Measurements of the neutron capture cross section of Am around 23.5 keV

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(11), p.1159 - 1164, 2021/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1943557

The neutron capture cross section of Am was measured with a pulsed neutron beam from a spallation neutron source of the Japan Proton Accelerator Research Complex. A Fe neutron beam filter was used to make the incident neutron beam mono-energetic around 23.5 keV. The neutron capture -rays were detected with a NaI(Tl) detector. The pulse height weighting technique was employed to derive the neutron capture cross section from the pulse height spectrum. The cross section was determined relative to the capture cross section of Au of JENDL-4.0. The neutron capture cross section of Am was determined with a smaller uncertainty than previous measurements. The previous measurements and the JENDL-4.0 cross sections were found to be lower than the present result.

Visualization of the boron distribution in core material melting and relocation specimen by neutron energy resolving method

阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011075

Since the hardness of fuel debris containing boride from BC pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO and ZrO, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.

Measurement of Doppler broadening of prompt gamma-rays from various zirconium- and ferro-borons

土川 雄介; 甲斐 哲也; 阿部 雄太; 大石 佑治*; Sun, Y.*; 及川 健一; 中谷 健; 佐藤 一憲

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 991, p.164964_1 - 164964_5, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.nima.2020.164964

福島第一原子力発電所の廃炉に伴い、建屋内部に残留するホウ素やホウ化物の定量分析、及びホウ素化合状態の同定が一つの重要な調査項目となっている。本件では、ホウ化ジルコニウム,ホウ化鉄,純ホウ素及びその他のホウ化物に中性子を照射することで発生する478keV即発ガンマ線のエネルギー幅を測定し、ホウ化物毎に異なるドップラー幅を用いた化合物の同定可能性を調査した。金属,非金属ホウ化物ではそれらの即発ガンマ線ドップラー幅に顕著な違いが見られた一方で、ホウ化ジルコニウムとホウ化鉄では幅の違いが微小であった。ガンマ線エネルギースペクトル解析でこれら金属ホウ化物の違いを詳細に測定し評価した。

Insight into Kondo screening in the intermediate-valence compound SmOsSb uncovered by soft X-ray magnetic circular dichroism

斎藤 祐児; 藤原 秀紀*; 保井 晃*; 門野 利治*; 菅原 仁*; 菊地 大輔*; 佐藤 英行*; 菅 滋正*; 山崎 篤志*; 関山 明*; et al.

Physical Review B, 102(16), p.165152_1 - 165152_8, 2020/10

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.102.165152

Through a high-precision soft X-ray magnetic circular dichroism (XMCD) study of the intermediate-valence compound SmOsSb, we show our successful approach of revealing unprecedented details of Kondo screening below a characteristic temperature of 20 K in the paramagnetic phase. The multiplet XMCD structure at the Sm edge sensitive to the 4 configuration enabled us to observe a clear difference between the temperature evolution above and below with one- and two-component behavior, respectively. Our findings are in strong contrast to the conventional Kondo crossover that coincides with the valence transition, but are qualitatively accounted for by theoretical XMCD predictions combined with the two-fluid phenomenology recently proposed. This work contributes to the large context of Kondo physics that is closely related to quantum criticality in heavy fermion systems.

Segregation behavior of Fe and Gd in molten corium during solidification progress

須藤 彩子; Meszaros, B.*; Poznyak, I.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Materials, 533, p.152093_1 - 152093_8, 2020/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152093

For a criticality assessment of the fuel debris generated by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, knowing the segregation of neutron absorber materials, , Gd, B, and Fe, in the fuel debris is necessary. Although B may mostly evaporate during melting, Fe and Gd are expected to remain in the molten corium. To understand the redistribution behavior of Gd and Fe during the solidification of the molten corium, solidification experiments with simulated corium (containing UO, ZrO, FeO, and GdO with a small amount of simulated fission products such as MoO, NdO, SrO, and RuO) were performed using a cold crucible induction heating method. The simulated corium was slowly cooled from 2,500C and solidified from the bottom to the top of the melt. An elemental analysis analysis of the solidified material showed that the Fe concentration in the inner region increased up to approximately 3.4 times that in the bottom region. This suggested that FeO might be concentrated in the residual melt and that, consequently, the concentration of Fe increased in the later solidification region. On the contrary, the Gd concentration in the periphery region was found to be approximately 2.0 times higher than that in the inner region, suggesting the segregation of Gd in the early solidified phase. No significant segregation was observed for the simulated fission products.

A Simplified Cluster Analysis of Electron Track Structure for Estimating Complex DNA Damage Yields

松谷 悠佑; 中野 敏彰*; 甲斐 健師; 鹿園 直哉*; 赤松 憲*; 吉井 勇治*; 佐藤 達彦

International Journal of Molecular Sciences (Internet), 21(5), p.1701_1 - 1701_13, 2020/03

https://doi.org/10.3390/ijms21051701

電離放射線被ばく後に誘発されるDNA損傷の中でも、10から20塩基内に2つ以上のDNA損傷が誘発されるクラスター損傷は人体にとって致命的な損傷として知られている。そのようなクラスター損傷の収率はシミュレーション技術によって評価されてきたが、その推定精度についての検証は未だ不十分である。クラスター損傷を検出する科学技術の進歩に伴い、実験と推定の両方によりクラスター損傷を評価することが近年ようやく可能となった。本研究では、PHITSコードで得られる非弾性散乱(電離・電子的励起)数の空間密度を解析することによりクラスター損傷を推定するシンプルなモデルを考案し、ゲル電気泳動や原子間力顕微鏡により測定されるクラスター損傷(例:塩基損傷を伴うDNA二本鎖切断や2つ以上の塩基損傷)の実験結果と比較した。塩基損傷と主鎖切断の収率比を1.3と仮定することで、シミュレーションによって、主鎖切断ならびに塩基損傷に対するクラスター損傷生成率の実測値の再現に成功した。また、塩基損傷を伴う複雑な二本鎖切断に対する推定値と対応する実測値との比較結果から、電離・電子的励起数の凝集度がDNA損傷の複雑さを反映することが示唆された。開発したモデルにより、X線(電子線)により誘発されるクラスター損傷の種類の定量化が可能となり、クラスター塩基損傷に対する実験的な検出効率の解釈に成功した。

