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能見 貴佳; 川久保 陽子; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07
Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Los Alamos National Laboratory (LANL) jointly developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter (ENMC). A measurement test was performed using the standard samples and its results showed that ENMC achieves high measurement accuracy (approx. 0.4%) for 
Pu effective mass under the optimum conditions. However, in the practical measurement for nuclear material accountancy or safeguards, a bias is observed due to the variation of the sample properties. With this recognition, JAEA jointly with LANL conducted simulations for identifying the causes of this bias. The simulation results showed that the dominant cause of the bias is variation in sample density and this bias can be mitigated by correcting neutron counting efficiency. JAEA and LANL evaluated the applicability of correction methods for the neutron counting efficiency by real measurement data and by simulation data. For the real measurement, the results showed that the real measurement data is difficult to be applied to the correction because of its significant measurement error. For the simulation, we evaluated the neutron counting efficiencies for typical density of MOX pellet and powder. Consequently, total measurement uncertainty for Pu mass quantification by using combination of ENMC and NDA for isotopic ratio of Pu (HRGS) attains 0.7% which is equivalent to the destructive assay level.
C level structure by 
-ray spectroscopy細見 健二; Ma, Y.*; 味村 周平*; 青木 香苗*; 大樂 誠司*; Fu, Y.*; 藤岡 宏之*; 二ツ川 健太*; 井元 済*; 垣口 豊*; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(8), p.081D01_1 - 081D01_8, 2015/08
被引用回数：14 パーセンタイル：66.24(Physics, Multidisciplinary)線分光によってCハイパー核のレベル構造を精密に測定した。ゲルマニウム検出器群Hyperball2を用いて、
C
反応からの4本の線遷移を同定することに成功した。基底状態スピン二重項
のエネルギー間隔は直接遷移
線により、
(stat)
(syst)keVと測定された。また、励起準位である
と
について、それぞれ、
, keVと
, keVと励起エネルギーを決定した。これらの測定されたCの励起エネルギーは反応分光による
ハイパー核の実験研究において決定的な基準となる。
人見 尚*; 入矢 桂史郎*; 中山 雅; 佐藤 治夫
Proceedings of 3rd International Conference on Sustainable Construction Materials & Technologies (SCMT-3) (Internet), p.e0179_1 - e0179_9, 2013/08
日本における高レベル放射性廃棄物処分場では、構造材料にコンクリートの使用を検討している。処分場では止水材にベントナイトを用いるため、カルシウム溶出量の低い低アルカリ性セメントが適すると考えられている。本研究では、低アルカリ性セメントにHFSC(Highly Fly-ash containing Silica-fume Cement)を用い、1cm
に加工したHFSCの試験体を用いて北海道幌延地域の地下水に対する浸漬試験を行った。2年11か月のまでの試験の結果、以下に示す溶出特性を得た。浸漬水のpHは、開始時のHFSCの8.9程度、普通ポルトランドセメント(OPC)の11.5程度から、緩やかな減少傾向を見せ、試験期間終了時ではHFSCで7.9程度、OPCで8.5程度まで減少した。HFSC及びOPCとも水結合材比にかかわらず同様にこの傾向を示した。浸漬試験体(以下、試験体)を採取し、FE-SEMを用いた試料表面観察を行い、HFSCのすべてのW/Bの試料の水接面に近い深さ1mm周辺の領域において、変質を示す結果を得た。OPCでは、ほぼすべての観察像で組織の変化とともに、空隙部分の面積の増大が見られた。試験体の断面について、EPMAによる元素分布を求めた結果、HFSC及びOPCのいずれの試料においても水接面からのCa溶脱が認められた。いずれのW/BにおいてもHFSCの溶脱範囲はOPCの1/2以下と考えられ、OPCと比較すると高い溶脱抵抗性を持つことがわかった。
