High-sensitive XANES analysis at Ce L-edge for Ce in bauxites using transition-edge sensors; Implications for Ti-rich geological samples

Li, W.*; 山田 真也*; 橋本 直; 奥村 拓馬*; 早川 亮大*; 新田 清文*; 関澤 央輝*; 菅 大暉*; 宇留賀 朋哉*; 一戸 悠人*; et al.

Analytica Chimica Acta, 1240, p.340755_1 - 340755_9, 2023/02

https://doi.org/10.1016/j.aca.2022.340755

希土類元素は放射性元素であるアクチノイドのアナログ元素としてしばしば利用される。セリウム(Ce)は希土類元素の中でも+3価と+4価の両方をとり得る特別な元素である。環境試料中のCeの+3価と+4価の比を調べる手段としてX線吸収端近傍構造(XANES)が有力であったが、チタン濃度が高いと蛍光X線の干渉のために測定ができないという問題があった。本研究では、L吸収端だけでなくL吸収端を調べ、さらに新しい検出器であるtransition-edge sensor (TES)を利用することでこれまでは測定が難しかった試料も測定可能にした。この結果は様々な環境試料に応用可能である。

Commissioning of Versatile Compact Neutron Diffractometer (VCND) at the B-3 beam port of Kyoto University Research Reactor (KUR)

森 一広*; 奥村 良*; 吉野 泰史*; 金山 雅哉*; 佐藤 節夫*; 大場 洋次郎; 岩瀬 謙二*; 平賀 晴弘*; 日野 正裕*; 佐野 忠史*; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011093_1 - 011093_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011093

京都大学研究炉(KUR)のB-3ビームポートは、過去には単結晶回折計が設置されていたが、近年はユーザーが減少し、アクティビティが低下している状況にあった。そこで本研究グループでは、近年の中性子利用に関するニーズを再調査し、B-3ビームポートに新たに多目的小型中性子回折計(VCND)を構築した。VCNDは、1.0オングストロームの入射中性子波長を利用して6度から130度までの散乱角を測定でき、既に水素吸蔵合金の研究等への利用が開始されている。講演では、今後の改修計画等についても説明する。

Study of charged particle activation analysis, 2; Determination of boron concentration in human blood samples

池部 友理恵*; 大島 真澄*; 伴場 滋*; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 豊嶋 厚史*; Bi, C.*; 瀬戸 博文*; 天野 光*; et al.

Applied Radiation and Isotopes, 164, p.109106_1 - 109106_7, 2020/10

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2020.109106

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)は難治性がんの治療に有効な放射線療法である。BNCTでは、中性子照射時間や中性子被曝量のコントロールのために、全血試料中のB濃度の正確な定量が不可欠である。我々は荷電粒子誘起放射化分析法(CPAA)を全血試料中B濃度の非破壊・精密測定に適用した。実験は原子力機構(JAEA)タンデム加速器にて8MeVの陽子ビームを用いて実施した。B(p,)Be反応で生成するBeからの478keV 線を用いてBを定量した。また血液中の鉄との核反応で生成するCoの線を用いて線強度を規格化した。実験の結果、開発したCPAA法は血液中のB濃度の定量に適用できることが明らかとなった。

Guidance for developing fuel design limit of high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16050

本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。

Development of a flow network calculation code (FNCC) for high temperature gas-cooled reactors (HTGRs)

青木 健; 井坂 和義; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/ICONE2020-16196

高温ガス炉の設計において実施される流量配分評価では熱や照射による黒鉛構造物の変形と漏れ流れを形成する黒鉛構造物間の隙間の相互作用を考慮する必要がある。本研究では、高温工学試験研究炉の知見を活かし、他の高温ガス炉設計用解析コードとの親和性が高く、手動操作なしで収束計算の中で黒鉛構造物の変形を考慮するユーザーフレンドリーな流路網計算コードを開発するとともに、その解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。その結果、ブロック型高温ガス炉における漏れ流れ流路を含めた流路網モデルにおける流量及び圧力分布の解析に対するFNCCが検証された。

Research and development for safety and licensing of HTGR cogeneration system

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110493_1 - 110493_8, 2020/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110493

原子力機構は原子力エネルギーの多様な産業利用に向け、HTTR建設の許認可での経験及び知見を活用し、高温ガス炉固有の特徴を反映した、実用高温ガス炉の安全基準国際標化に向けた活動を実施している。本論文では、高温ガス炉コジェネレーションシステムの許認可に向けた研究開発ロードマップを示した。また、安全要件や設計基準事象選定方針等の検討結果や安全評価手法の確立に向けたHTTR試験計画を示した。加えて、実用高温ガス炉における炉心冷却機能を担う安全設備である自然空冷方式による炉容器冷却設備が安全要件国際標準案に適合することを確認した。

Conceptual plant system design study of an experimental HTGR upgraded from HTTR

大橋 弘史; 後藤 実; 植田 祥平; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 笠原 清司; 佐々木 孔英; 水田 直紀; Yan, X.; 青木 健*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

商用炉に向けて高温工学試験研究炉(HTTR)を高度化した高温ガス実験炉のシステム概念検討を実施した。安全設備については、実用炉技術を実証するため、受動的炉容器冷却設備、コンファインメントの採用など、HTTRから高度化を図った。また、商用炉におけるプロセス蒸気供給の技術確立に向けて、HTTRの系統構成から中間熱交換器(IHX)を削除し、新たに蒸気発生器(SG)を設置した。本論文では高温ガス実験炉のシステム概念の検討結果を述べる。

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031013_1 - 031013_11, 2018/07

https://doi.org/10.1115/1.4039066

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉の不確実さ伝搬評価の入力値となる影響因子の系統的な選定手順を提案するとともに本手法の適用性確認を目的とし試評価を実施した。試評価は、高温ガス炉の代表的な過渡事象である減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した場合を対象とし、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度を不確実さ因子に設定し核熱流動の観点から実施し、結果として、提案した手法により16の影響因子を選定した。今後は選定した影響因子を入力値とし不確実さ伝搬解析を実施予定である。

実用高温ガス炉の安全要件を達成するための燃料・炉心の設計事項

中川 繁昭; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 徳原 一実; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2017-022, 32 Pages, 2017/09

JAEA-Technology-2017-022.pdf:3.59MB

実用高温ガス炉の設計において、燃料設計、炉心設計、原子炉冷却材系設計、2次冷却材系設計、崩壊熱除去系設計、格納施設設計については、重要性が高く、かつ、その安全要件が軽水炉のそれと大きく異なる。実用高温ガス炉の安全基準の策定に資するため、これらの設計項目の中から、燃料及び炉心の安全要件を達成するための設計事項を検討した。検討にあたっては、受動的な安全性や固有の安全性に基づく高温ガス炉の特長を十分に反映させた。また、炉心設計に関し、キセノン135の生成と消滅による空間出力振動に対する安定性を検討した。検討の結果得られた燃料及び炉心の具体的な設計事項は、今後の実用高温ガス炉の設計に適用可能であり、また、IAEAや国内規制当局における高温ガス炉の安全指針の策定に資することが期待される。

Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents

本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07

近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。