共存物質を含むウラン廃液を対象とした廃液処理作業

佐藤 義行; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Testing 2019-003, 20 Pages, 2019/12

JAEA-Testing-2019-003.pdf:2.08MB

放射性廃棄物管理技術課では、天然ウランを使用した試験で発生した廃液を許可条件に基づき保管してきた。保管上のリスク低減の観点からは、処理を行い固形化することが望ましいが、これまで安全かつ効率的な試験廃液の処理方法が確立されていなかった。そこで、ウラン吸着剤(タンニックス)を使用した廃液の処理方法を検討した。把握した処理条件に基づき、ウランの吸着処理等を行うとともに、最終的にセメント固化による安定化を行った。本報告では、類似した試験廃液を処理する際の参考となるように、廃液処理における一連の作業に関して得られた知見をまとめた。

計算科学シミュレーションコードSPLICEによる異種材料レーザー溶接プロセスの数値解析

村松 壽晴; 佐藤 雄二; 亀井 直光; 青柳 裕治*; 菖蒲 敬久

日本機械学会第13回生産加工・工作機械部門講演会講演論文集(No.19-307) (インターネット), p.157 - 160, 2019/10

本研究は、レーザーによる異種材料溶接を対象とし、溶接時の温度管理等を適切に行うことにより、発生する残留応力を低減させることを目的とする。報告では、残留応力発生に大きな影響を持つ溶融池・凝固過程での過渡温度挙動を、計算科学シミュレーションコードSPLICEにより評価し、溶接加工時の伝熱流動特性に基づき、溶接施工時に溶融池領域の表面温度分布をサーモグラフィーなどにより把握することにより、これを指標として冷却速度をレーザー加熱などによって制御し、温度勾配解消が期待できる溶融池内対流輸送を維持し、発生する残留応力を低減できる可能性を示した。

Oxidation of silicon carbide in steam studied by laser heating

Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 古本 健一郎*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 山下 真一郎

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.670 - 674, 2019/09

Silicon carbide (SiC) has recently attracted much attention as a potential material for accident tolerant fuel cladding. To investigate the performance of SiC in severe accident conditions, study of steam oxidation at high temperatures is necessary. However, the study focusing on steam oxidation of SiC at temperatures above 1600C is still certainly limited due to lack of test facilities. With the extreme oxidation/corrosion environment in steam at high temperatures, current refractory materials such as alumina and zirconia would not survive during the tests. Application of laser heating technique could be a great solution for this problem. Using laser heating technique, we can localize the heat and focus them on the test sample only. In this study, we developed a laser heating facility to investigate high-temperature oxidation of SiC in steam at temperature range of 1400-1800C for 1-7 h. The oxidation kinetics is then being studied based on the weight gain and observation on cross-sectioned surface of tested sample using field emission scanning electron microscope. Off-gas measurement of hydrogen (H) and carbon monoxide (CO) generated during the test is also being conducted via a sensor gas chromatography. Current results showed that the SiC sample experienced a mass loss process which obeyed paralinear laws. Parabolic oxidation rate constant and linear volatilization rate constant of the process were calculated from the mass change of the samples. The apparent activation energy of the parabolic oxidation process was calculated to be 85 kJ.mol. The data of the study also indicated that the mass change of SiC under the investigated conditions reached to its steady stage where hydrogen generation became stable. Above 1800C, a unique bubble formation on sample surface was recorded.

Intensity modulated radiation fields induce protective effects and reduce importance of dose-rate effects

松谷 悠佑; McMahon, S. J.*; Ghita, M.*; 吉井 勇治*; 佐藤 達彦; 伊達 広行*; Prise, K. M.*

Scientific Reports (Internet), 9(1), p.9483_1 - 9483_12, 2019/07

https://doi.org/10.1038/s41598-019-45960-z

放射線治療において、強度変調放射線場と複雑な線量伝達を使用して腫瘍へ高線量を処方する。しかしながら、それらを組み合わせた照射中の細胞応答は未だ明らかになっていない。そこで、強度変調放射線場が放射線感受性と照射中の回復に与える影響を解析した。先ず、培養細胞を含む培養フラスコの50%(半照射野)もしくは100%(全照射野)の面積に照射を行った。また、線量率と細胞間シグナルの両効果を考慮した細胞死を表現しうるモデルを構築した。その結果、(i)同吸収線量被ばく時の全照射野被ばくと比較し、半照射野被ばく時の照射野内細胞は高い生存率を示し、(ii)半照射野下におけるヒト正常皮膚線維芽細胞の亜致死損傷 回復の重要度が低減することが分かった。さらに、(iii)半照射野時の生存率の増加はレスキュー効果(修復の増加)ではなく防御効果(初期DNA損傷生成率の低減)に起因する知見を得た。これらの知見は、不均一被ばく後の照射細胞と非照射細胞に対する放射線感受性の新たな理解に貢献するものである。