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岩本 修; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 中山 梓介; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 長家 康展; 多田 健一; et al.
EPJ Web of Conferences, 284, p.14001_1 - 14001_7, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Nuclear Science & Technology)Japanese Evaluated Nuclear Data Library version 5 (JENDL-5) was released in 2021. JENDL-5 is intended to extend its generality from JENDL-4.0 by covering a wide variety of nuclear data for applications not only to nuclear design and decommissioning, but also to radiation-related fields. Overview of JENDL-5 and a future plan for the next of JENDL-5 are presented. JENDL-5 includes up-to-date neutron reaction cross sections incorporating other various types of data such as newly evaluated nuclear decay, fission yield, and thermal neutron scattering law. The neutron induced reaction cross sections especially on minor actinides in the resonance regions are improved by the experimental data measured at ANNRI. The extensive benchmark analyses on neutron nuclear data were made and the performance of JENDL-5 was confirmed by benchmark tests of ICSBEP and IRPhEP as well as fast reactors, radiation shielding calculations, and so on. So far, several JENDL special-purpose files have been developed for various applications. The data cover neutron, charged particles, and photon induced reactions. As the neutron induced reaction files, two special purpose files of JENDL/AD-2017 and JENDL/ImPACT-2018 were released to meet needs of nuclear backend applications including activation evaluation for nuclear facilities and nuclear transmutations of high-level radioactive wastes of long-lived fission products, respectively. Furthermore, the photon, proton and deuteron data were released as JENDL/PD-2016.1, JENDL-4.0/HE and JENDL/DEU-2020, respectively, for accelerator applications. With updating the data, they were incorporated in JENDL-5 as sub-libraries for facilitation of usability of JENDL. As the next step of JENDL-5, provision of the proper and sufficient covariance will be a major challenge, where cross correlations across different reactions or data-types may play a significant role in connection with data assimilation for various applications.
草野 完也*; 一本 潔*; 石井 守*; 三好 由純*; 余田 成男*; 秋吉 英治*; 浅井 歩*; 海老原 祐輔*; 藤原 均*; 後藤 忠徳*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.159_1 - 159_29, 2021/12
被引用回数：6 パーセンタイル：51.19(Geosciences, Multidisciplinary)PSTEPとは、2015年4月から2020年3月まで日本国内の太陽・地球惑星圏に携わる研究者が協力して実施した科研費新学術領域研究である。この研究枠組みから500以上の査読付き論文が発表され、様々なセミナーやサマースクールが実施された。本論文では、その成果をまとめて報告する。
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.
-ray pipe-monitoring capabilities for real-time process monitoring safeguards applications in reprocessing facilitiesRodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的なを測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、このパイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及びの計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。
-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilitiesRodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07
再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの線を測定する試験が行われた。この発表は、線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。
向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。
中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04
施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。
He技術のフィールド試験及び評価; HLNB検出器の開発谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*
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
