証した。

論文

Feasibility demonstration of a new Fermi chopper with supermirror-coated slit package

中村 充孝; 神原 理; Krist, T.*; 篠原 武尚; 池内 和彦*; 新井 正敏; 梶本 亮一; 中島 健次; 田中 浩道; 鈴木 淳市*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 737, p.142 - 147, 2014/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:30.04(Instruments & Instrumentation)

チョッパー分光器における非弾性中性子散乱実験の効率は、複数の入射エネルギーを同時利用することで劇的に向上しうる。しかしながら、通常のチョッパーでは全ての入射エネルギーに対して実験条件を最適化することは絶対的に不可能である。我々は、この問題点を克服すべく中性子スーパーミラーを貼付したスリットパッケージを有する新型フェルミチョッパーを開発し、複数の入射エネルギーそれぞれに対して実験条件を最適化しうることを実験的に実証した。

報告書

Proceedings of the 2012 Symposium on Nuclear Data; November 15-16, 2012, Research Reactor Institute, Kyoto University, Kumatori, Japan

中島 健*; 岩本 修; 堀 順一*; 岩本 信之; 中村 詔司; 小浦 寛之

JAEA-Conf 2013-002, 202 Pages, 2013/10

JAEA-Conf-2013-002.pdf:18.4MB

2012年度核データ研究会は、2012年11月15日から16日にかけて、熊取町の京都大学原子炉実験所にて開催された。本研究会は日本原子力学会核データ部会と京都大学原子炉実験所の主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究部門の共催の下、4つのトピックス:「福島原発後の原子力」、「核データの応用」、「核データ誤差にどう取り組むか」、「JENDL-4.0の検証と今後に向けて」に関する講演・議論が行われるとともに、幅広い分野のポスター発表が行われた。さらに、中性子捕獲反応及び透過分析法や核データにかかわる国際動向に関するチュートリアルも実施された。参加総数は83名で、盛況のうちに全日程を終えた。本レポートは、同研究会における口頭発表13件とポスター発表22件を含む35件の全論文をまとめたものである。

論文

Spatial variations in $$^{3}$$He/$$^{4}$$He ratios along a high strain rate zone, central Japan

梅田 浩司; 草野 友宏; 二ノ宮 淳*; 浅森 浩一; 中島 淳一*

Journal of Asian Earth Sciences, 73, p.95 - 102, 2013/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:15.24(Geosciences, Multidisciplinary)

新潟平野から神戸に至る幅約100km長さ約500kmの領域は、その周辺の地域に比べて1桁以上、地殻歪速度が大きい顕著な変動帯(新潟・神戸歪集中帯)であることが知られている。歪集中帯での地震波速度構造や比抵抗構造解析の結果、この地域の下部地殻又は上部地殻には不均質構造が認められる。この地域の地下水中に含まれるヘリウム同位体比を測定した結果、北部では太平洋プレートから南部ではフィリピン海プレートから脱水した流体がこれらの不均質構造に関与することが明らかになった。また、1995年兵庫県南部地震、2004年新潟県中越地震、2007年新潟県中越沖地震等の震源域では顕著に高いヘリウム同位体比が観測された。

論文

Recent developments of instruments in a spallation neutron source at J-PARC and those prospects in the future

新井 正敏; 梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 中島 健次; 柴田 薫; 高橋 伸明; 鈴木 淳市*; 高田 慎一; 山田 武*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(Suppl.A), p.SA024_1 - SA024_14, 2013/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.11(Physics, Multidisciplinary)

J-PARC中性子散乱施設(1MW, 25Hzの短パルス中性子源)での実験装置の開発について記述したものである。大強度の結合型減速材を利用し、パルス整形チョッパーの利用により、新たな概念をもとにして高分解能装置の開発を行った。また、イベント・レコーディングによるデータ集積系の開発により、多重入射エネルギー法の実現も行った。さらに、回折計の高度化についても述べている。

論文

施設者から見たMOX燃料施設における統合保障措置の適用実績

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 蜷川 純一; 中島 真司; 丸山 創; 浅野 隆; 藤原 茂雄

核物質管理学会(INMM)日本支部第32回年次大会論文集(インターネット), 8 Pages, 2011/11

JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。本アプローチは、当初より3年後にその有効性について評価を行うことになっており、原子力機構としても、施設者の観点でJNC-1サイトの2つのMOX燃料製造施設(PPFF/PFPF)に対して、これまでのランダム査察等の対応実績をもとに、統合保障措置適用効果に関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。

論文

Evaluation of application effect of the integrated safeguards approach for MOX fuel fabrication facilities from the operator's viewpoint

蜷川 純一; 浅野 隆; 長谷 竹晃; 中島 真司; 能見 貴佳; 藤原 茂雄

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

日本の保障措置は、2004年9月に統合保障措置(IS)に移行した。PFPFを含むJNC-1サイトにおけるISアプローチは、査察効果を低減することなく効率を向上させるために、新型保障措置システムを最適に組合せるとともに、新たな査察概念であるランダム査察を適用することにより開発され、2008年8月に適用された。原子力機構は、施設者の観点からISアプローチ適用後約3年間の実績をもとに、PFPFにおけるISアプローチの有効性を評価した。その結果、PFPFにおける検認活動の効率化及び施設運転への影響の低減が図られたことを確認した。このことから、PFPFにおけるISアプローチは、査察者のみならず、施設者にとっても有効なものであると評価できる。一方で、査察者も、本アプローチの有効性を評価し、その結果に基づき見直しを検討している。原子力機構は、今後、ISアプローチの有効性の維持又は向上に資するため、査察者と連携し、本見直しに取り組むことが必要であると考える。