中山 雅; 小林 保之; 野口 聡; 三浦 律彦*; 納多 勝*; 入矢 桂史郎*; 人見 尚*
JAEA-Research 2009-036, 49 Pages, 2009/11
JAEA-Research-2009-036.pdf:20.34MB
幌延深地層研究計画では、坑道の一部において低アルカリ性セメント(HFSC)を用いたコンクリートの施工性確認試験(原位置試験)の実施を計画しており、それまでにHFSCが実工事での施工に耐えうる性能を持つことを確認しておく必要がある。平成20年度は、HFSCを立坑の支保工に適用するための覆工コンクリートとしての配合選定,pH低下挙動の把握及び幌延の地下水を模擬した溶液との相互作用についての検討を実施した。HFSCを用いた覆工コンクリートの配合選定においては、補強繊維であるポリプロピレン短繊維を使用した場合と使用しない場合について、高強度配合と一般強度配合の合計4種類の配合を検討し、推奨配合を選定した。幌延の地下施設建設においては、型枠の脱型などで36時間での極初期強度が要求されるが、HFSC424と高性能AE減水剤の組合せで、要求性能を満足できることを確認した。pH低下挙動については、HFSC226, 325, 424, 523及び吹付け配合のHFSC424に対して、材齢3年または6年における浸漬水のpHの測定及び固相,液相の組成について分析評価した。その結果、pHは11.3程度であり、緩やかに低下する傾向を示した。幌延の地下水を模擬した溶液との相互作用については、HFSC424に対して、溶脱試験を実施した。3日ごとの溶液交換を30回繰り返し、固相及び液相の分析を行った。その結果、HFSC424は、OPCに比べ溶脱量が小さく、溶脱範囲は1/4程度に留まる結果を得た。
竹田 宣典*; 入矢 桂史郎*; 人見 尚*; 小西 一寛*; 栗原 雄二*
大林組技術研究所報(CD-ROM), (72), 8 Pages, 2008/00
高レベル放射性廃棄物処分場に適用が検討されているポゾランを多く含む低アルカリセメントを用いたコンクリートの鉄筋コンクリートとしての適用性を評価することを目的として、水セメント比が30%のコンクリートについて、6年間の海洋暴露試験を行い、圧縮強度,塩化物イオンの侵入,鉄筋腐食などの経時変化を調査した。また、これらの結果に基づき、海水起源の地下水を有する環境下で、鉄筋腐食の進行及び腐食ひび割れの発生時期の予測を行った。その結果、下記のことが明らかになった。(1)6年間の海洋環境下における圧縮強度の低下はない。(2)塩化物イオンの侵入は、普通ポルトランドセメントを用いたコンクリートに比べて少ない。(3)鉄筋腐食は、塩化物イオンの侵入がなくても開始するが、暴露6年までの進行は遅い。(4)海水起源の地下水中における低アルカリセメントを用いたコンクリート中の鉄筋の腐食速度は0.30
0.55mg/(cm
・年)程度と予測され、かぶり100mm,鉄筋径22mmとした鉄筋コンクリート構造物に用いる場合、建設後50100年後に鉄筋腐食に起因したひび割れが発生すると予測される。
實川 資朗; 若井 栄一; 大久保 成彰; 近江 正男
Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.539 - 543, 2007/08
被引用回数：2 パーセンタイル：18.69(Materials Science, Multidisciplinary)照射強度と独立に照射温度が制御できる照射キャプセルを用いて、低放射化フェライト鋼及びオーステナイトステンレス鋼に中性子照射を行った。照射損傷量1.5dpaまで、照射温度250
C及び350C、さらに2つの温度を上限及び下限とした範囲で温度を変化させながら照射を行った。オーステナイトステンレス鋼については、温度変動が照射硬化の減少をもたらした。一方、低放射化フェライト鋼については、若干の硬化量増加をもたらした。温度変動効果の機構及び硬化量の増加が持つ残留延性に関する重要性を示す。
伊藤 潔*; 和田 博夫*; 大見 士朗*; 平野 憲雄*; 上野 友岳*
Geodynamics of Atotsugawa Fault System, p.45 - 63, 2007/00
京都大学上宝観測所で30年間以上にわたって続けられてきた高感度地震観測及び陸域活断層フロンティア計画による臨時観測データに気象庁のデータを加えて、中部地方北西部の地震活動、特に跡津川断層帯付近の地震断層について詳細な調査を行った。その結果、新潟-神戸ひずみ集中帯の一部とされる跡津川断層帯付近を境に、地震が北西側では南西側に比べて深くなることがわかった。これはひずみ集中帯を境に地下構造又は応力が異なることを示している。また、断層帯の中でも跡津川断層と茂住祐延断層の地震はそれぞれ、地震発生層の下部15kmまでは、独立の断層面を有することがわかった。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12
被引用回数：12 パーセンタイル：62.08(Materials Science, Multidisciplinary)国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。
近江 正男; 齋藤 順市; 石井 敏満; 星屋 泰二; 實川 資朗
JAERI-Conf 99-009, p.151 - 162, 1999/09
核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得る装置は、d-Liストリッピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢である。この中性子源の計画は、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限され、微小試験片技術の開発が必須である。また、本技術は軽水炉寿命延長に必要とされる。ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。本装置は、ホットセル内への装置完了後、SP試験法の能力確認と標準化を目的としたラウンドロビン試験を実施した。本発表では、装置の概要及びラウンドロビン試験の結果を報告する。
新見 素二; 松井 義典; 實川 資朗; 星屋 泰二; 塚田 隆; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一; 秀 耕一郎*
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.92 - 96, 1999/00
