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報告書

JAEA原災法対象施設における四足歩行ロボットの走行機能確認

渡辺 夏帆; 西山 裕; 今橋 正樹; 田口 祐司; 飯塚 由伸; 大内 卓哉; 井上 修一; 小澤 太教; 根本 隆弘; 菅谷 孝; et al.

JAEA-Testing 2025-001, 56 Pages, 2025/11

JAEA-Testing-2025-001.pdf:2.61MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)福島廃炉安全工学研究所安全管理部遠隔機材運用課(旧:楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development (NARREC))遠隔機材整備運用課)(以下「運用課」という。)所管の原子力緊急事態支援組織は、JAEA各拠点の防災業務計画に定められた遠隔機材を発災時に備え管理している。当該防災業務計画の対象は、原子力科学研究所のJRR-3 (Japan Research Reactor-3)、核燃料サイクル工学研究所の再処理施設、大洗原子力工学研究所の材料試験炉JMTR (Japan Materials Testing Reactor)、高温工学試験研究炉HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor)及び高速実験炉常陽、高速増殖原型炉もんじゅ及び新型転換炉原型炉ふげんの7施設である。運用課は、令和3年度に当該7施設の想定発災事象・現場及び走行ルートの調査を行った。その結果、特定の現場において、現有のクローラタイプの走行ロボットの使用よりも操作要員の被ばくを低減できると判断し、令和4年度に四足歩行ロボットSpotを調達した。そして令和5年度に、当該各走行ルートにおいて、映像確認、階段走行等、Spotの機能が問題なく実行できるか、確認を行った。本報告書は、現地において令和5年度に確認試験を実施した6施設(JRR-3、JMTR、HTTR、常陽、もんじゅ及びふげん)について、その走行機能確認の結果を示したものである。

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (V); $$^{94}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{95}$$Zr and $$^{96}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{97}$$Zr reactions at JRR-3

中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 芝原 雄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2586632

Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of $$^{94}$$Zr and $$^{96}$$Zr, which contribute to the production of $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to $$gamma$$-ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9$$pm$$0.6 millibarns for the $$^{94}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{95}$$Zr reaction, and 21.9$$pm$$0.3 millibarns for the $$^{96}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{97}$$Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (IV); $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m,166g}$$Ho reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1086 - 1099, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2525327
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

During the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive wastes are generated from structural materials. When considering the disposal or reuse of such wastes, accurate neutron capture cross-sections are required to evaluate the amounts of radioactive nuclides among the wastes. The present work selected $$^{165}$$Ho among nuclides included in the list for clearance levels in decommissioning, and measured the thermal-neutron capture cross-sections for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 166g}$$Ho reactions by the neutron activation method. The thermal cross-section measurements were performed with the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor under the 5-MW operation and the thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. In this work, a value of 2.79$$pm$$0.04 barn was obtained for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho reaction, and 61.2$$pm$$0.6 barn for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho reaction. The combination of these cross-sections presented 64.0$$pm$$0.6 barn, which supports the recent evaluated data of 64.69 barn and 64.4$$pm$$1.2 barn within the limit of uncertainties.

論文

Change in dislocation density via ausforming in Fe-5%Mn-C alloy with lath martensitic structure

高梨 美咲*; 日高 僚太*; 大久保 亘太*; 増村 拓朗*; 土山 聡宏*; 諸岡 聡; 前田 拓也*; 中村 修一*; 植森 龍治*

ISIJ International, 65(9), p.1384 - 1393, 2025/08

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2025-090

This study investigates the strengthening mechanism of ausforming in martensitic steels, focusing on the role of dislocation inheritance from austenite. By analyzing Fe-5%Mn-C alloys, the researchers quantified dislocation densities before and after ausforming and examined how carbon content affects hardening. Results show that both hardness and dislocation density of ausformed martensite increase with greater deformation in austenite and higher carbon content. The findings support that ausforming strengthens martensite through dislocation accumulation, consistent with the Bailey-Hirsch relationship. ${it In-situ}$ neutron diffraction revealed that dislocation inheritance occurs only in steels with sufficient carbon, while additional dislocations are introduced during martensitic transformation.