論文

Helium isotope variations along the Niigata-Kobe Tectonic Zone, Central Japan

梅田 浩司; 二ノ宮 淳; 島田 耕史; 中島 淳一*

Lithosphere; Geochemistry, Geology and Geophysics, p.141 - 169, 2008/10

近年のGPS網の整備により新潟平野から神戸に至る幅約100km,長さ約500kmの領域は、その周辺の地域に比べて1桁以上、地殻歪速度が大きい顕著な変動帯であることが明らかになった(新潟-神戸歪集中帯)。その後の地震波速度構造や比抵抗構造等の解析からこの地域の下部地殻あるいは上部マントルには何らかの流体の存在が示唆された。今回、当該地域の温泉ガスのヘリウム同位体比の測定を行った結果、歪集中帯の北部は太平洋プレートの、南部はフィリピン海プレートの沈み込みに伴って脱水した流体が地殻内の不均質性に関与していることが明らかになった。また、一連の調査を通じて、温泉ガスのヘリウム同位体比は、未知の活断層を同定するための重要な化学的指標になり得ることが示唆された。

報告書

JMTR照射イナートマトリクス窒化物燃料の照射後試験

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 本田 順一; 畠山 祐一; 小野 勝人; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAEA-Research 2007-026, 75 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-026.pdf:13.6MB

マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬し、ZrN及びTiNを母材としたイナートマトリクス窒化物ペレットを燃料ピンに封入したうえで、01F-51Aキャプセルに組み込み、JMTRで照射した。(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)ペレットの平均線出力及び燃焼度は、それぞれ、408W/cm, 約30000MWd/t(Zr+Pu)(約132000MWd/t-Pu)並びに355W/cm, 約38000MWd/t(Ti+Pu)(約153000MWd/t-Pu)に達した。照射キャプセルを燃料試験施設に搬入して、非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全性が確認された。FPガス放出率は約1.6%と極めて低い値であった。ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

論文

ENMC(熱外中性子測定装置)の性能評価試験,フェーズII

蜷川 純一; 浅野 隆; 藤原 茂雄; 高橋 三郎; Menlove, H.*; Rael, C. D.*; 中島 真司*; 佐藤 隆*

核物質管理学会(INMM)日本支部第27回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2006/00

ENMCは、熱中性子を測定する既存の測定装置に改良を加え、エネルギーの高い熱外中性子をも測定することにより、核燃料物質中のプルトニウムを短時間でかつ高精度に測定するために開発した非破壊測定装置である。原子力研究開発機構は、このENMCの測定性能を最大限に引出すことにより、プルトニウムの測定精度を破壊分析レベルに向上させるための取組みを実施している。これまでにENMCの性能評価試験(フェーズI)としてさまざまな測定誤差要因の評価試験を実施し、高精度測定に向けた課題を確認した。この結果をもとに、今回、ENMCの最適測定条件(サンプル中のプルトニウム量,サンプル配置方法等)を見いだすことを目的に、性能評価試験(フェーズII)を実施し、測定誤差を約0.6%まで低減できる見通しを得た。本報告では、性能評価試験(フェーズII)で実施した試験結果について報告する。

報告書

福島第二原子力発電所2号機シュラウドサンプル(2F2-H3)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.

JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB

東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:24.51(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Evaluation of in-pile and out-of-pile stress relaxation in 316L stainless steel under uniaxial loading

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.46(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288$$^{circ}C$$でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。

論文

Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3; JENDL-3.3

柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11

 被引用回数:642 パーセンタイル:96.97(Nuclear Science & Technology)

前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は$$^{235}$$Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。

論文

Evaluation of Delayed Neutron Data for JENDL-3.3

吉田 正*; 岡嶋 成晃; 桜井 健; 中島 健; 山根 剛; 片倉 純一; 田原 義壽*; 瑞慶覧 篤*; 親松 和浩*; 大澤 孝明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.136 - 139, 2002/08

核データファイルJENDL-3.3の評価に寄与するために、$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Puの遅発中性子データの評価を行い、推奨値を求めた。遅発中性子収率に関しては、臨界実験装置FCAとTCA(原研),MASURCA(フランスCEA)における、最近の$$beta_{eff}$$の積分実験の結果を用いてJENDL-3.2の遅発中性子収率を調整した。その結果、高速炉や熱中性子炉の炉物理計算において重要なエネルギー領域で、収率の調整結果を誤差$$pm$$5%以内で得ることができた。特に、$$^{238}$$Uに関しては、調整によりJENDL-3.2の値と比べて約3%小さな収率を得た。遅発中性子の6群崩壊定数等の評価も行った。これは、核データ評価の国際ワーキングパーティー(WPEC)の遅発中性子データ評価サブグループの活動においてSpriggsが収集した遅発中性子の放出率の実験データを、最小二乗法により処理することにより行った。さらに、臨界実験装置VHTRC,TCAとTRACY(原研),VIPEX(ベルギーSCK/CEN)におけるペリオド測定やロッドドロップ測定の結果を用いて、得られた6群定数の検証を行った。その結果、新たな6群定数を用いると、JENDL-3.2の定数を用いた場合に比べて反応度価値が約3%増加し、反応度効果のC/E値を改善する傾向にあることがわかった。

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