被引用回数：5 パーセンタイル：40.57(Materials Science, Multidisciplinary)析出硬化型630ステンレス鋼の引張試験片、破壊靱性試験片及びシャルピー衝撃試験片をJMTRにおいて冷却水温度である325Kにて照射した。速中性子の照射量は最高で1.2
10
m
(E
1MeV)である。試験温度は引張及び破壊靱性試験を293Kで、シャルピー衝撃試験は273~450Kの範囲で行った。引張強さは速中性子照射量710
m付近で1600MPaのピークを示し、それ以降は、1500MPa(1.210m-2)付近まで照射量とともに徐々に低下した。伸びは未照射材で12%程度、710mまでの照射で7%に低下した。破面観察結果は破壊が延性的であったことを示した。破壊靱性値は照射によって未照射材の約半分に低下した。破壊靱性試験片では、へき開破面が支配的であった。シャルピー衝撃試験によるDBTTは照射によって60K上昇した。
近江 正男; 齋藤 順市; 大岡 紀一; 實川 資朗; 菱沼 章道; 海野 明
日本原子力学会誌, 39(11), p.966 - 974, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得るための装置は、d-Liストリピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢であるとされている。中性子源の計画としては、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限されることから、装置の利用のためには微小試験片技術の開発が必須である。原研では、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。現在、本装置のホットセル中への設置が終了し、SP試験法のラウンドロビン試験計画に利用している。この試験計画は、試験法の能力確認と標準化を目的としたものである。本報告では、試験装置のその性能と概要を紹介し、ラウンドロビン試験のために得つつあるSP試験の結果も示す。
松井 義典; 星屋 泰二; 實川 資朗; 塚田 隆; 近江 正男; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 恩地 健雄*
Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.188 - 191, 1996/00
被引用回数：5 パーセンタイル：45.02(Materials Science, Multidisciplinary)JMTRの炉心構造材であるSUS304溶体化材、SUS304冷間加工材、SUS316NG材、SUS630材について、JMTRの冷却水中(323K)という低温で、最高1.210mの速中性子照射量まで照射を行った。照射後、機械的特性を試験するため、引張試験、破面観察、硬さ試験、破壊靱性試験等を行っている。今回は、この試験の中で、引張試験の結果を中心に発表する。試験は全て293Kの室温で行った。引張試験の伸び量は、照射量と共に下降するが、10
m付近から飽和する傾向が、0m0.2%耐力及び引張強さは照射量と共に上降し、1付近で飽和する傾向が確認された。破面観察では照射材に対して照射の影響が表れていないことを確認した。また、硬さ試験では、照射による硬化を確認した。破壊靱性試験は、SUS304溶体化材をJ
及びKで、SUS630材をKで求め、照射量と共に下降することを確認した。
齋藤 順市; 酒井 陽之; 實川 資朗; 海野 明; 近江 正男; 木崎 實
KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.210 - 219, 1995/00
核融合炉材料の研究開発においては、核融合炉における中性子環境条件を近似できる加速器型中性子源による材料の照射試験が提案されているが、この照射体積は極めて小さい。従って、微小試験片を用いて材料の機械的特性を調べる試験技術の開発が不可欠となる。また、この微小試験片試験技術の開発は、実用炉構造材等の微小領域から採取した試料の機械的特性を評価する上でも重要となる。この微小試験片試験技術及び関連する各種試験装置等の開発においては、現在、遠隔操作型自動スモールパンチ(SP)試験装置が開発され、ホットセル内に設置されている。この装置によるコールド試験片を用いたSP試験が実施された良好なデータが得られている。また、微小試験加工用の放電加工装置及び微小試験片取扱システム(マイクロマニプレータ)の開発が現在進められている。
人見 尚*; 入矢 桂史郎*; 中山 雅
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分施設を建設・操業するにあたり、堆積岩を対象とした場合には、坑道の空洞安定性を確保するために、支保部材としてコンクリート材料の使用が考えられる。一方で、コンクリート材料は周辺の地下水を高アルカリ化し、周辺岩盤や緩衝材を変質させ、天然バリア及び人工バリアとして要求される性能に影響を及ぼす可能性が考えられる。このような影響を低減するため、JAEAでは、ポゾラン反応を利用した低アルカリ性セメントの開発を行っている。本報告においては、幌延の地下水環境を模擬した溶液に対する低アルカリ性セメント(HFSC)の溶脱挙動について検討した結果を報告する。普通ポルトランドセメント(OPC)との比較を行った結果、HFSCはOPCに比べ、溶脱抵抗性が優れているとの結果を得た。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆
no journal, ,
本報告は、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量に関する候補技術の特性評価の一環として実施したパッシブ中性子法の適用性評価結果を示すものである。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation法により中性子増倍及び吸収効果を評価するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、線計測または計算コードより得られる組成情報から核燃料物質を定量するものである。シミュレーションによる適用性評価の結果、一般的に中性子計測による測定が困難とされているB-10を多く含む燃料デブリについても、本手法は適用可能であることを確認した。また、キャニスタ内の水分量の変動が主要な誤差要因となるため、湿式貯蔵、乾式貯蔵等の大まかな水分量毎への分類が必要となることを確認した。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆