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.617 - 630, 2025/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：1 パーセンタイル：89.74(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Neutron capture cross-section measurement at TC-Pn in KUR for holmium among nuclides in decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2024, P. 31, 2025/06

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から$$^{166}$$Hoを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho反応について2.79$$pm$$0.04 barnを得た。従来の報告値は3.4$$pm$$0.5(b)に対して、誤差1.4$$%$$に向上して導出することができた。また副産物として、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho反応について61.2$$pm$$0.6 barnを得た。$$^{rm 166m}$$Hoと$$^{rm 166g}$$Hoの生成の断面積を合わせて、64.0$$pm$$0.6 barnを求めた。今回の結果は、TOF法による過去の報告値64.4$$pm$$2.8(b)や、最近の評価値64.69 barn、64.4$$pm$$1.2 barnを誤差の範囲で支持した。

論文

Change in dislocation density via ausforming in Fe-5%Mn-C alloy with lath martensitic structure

高梨 美咲*; 日高 僚太*; 大久保 亘太*; 増村 拓朗*; 土山 聡宏*; 諸岡 聡; 前田 拓也*; 中村 修一*; 植森 龍治*

鉄と鋼, 111(9), p.503 - 513, 2025/06

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2024-092

The strengthening mechanism of ausforming in martensitic steels is believed to be due to the inheritance of dislocations in austenite by the subsequently transformed martensite. However, no studies to date have quantified the dislocation density before and after ausforming. In this study, the dislocation densities of Fe-5%Mn-C alloys were analyzed, and the relationship between hardening by ausforming and dislocation accumulation, as well as the effect of carbon on this relationship, were investigated. The hardness of ausformed martensite increased with the ausforming reduction in austenite, and the strengthening effect of ausforming increased with the addition of carbon. Similarly, the dislocation density of ausformed martensite increased with the ausforming reduction in austenite, and the dislocation accumulation by ausforming increased with the addition of carbon. Because the hardness of the ausformed martensite follows the Bailey-Hirsch relationship, the strengthening mechanism owing to ausforming could be explained by dislocation strengthening. To understand the dislocation accumulation process during ausforming, the dislocation density of austenite immediately after ausforming was measured by in-situ heating neutron diffraction. Consequently, the dislocation density of the ausformed austenite was not dependent on the carbon content, indicating that dislocations are not inherited in carbon-free steels. By contrast, in steels with sufficient carbon content, not only are dislocations inherited but additional dislocations are introduced during martensitic transformation.

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2427244
 被引用回数：1 パーセンタイル：53.96(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

$$^{149}$$Sm synchrotron-radiation-based M$"{o}$ssbauer and $$mu^+$$SR studies of Sm$$_3$$Ru$$_4$$Ge$$_{13}$$

筒井 智嗣; 伊藤 孝; 中村 仁*; 吉田 実生*; 小林 義男*; 依田 芳卓*; 中村 惇平*; 幸田 章宏*; 東中 隆二*; 青木 大*; et al.

Interactions (Internet), 245(1), p.55_1 - 55_9, 2024/12

https://doi.org/10.1007/s10751-024-01900-6

$$^{149}$$Sm SR-based M$"{o}$ssbauer and muon spin relaxation ($$mu^+$$SR) spectroscopies have been applied to Sm$$_3$$Ru$$_4$$Ge$$_{13}$$. The temperature dependence of the $$^{149}$$Sm SR-based M$"{o}$ssbauer spectra in the paramagnetic state implies the presence of dynamical nuclear Zeeman and/or quadrupole interactions. The time differential $$mu^+$$SR spectra also exhibit a marked temperature dependence in the paramagnetic state, indicating the presence of magnetic fluctuation in Sm$$_3$$Ru$$_4$$Ge$$_{13}$$ at least. These results in the present work infer that the dynamical hyperfine interactions observed using the mutually complementary spectroscopic methods are connected with the mechanism of the heavy fermion behavior in Sm$$_3$$Ru$$_4$$Ge$$_{13}$$.