ロスアラモス国立研究所は、Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器として平行平板状のホウ素(B-10)を用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置であるHLNB(高レベル中性子同時計数カウンター(ボロン))を使用し、実フィールドでの測定試験をプルトニウム転換技術開発施設にて実施した。保障措置分野で代表的なPuの定量測定装置であるHLNCC-II(高レベル中性子同時計数カウンター)の代替装置としてプルトニウムの定量測定ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びHLNCC-IIとの比較測定を実施した。測定試験では検出器の基本性能評価の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、保障措置用機器としての適用可能性を確認することができた。
清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 中村 仁宣
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
核燃料サイクル工学研究所(JNC-1サイト)への統合保障措置(IS)アプローチは、2008年8月に適用され、核燃料物質転用の抑止力を高めるため、予め日程を設定した従来のIIVから短時間通告及び査察人工(PDI)削減を伴うランダム査察(RII)へ移行された。その後、再処理施設は潜在的安全リスク削減を目的に2014年4月からプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転の再開を決定した。これにより、原子力機構はRIIのスキームをPCDFのプロセス運転へ取り入れるため、査察官のPDI増加と探知確率の低減を伴わない新たなスキームを査察側へ提案し、協議等の結果、2014年3月からの導入に至った。PCDFにおける新たなスキームは、スケジュール査察(FDR)、リモートモニタリング、運転状態確認シートの改善、NRTAの導入及び適時性のある計量管理データ申告等により構成される。これにより、情報提供に係る施設者の負荷は若干増加したが、運転の実施とIS要求事項のバランスを図ることができ、適切な保障措置の実施及び2年間にわたる施設の安定運転に貢献することができた。
He-alternative HLNC-type counter; High Level Neutron counter-Boron (HLNB)Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣
EUR-28795-EN (Internet), p.313 - 323, 2017/00
ロスアラモス国立研究所(LANL)は、Heガス供給の枯渇問題に対応するため、新たに開発したホウ素(B-10)を用いた平板状の比例計数管を使用したHeフリーの中性子検出器(HLNB:高レベル中性子同時計数装置(B-10))を設計、試作した。これは、代表的なHe型の中性子検出器の代替品として製作したものである。本論文では、実際のフィールドにおける保障措置機器としての適用性を確認するため、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において、少量のMOX試料粉末を使用したHLNBの性能評価試験を実施した。その結果、HLNBは300秒の測定時間で2.1%の良好の測定精度を得ることができ、保障措置に適用する中性子同時計数装置としての国際性能指標を満足することできることが分かった。
松木 拓也; 舛井 健司; 関根 恵; 谷川 聖史; 安田 猛; 蔦木 浩一; 石山 港一; 西田 直樹; 堀籠 和志; 向 泰宣; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的に新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これにより、HALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第1段階では、HALWから放出される放射線(中性子/線)の強度及びエネルギーの調査として、HALWの線スペクトル分析及びHAW貯槽が設置されているセル外壁での放射線測定を実施した。本論文では、検出器への適用の可能性のある
Pu及び
Pu由来の線ピークの詳細及びセル外壁での放射線測定結果について報告する。
中村 仁宣; 清水 靖之; 牧野 理沙; 向 泰宣; 石山 港一; 栗田 勉; 池田 敦司*; 山口 勝弘*
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
日本国の統合保障措置は2004年に、核燃料サイクル工学研究所(JNC-1)においては2008年より導入され、査察業務量の低減及び核物質転用に対する抑止効果を高めることを目的とし、従前の中間在庫検認(IIV)に代わり短時間通告ランダム査察(RII)が導入された。そのRII手法は運転停止中(インターキャンペーン)を想定して設計されたため、運転時は改訂が必要であった。原子力機構では再処理施設の潜在的な安全上のリスクを低減するため、2014年4月よりPCDFの運転(溶液からMOX粉末への転換)を決定したことから、運転と統合保障措置の要件を満足させる最適な査察手法の検討に着手し、検知確率を減らすことなく、査察業務量を増加させることのない新たな査察手法をIAEA及び規制庁に提案した。IAEA等との協議の結果、同提案は受け入れられ、2014年3月に導入することができた。新たな査察手法では、査察日を事前確定型への変更、推定量の核物質を低減、リモートモニタリングデータの提供の実施、運転状態確認査察の改善及び適時性をもった在庫申告等の改善を図った。その結果、在庫情報等の提供に係る業務量は若干増加したものの、統合保障措置における要件とPCDFの運転を両立させることができ、2年間の運転に対する保障措置の効果的かつ効率的な実施に貢献した。
関根 恵; 松木 拓也; 谷川 聖史; 蔦木 浩一; 向 泰宣; 清水 靖之; 中村 仁宣; 富川 裕文
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、システムの完全性及び先進性を図るため、Pu量の連続測定が可能な検出器の技術開発を、2015年から3年間の計画で、東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HAW)にて実施している。本論文においては、本研究の概要、HALW貯槽からの放射線特性に関するシミュレーションによる予備評価、今後の研究計画について報告する。なお、本研究は、文部科学省からの核セキュリティ強化等推進事業費により実施する。
向 泰宣; 小川 剛; 中村 仁宣; 栗田 勉; 関根 恵; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2016/07
核不拡散用のアクティブ中性子非破壊測定技術開発の一環として、核分裂性核種(Pu, 
Pu, 
U)の組成比を分析するために、3MeV超のエネルギーを有する遅発線に着目した遅発線分光(DGS)法の技術開発を行っている。DGS法の確認試験として、PCDFにおいて、Pu溶液及びMOX粉末試料を用いた遅発線測定試験を下記の4段階で実施することを計画している。(1)自発核分裂性核種由来の遅発線測定(パッシブ測定)、(2)速中性子利用による遅発線測定(アクティブ測定)、(3)DGSI(試料中の自発核分裂性核種由来の中性子作用による遅発線)測定(パッシブ測定)、(4)熱中性子利用による遅発線測定(パッシブ測定)。本報告では、PCDFで実施する核物質試料を用いたDGS試験計画について報告する。※本件は、今回のINMMにて開催される核不拡散用アクティブ中性子非破壊測定技術開発(実施窓口:ISCN)のシリーズ発表(全7件)のうち、ISCNから発表の依頼を受け、PCDFで実施する核物質試料を用いたDGS測定試験の目的及び具体的な試験方法について報告するものである。
谷川 聖史; 向 泰宣; 飛田 浩; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 高瀬 操*; 牧野 理沙; 大図 章; 中村 仁宣; 栗田 勉; et al.