no journal, ,
本報告では、福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価の内、燃料デブリ中の核燃料物質定量のためのパッシブ中性子法に対する特性研究のフェーズ1の評価結果について報告する。本手法は、Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI)法により中性子増倍及び吸収効果を補正するとともに、これを用い補正した中性子同時計数値によりCm-244実効質量を定量し、線計測または計算コードより得られる燃料組成情報から核燃料物質を定量するものである。本件では、乾式貯蔵及び湿式貯蔵の共通モデル(フェーズ1)について、シミュレーションにより「燃料デブリ組成の変動に起因する不確かさ」を求めた。その結果、中性子増倍吸収効果に起因する不確かさは補正により大幅に低減されることが確認された。このことから、DDSI法は燃料デブリに対して有効と考えられる。また、湿式貯蔵は乾式貯蔵に比べて不確かさが大きくなることが確認された。これは、収納容器内に存在する水が、中性子を熱化することにより、不確かさの要因となる中性子増倍吸収効果の増加及び検出効率の変動に寄与しているためと考えられる。これらのことから本手法の適用にあたっては、収納容器内の水分の有無及び水分含有率の変動の範囲について、留意する必要がある。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆
no journal, ,
This report describes evaluation results of the passive neutron technique (PN) which is conducted as a part of the characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The PN consists of Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI) and neutron coincidence counting. The DDSI evaluates the neutron multiplication and absorption effect and corrected coincidence count rate determines Cm-244 effective mass. Nuclear material in a canister is quantified by using isotopic data obtained from -ray measurement and/or burn up code. The uncertainty derived from the variation of composition of fuel debris and from the variation of position of fuel debris in the canister were evaluated. For both evaluations, wet storage models have larger uncertainties than dry storage models. That comes from the presence of water in the canister. Neutron moderation by water leads to increase neutron multiplication and absorption effect and to vary neutron detection efficiency. These results indicate that the presence of water and variation of water content in canister should be carefully managed to apply the passive neutron technique.
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆
no journal, ,
原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料、構造材、水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、注意が必要である。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするための手法の検討が今後の課題である。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆
no journal, ,
原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料, 構造材, 水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、留意する必要がある。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするとともに、他の非破壊測定技術と組み合わせた統合型検出器の構築に向けた検討を行う必要がある。
鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 奥村 啓介; 小菅 義広*; 高田 映*; 名内 泰志*
no journal, ,
燃料デブリ中に含まれる核燃料物質の非破壊測定による定量において、核燃料物質以外の物質の組成・量を得ることで、測定精度の向上が期待できる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、プルトニウム試料から発生したガンマ線のスペクトルを解析することにより、当該試料中に含まれる不純物成分を把握・評価する試験を実施した。その結果、プルトニウム試料中に含まれるフッ素とアルファ線の核反応により生成される
Na由来のガンマ線を検出するとともに、当該ガンマ線の発生率から、当該試料中の軽元素不純物とアルファ線の核反応由来の中性子の主要な発生源がフッ素とアルファ線の核反応であることを特定した。