論文

$$^{149}$$Sm synchrotron-radiation-based M$"{o}$ssbauer spectroscopy of Sm-based heavy fermion compounds

筒井 智嗣; 東中 隆二*; 水牧 仁一朗*; 小林 義男*; 中村 仁*; 伊藤 孝; 依田 芳卓*; 松田 達磨*; 青木 勇二*; 佐藤 英行*

Interactions (Internet), 245(1), p.9_1 - 9_10, 2024/12

https://doi.org/10.1007/s10751-024-01851-y

$$^{149}$$Sm synchrotron-radiation-based M$"{o}$ssbauer spectroscopy has been applied to Sm-based heavy fermion intermetallics, Sm$$Tr_2$$Al$$_{20}$$ ($$Tr$$ = Ti, V and Cr) and SmOs$$_{4}$$Sb$$_{12}$$. The isomer shifts obtained demonstrate that the Sm valence states in these compounds are intermediate. Since the difference of the isomer shifts in 22.502 keV $$^{149}$$Sm M$"{o}$ssbauer effect between Sm$$^{2+}$$ and Sm$$^{3+}$$ state is comparable to the 2nd order Doppler shift, consideration of the 2nd order Doppler shift is required to precisely discuss Sm valence state through the shifts of the M$"{o}$ssbauer spectra. In addition, the plots of the isomer shifts obtained by the M$"{o}$ssbauer spectroscopy against the Sm valence states estimated from Sm L-edge X-ray absorption spectroscopy exhibit a linear correlation except for that in SmOs$$_4$$Sb$$_{12}$$. This implies that the origin of the intermediate valence state in SmOs$$_4$$Sb$$_{12}$$ differs from that in Sm$$Tr_2$$Al$$_{20}$$ ($$Tr$$ = Ti, V and Cr).

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347
 被引用回数：2 パーセンタイル：69.12(Nuclear Science & Technology)

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうち$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$Inを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

論文

Neutron capture cross-section measurements at TC-Pn in KUR for nuclides of concern in decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2023, P. 46, 2024/07

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から$$^{58}$$Fe、$$^{170}$$Erおよび$$^{180}$$Hfを選定し、京大原子炉にて放射化法によりそれらの熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、$$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe反応について1.23$$pm$$0.03 barn、$$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er反応について8.19$$pm$$0.35 barnを、そして$$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf反応について13.57$$pm$$0.14 barnを得た。また、Hf試料の測定において副産物として、$$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf反応について0.427$$pm$$0.006 barnを得た。評価済みデータライブラリに採用されているデータは、今回得られた結果の不確かさ以上に違うことを明らかにした。

論文

令和3年度開始 廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業「燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上、熱挙動の推定及び簡易分析のための技術開発)」; 2022年度最終報告

小山 真一; 池内 宏知; 三次 岳志; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; Tsai, T.-H.; 高野 公秀; 深谷 洋行; 中村 聡志; et al.

廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 216 Pages, 2023/11

https://en.dccc-program.jp/wp-content/uploads/20231117_JAEA.pdf

令和3年度及び4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上、熱挙動の推定及び簡易分析のための技術開発))」の成果概要を最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。

論文

Measurements of capture cross-section of $$^{93}$$Nb by activation method and half-life of $$^{94}$$Nb by mass analysis

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1361 - 1371, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2198526
 被引用回数：4 パーセンタイル：68.50(Nuclear Science & Technology)

廃止措置の対象核種の中から$$^{93}$$Nbについて、熱中性子捕獲断面積($$sigma$$$$_{0}$$)および共鳴積分(I$$_{0}$$)を放射化法により測定した。また、$$^{94}$$Nbの半減期を質量分析により測定した。ニオブ93試料は、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉に整備されている水圧輸送艦を用いて照射した。金-アルミ合金線、およびコバルト-アルミ合金線を用いて、照射位置における中性子束成分を測定した。厚さ25$$mu$$mのガドリニウム箔を用いた照射も行って、熱および熱外中性子による反応率の寄与をより分けた。ガドリニウムの厚さから、カットオフ・エネルギーは0.133eVに設定した。ニオブ試料中に含まれている不純物により生成される$$^{182}$$Taの放射能を減衰させるために、約2年間ニオブ試料を冷却した。$$gamma$$線スペクトロスコピーにより照射されたニオブ試料およびモニタの生成放射能を測定した。Westcottコンベンションに基づいて解析を行い、$$sigma$$$$_{0}$$およびI$$_{0}$$を、それぞれ1.11$$pm$$0.04barnおよび10.5$$pm$$0.6barnと導出することができた。$$gamma$$線測定の後に、ニオブ試料の質量分析を行い、反応率を導出した。$$gamma$$線スペクトロスコピーと質量分析で得られたデータを組み合わせることにより、$$^{94}$$Nbの半減期を、(2.00$$pm$$0.15)$$times$$10$$^{4}$$年と導出することができた。