56th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management (INMM 2015), Vol.1, p.693 - 701, 2016/00
原子力機構ではHe-3 (He)検出器の代替技術としてZnS/
B
O
セラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器は、ASAS(代替サンプル測定システム)と呼び、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHeタイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。Heの代替技術としてPuの測定が可能なことを示すために、原子力機構ではASASを設計・試作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価を行い、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性を示すことができた。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されているHeガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。
He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,2; ASAS測定試験結果谷川 聖史; 向 泰宣; 栗田 勉; 牧野 理沙; 中村 仁宣; 飛田 浩; 大図 章; 呉田 昌俊; 瀬谷 道夫
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
原子力機構では、Heガスの世界的な供給不足の課題を受け、その代替中性子検出器としてZnSセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の設計・開発を進めてきた。この検出器を用いた測定装置ASAS(代替He在庫サンプル測定装置)は、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe型のINVS(在庫サンプル測定装置(HLNCCタイプ))を参考としている。ASASがHLNCCタイプの代替装置としてPuの定量ができることを示すため、実際のMOX粉末を用いた測定試験及びINVSとの比較測定を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(検出効率及び中性子の消滅時間)の他、測定の不確かさ評価等を実施した。その結果、ASASの基本性能はINVSに劣るものの、MOX粉末(少量サンプル)を用いた校正を行った結果、ASASの測定不確かさ評価ではINVSとほぼ同等の定量性を示すことを確認した。
向 泰宣; 中村 仁宣; 谷川 聖史; 中道 英男; 海野 良典; 藤咲 栄; 木村 隆志; 栗田 勉
核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12
核物質を取り扱うグローブボックスにおいて、内部脅威者による核物質盗取が発生した場合、確実に検知し通報する必要がある。今回、セキュリティ対策に活用するため、実際のグローブボックス作業を想定した試験により、運転員の核物質盗取を検知する新たな概念の成立性を調査した。一般に線や中性子線の監視により盗取を検知する手法は容易に考えられるが、運転に伴う計画的な核物質移動と盗取を区別することは極めて困難である。この課題を解決するため、グローブボックスの負圧監視に着目し、中性子線の監視を組み合わせる新たな検知概念を検討した。小規模グローブボックスで実施した予察試験の結果、この概念は核物質の盗取を確実に検知でき、その情報を中央警報ステーション(CAS)へ迅速に通報できる能力を有するとともに、現行の核物質防護措置の効果をより高める可能性があることが分かった。
LaFleur, A. M.*; 中村 仁宣; Menlove, H. O.*; 向 泰宣; Swinhoe, M. T.*; Marlow, J. B.*; 栗田 勉
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.435 - 441, 2015/08
PCDFのグローブボックス内滞留核物質(ホールドアップ)を測定しているIBAS(中性子測定装置)は2010年に再校正を行い、測定バイアスの改善を実施してきた。2011年にクリーンアウトした際、各グローブボックスのホールドアップのアルファ値測定を実施したところ、校正時に使用した標準試料(アルファ: 0.67)に対し、15.8から31.5であり全く異なる値であった。このことから、この差が計量管理の測定に影響していないかどうかを確認するため、ホールドアップの中性子自己増倍測定及びMCNP計算を行い、校正式の妥当性確認を実施した。その結果、IBASの校正式は健全であることを確認することができた。この結果は実際のグローブボックス内の複数個所からの粉末回収及び精密測定に基づくものであり、今後のプルトニウムホールドアップへの計量管理や査察測定を行なう上で貴重な知見を提供するものである。
中村 仁宣; 向 泰宣; 飛田 浩; 中道 英男; 大図 章; 呉田 昌俊; 栗田 勉; 瀬谷 道夫
Proceedings of 37th ESARDA Annual Meeting (Internet), p.45 - 53, 2015/08
原子力機構ではHe-3の代替技術としてZnS/BOセラミックシンチレータを用いた中性子検出器の開発を進めてきた。この検出器はASAS(代替サンプル測定システム)といい、現在査察でMOX粉末等の測定に使用しているHe-3タイプのサンプル測定システム(INVS)を参考としたものである。He-3の代替技術としてPuの測定ができることを示すため、原子力機構ではASASを設計・製作し、実際のプルトニウム(MOX粉末)を用いた測定試験(デモンストレーション)を実施した。測定試験では、検出器の基本性能評価(FOM評価)のほか、測定のばらつきや不確かさ評価を行なうとともに、個々の性能についてINVSとの比較を実施した。その結果、代替He-3による中性子検出器(ASAS)の技術開発に関し、課題はあるものの、実際に使用している査察機器(INVS)と遜色のない定量性(測定不確かさ)を示すことができた。
