Production cross-sections of residual nuclides from Zr + at 27 MeV/nucleon

Hwang, J.*; Chillery, T.*; 堂園 昌伯*; 今井 伸明*; 道正 新一郎*; 炭竃 聡之*; 千賀 信幸*; 大田 晋輔*; 中山 梓介; 他49名*

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2024(9), p.093D03_1 - 093D03_12, 2024/09

https://doi.org/10.1093/ptep/ptae139

核変換は高レベル廃棄物の再処理、特に使用済み燃料からZrのような長寿命核種を処理するための有望な手段であると考えられている。これらの核種に対する核反応データを蓄積することは、核変換の検討や反応機構を包括的に理解するために不可欠である。本研究では、Zrに対する陽子入射反応からの残留核生成断面積を、核子当たり27MeVのエネルギーで逆運動学法を用いて測定した。理研RIBFのOEDOビームラインを用いて、Nb, Zr, Yの各同位体の生成断面積を導出した。励起関数について、TALYSやCCONEによる理論予測は、本研究や先行研究の実験値と概ね良い一致を示した。本研究で測定された断面積は、廃棄物処理に関する将来の検討のための貴重なデータとなる。

Studying the impact of deuteron non-elastic breakup on Zr + d reaction cross sections measured at 28 MeV/nucleon

Chillery, T.*; Hwang, J.*; 堂園 昌伯*; 今井 伸明*; 道正 新一郎*; 炭竃 聡之*; 千賀 信幸*; 大田 晋輔*; 中山 梓介; 他49名*

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2023(12), p.121D01_1 - 121D01_11, 2023/12

https://doi.org/10.1093/ptep/ptad139

重陽子は弱束縛系でありクーロン力と核力の下で容易に陽子と中性子に分解する。これまでの実験からは、核子当たり50から200MeVといった高入射エネルギーではこの分解過程が残留核生成に大きな影響を与えることが示されている。しかし、核子当たり50MeV以下のエネルギーでの断面積データはまだ不足している。本研究では、BigRIPSセパレータ、OEDOビームライン、SHARAQスぺクトロメータを用いて、Zr+d反応断面積を核子当たり約28MeVにおいて逆運動学法を用いて測定した。本研究で得られた断面積を過去の測定結果や理論計算と比較した。重陽子の分解の効果を定量的に考慮したDEURACS計算により実験データがよく再現された。本研究で測定された低エネルギー領域におけるデータは、将来の核廃棄物処理施設の検討に役立つと考えられる。

粘土を含む水が流れる条件下での巨視き裂を含む花崗岩の透水係数の変化

奈良 禎太*; 加藤 昌治*; 佐藤 努*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀

Journal of MMIJ, 138(4), p.44 - 50, 2022/04

https://doi.org/10.2473/journalofmmij.138.44

放射性廃棄物地層処分や化石燃料の採掘、二酸化炭素地中貯留等の工学プロジェクトを考える上で、岩盤内の流体の流れを理解することは重要である。き裂や空隙のネットワークは流路となるため、岩盤内の流体の流れにおいて主要な役割を果たす。本研究では、巨視き裂が自然環境下で含まれている花崗岩を試料として用いて、粘土を含む水が流れる条件下で透水試験を行うことによって透水係数の変化を調べた。その結果、粘土粒子が巨視き裂内で集積してき裂を閉塞させることによって、巨視き裂を含む花崗岩の透水係数が低下した。

Quasifree neutron knockout reaction reveals a small -Orbital component in the Borromean nucleus B

Yang, 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

AA2020-0819.pdf:1.29MB

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.126.082501

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。

Permeability measurement for macro-fractured granite using water including clay

奈良 禎太*; 加藤 昌治*; 佐藤 努*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀

Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12

地下を利用する様々なプロジェクトにおいて、長期的な地下水流動を評価することは重要である。長期的には花崗岩中の亀裂は鉱物の充填によって水みちが変化する。通常、岩石を対象とした室内試験では蒸留水を使用するが、実際の岩盤中では地下水に粘土鉱物が含まれる。そのような状態を模擬した透水試験を実施し、粘土鉱物の蓄積により透水性が低下する結果を得た。

カルシウムイオン濃度が異なる水中に保存した岩石での鉱物析出

奈良 禎太*; 桑谷 隆太*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 柏谷 公希*

材料, 67(7), p.730 - 737, 2018/07

https://doi.org/10.2472/jsms.67.730

岩盤中のき裂の閉塞を考えることは、放射性廃棄物地層処分を考える上で有意義である。そこで本研究では、カルシウム分を含む水中環境に1ヶ月保存した岩石表面に鉱物が析出するかどうかを調べることとした。特に、カルシウムイオン濃度の異なる環境下に岩石を保存した場合、岩石表面への鉱物析出がどのように異なるかについて調べた。その結果、鉱物の析出が確認でき、その析出量は水中のカルシウムイオン濃度に依存することが分かった。また、花崗岩に比べて砂岩ではより多くの鉱物析出が起こることも示された。本研究の結果より、鉱物の析出による岩石内のき裂修復の可能性が示されたと考えられる。

粘土の透水係数測定へのトランジェントパルス法の適用

加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*

材料, 67(3), p.318 - 323, 2018/03

https://doi.org/10.2472/jsms.67.318

放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。

Investigation of countermeasure against local temperature rise in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10

https://doi.org/10.1115/1.4032478

HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。

Thermal mixing behavior in the annulus of co-axial double-walled piping in HTGR

栃尾 大輔; 藤原 佑輔; 小野 正人; 篠原 正憲; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06

https://doi.org/10.1115/ICONE24-60843

過去の原子力機構のHTTRの運転経験から、高温ガス炉の二重管環状部におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにしておく必要がある。本論文では、T合流部を有する二重管環状部におけるヘリウムガスの熱流動解析を実施した。異なる流路高さ及び異なる流量の条件で解析を行った。その結果、熱的混合挙動は流量にあまり影響を受けないことが示された。更に、高さがない環状流路では、混合しづらいことも示された。この結果から、二重管環状部においてヘリウムガスを流体力学的に混合することは難しく、混合するためには混合を促進する装置が必要であることが示された。

Development of transportation container for the neutron startup source of High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

島崎 洋祐; 小野 正人; 栃尾 大輔; 高田 昌二; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 濱本 真平; 篠原 正憲

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.1034 - 1042, 2016/03

HTTRでは起動用中性子源として、Cf(3.7GBq3個)を炉心内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷、中性子源ホルダ収納ケース及び中性子源用輸送容器への収納は販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの黒鉛ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回の交換作業において、輸送容器に中性子源ホルダを取扱う上でのリスクが2つ確認された。従来の輸送容器は大型(1240mm、h1855mm)で床に固定できないため、地震時の輸送容器のズレを原因とする漏えい中性子線・線による被ばくのリスクがあった。また、中性子源ホルダ収納ケースが長尺(155mm、h1285mm)で、メンテナンスピット内の適切な作業位置に引込めないため、中性子源ホルダの遠隔操作による取扱いが困難となり、ホルダが誤落下するリスクがあった。そこで、これらの問題を解決する、新たな輸送容器を低コストで開発した。まず、被ばくのリスクを排除するために、メンテナンスピット上部のフロアにボルト固定できるよう輸送容器を小型化(820mm、h1150mm)した。また、中性子源ホルダケースをマニプレータで適せつな位置に引き込めるように小型化(75mm、h135mm)かつ単純な構造とし、取扱性を向上させた。その結果、2015年に行った中性子源ホルダ取扱作業は安全に完遂された。同時に、製作コストの低コスト化も実現した。