論文

Neutron capture cross-section measurement by mass spectrometry for Pb-204 irradiated in JRR-3

中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 遠藤 駿典; 静間 俊行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1133 - 1142, 2023/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2172088
 被引用回数：1 パーセンタイル：16.48(Nuclear Science & Technology)

近年、鉛冷却高速炉や加速器駆動システムの研究が進められており、Pb同位体の中性子捕獲断面積の高精度化が求められている。$$^{204}$$Pbは、天然存在比は小さいが中性子捕獲反応により長寿命放射性核種$$^{205}$$Pb(1730万年)を作るため、その重要性は高いと考えられる。しかし、原子炉を用いた通常の放射化法では、生成する$$^{205}$$Pbからの放射線が弱いため測定するのが難しい。そこで、マススペクトロメトリーを適用した断面積測定を行った。本発表ではマススペクトロメトリーを適用した$$^{204}$$Pbの中性子捕獲断面積測定について実験の詳細と得られた結果を報告する。

論文

Neutron capture cross-section measurements with TC-Pn in KUR for some nuclides targeted for decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2022, P. 73, 2023/07

https://www.rri.kyoto-u.ac.jp/PUB/report/PR/ProgRep2022/ProgRep2022.html

本研究は、廃止措置で問題になる放射性核種の放射能生成量を評価するのに資する中性子捕獲断面積に関するものである。京都大学複合原子力研究所の研究炉KURのTC-Pn照射設備を用いて、廃止措置で問題になる対象核種の中から$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, $$^{113}$$In及び$$^{186}$$Wを選定して、それらの熱中性子捕獲断面積を測定した。測定試料には、高純度の金属試料を用意した。中性子束をモニタするために、Au/Al合金線, Co箔及びMo箔を用いた。モニタ及び金属試料を、KURが1MW運転時に、TC-Pnにて1時間照射した。照射後、照射カプセルを開封し、モニタと金属試料を回収し、それらを一つ一つビニル袋に密封した。そして高純度Ge検出器を用いて、金属試料から放出されるガンマ線を計測して、ガンマ線の収量から反応率を求めた。中性子束モニタ($$^{197}$$Au, $$^{59}$$Coと$$^{98}$$Mo)の反応率を、Westcottのコンベンションに基づいて解析し、熱中性子束成分を(5.92$$pm$$0.10)$$times$$10$$^{10}$$ n/cm$$^{2}$$/secと測定した。各々の金属試料について得られた反応率を評価済みの熱中性子断面積で除した時、用いた断面積が妥当であれば、モニタで得られる熱中性子束と同じ値を与えなければならない。今回、$$^{45}$$Sc, $$^{64}$$Znの断面積は、不確かさの範囲で評価値と一致した。しかし、その他の核種については不確かさ以上に評価値と食い違いがあり、熱中性子捕獲断面積の値は修正されなければならないことが分かった。

報告書

分離精製工場における使用済燃料せん断粉末の取出し

西野 紗樹; 岡田 純平; 渡邉 一樹; 古内 雄太; 横田 知; 矢田 祐士; 草加 翔太; 諸角 詩央里; 中村 芳信

JAEA-Technology 2023-011, 39 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-011.pdf:2.51MB

2014年に廃止措置に移行した東海再処理施設は、2007年の運転停止時に再処理運転の再開を計画していたことから、分離精製工場(MP)等の一部機器には、核燃料物質(使用済燃料せん断粉末、低濃度プルトニウム溶液、ウラン溶液等)が残留していた。このため、廃止措置の開始に際しては、これらの核燃料物質を順次取り出す工程洗浄を計画し、第一段階として使用済燃料せん断粉末の取出しを実施した。これまで実施した使用済燃料のせん断処理により、分離精製工場(MP)のセル内には使用済燃料せん断粉末が滞留しており、2016年4月から2017年4月にかけてセル内の床面、せん断機及び分配器より使用済燃料せん断粉末の回収を保守の一環として実施した。なお、本作業は核燃料物質の取出しを目的としているものの、核物質防護上の理由から、核燃料物質量を記載していない。回収した使用済燃料せん断粉末の取出しは、核燃料物質を安全かつ早期に取り出すため、濃縮ウラン溶解槽において少量ずつバッチ式(回分式)で溶解し、その溶解液はウラン及びプルトニウムの分離操作を行わずに高放射性廃液貯蔵場(HAW)の高放射性廃液貯槽へ送液した。溶解液の送液後、硝酸及び水を用いて送液経路の押出し洗浄を実施した。本作業では、再処理運転を終了してから約15年ぶりに工程設備を稼働させたことから、ベテラン(熟練運転経験者)と若手を組み合わせた体制を整備し、設備点検及び教育訓練(モックアップ訓練)を入念に実施したことで、取出し作業を無事完遂した(2022年6月から同年9月実施)。なお、使用済燃料せん断粉末の取出しは、工程機器の一部を稼働させることから、廃止措置計画の変更認可申請を行い、原子力規制委員会の認可を受けた上で実施した。

論文

Neutron total and capture cross-section measurements of $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd in the thermal energy region with the Li-glass detectors and NaI(Tl) spectrometer installed in J-PARC$$cdot$$MLF$$cdot$$ANNRI

木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 岩本 修; 岩本 信之; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 寺田 和司*; 堀 順一*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.678 - 696, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2134224
 被引用回数：3 パーセンタイル：45.16(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross-section measurements of $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd were performed in the ANNRI at the MLF of the J-PARC. The neutron total cross sections were determined in the energy region from 5 to 100 meV. At the thermal neutron energy, the total cross sections were obtained to be 59.4$$pm$$1.7 and 251.9$$pm$$4.6 kilobarn for $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd, respectively. The neutron capture cross sections were determined in the energy region from 3.5 to 100 meV with an innovative method by taking the ratio of the detected capture event rate between thin and thick samples. At the thermal energy, the capture cross sections were obtained as 59.0$$pm$$2.5 and 247.4$$pm$$3.9 kilobarn for $$^{155}$$Gd and $$^{157}$$Gd, respectively. The present total and capture cross sections agree well within the standard deviations. The results for $$^{155}$$Gd were found to be consistent with the values in JENDL-4.0 and the experimental data given by Mastromarco et al. and Leinweber et al. within one standard deviation. Moreover, the present results for $$^{157}$$Gd agreed with the evaluated data in JENDL-4.0 and the experimental data by M${o}$ller et al. within one standard deviation and agreed with the data by Mastromarco et al. within 1.4 standard deviations. However, they disagree (11% larger) with the experimental result by Leinweber et al.

論文

Measurements of the neutron capture cross section of Am-243 with the ANNRI beamline, MLF/J-PARC

児玉 有*; 片渕 竜也*; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 中野 秀仁*; 佐藤 八起*; 堀 順一*; 芝原 雄司*; et al.

EPJ Web of Conferences, 284, p.01024_1 - 01024_3, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328401024
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

The measurements were performed using the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). An intense pulsed neutron beam was produced via spallation reaction in the mercury target of the Material and Life Science Experimental Facility by the 3-GeV proton beam of the J-PARC facility. A Time of Flight (TOF) method using a NaI(Tl) detector was employed in this measurements and a pulse-height weighting technique was used to derive a neutron capture yield. A sample of Am-243 with a mass of 38.14 mg (281.8 MBq) was used for the measurements. The neutron energy spectrum was obtained by using the 478 keV gamma-rays from the $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reaction with a boron sample. A preliminary value for the capture cross section of Am-243 will be presented in the contribution.

論文

Neutron filtering system for neutron capture cross section measurement at the ANNRI beamline of MLF/J-PARC

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*; 堀 順一*; et al.

EPJ Web of Conferences, 284, p.06007_1 - 06007_4, 2023/05

https://doi.org/10.1051/epjconf/202328406007
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

A neutron filtering system has been installed at the ANNRI beamline in order to bypass the doublet structure of the incident neutron beam in the keV region. Thick cylindrical slabs of $$^{nat}$$Fe, $$^{nat}$$Si and $$^{nat}$$Cr which share the characteristic of a sharp minimum in the neutron total cross section, were separately introduced in an intermediate stage of the beamline, before the NaI(Tl) spectrometer experimental area. The filtered neutron beams were analyzed by means of both neutron capture and transmission experiments. Moreover, further information about the neutron energy distribution within the filtered peaks was derived through the use of Monte-Carlo simulations with the PHITS code. The characteristics of the filtered neutron beams for $$^{nat}$$Fe, $$^{nat}$$i and $$^{nat}$$Cr are presented together with $$^{197}$$Au standard experimental results to assess the performance of the neutron filtering system in neutron capture cross section experiments.

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