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八島 浩*; 関本 俊*; 二宮 和彦*; 笠松 良崇*; 嶋 達志*; 高橋 成人*; 篠原 厚*; 松村 宏*; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; et al.
Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.139 - 143, 2014/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.08(Environmental Sciences)GeV領域までの中性子に対する放射化断面積は、加速器施設で生成される高エネルギー中性子の線量評価のために必要なデータである。しかし実験値の不足から、約20MeV以上のエネルギー領域において十分な精度を持つ放射化断面積データが整備されていない。本研究では、大阪大学核物理研究センター(RCNP)において開発した準単色中性子場を用いて、BiとCoの放射化断面積を測定した。使用した準単色中性子場は、386MeVのピーク成分と、より低エネルギーの成分を持つ。実験では、ビーム軸に対して0度と25度の2角度で照射を行い、25度のデータを差し引くことにより、低エネルギー成分を除去した。照射試料の放射能は、高純度ゲルマニウム検出器にて測定した。発表では、取得した実験値と同エネルギー領域における中性子及び陽子に対する他の実験値と比較する。また、汎用モンテカルロコードPHITSの計算値との比較結果も報告する。
松田 規宏; 春日井 好己; 松村 宏*; 岩瀬 広*; 豊田 晃弘*; 八島 浩*; 関本 俊*; 大石 晃嗣*; 坂本 幸夫*; 中島 宏; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.337 - 340, 2014/04
フェルミ国立加速器施設のNuMI (Neutrinos at the Main Injector)は、ニュートリノ混合・振動事象を調査するため大強度のニュートリノを生成しており、崩壊領域の末端には加速陽子や二次粒子のビームダンプとしてハドロンアブソーバーが設置されている。ビームダンプの遮蔽性能を評価するため、放射化検出器による反応率測定をアブソーバーの背面で実施した。検出器の誘導放射能は、ゲルマニウム検出器を用いたスペクトル解析により測定した。反応率の2次元分布には2種類のピークが確認され、1つは両側に強いピーク、もう1つは上方に弱いピークであった。これらのピークは、アブソーバーの隙間を通ってきたストリーミングによるものであった。
関本 俊*; 宇都宮 敬*; 八島 浩*; 二宮 和彦*; 尾本 隆志*; 中垣 麗子*; 嶋 達志*; 高橋 成人*; 篠原 厚*; 木下 哲一*; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.89 - 93, 2011/02
中性子入射反応断面積は、加速器施設の遮蔽設計や宇宙化学における元素合成過程の解明のために必要なデータである。しかし、約100MeV以上のエネルギー領域における実験データは乏しい。本研究では放射化法を用いて、イットリウムとテルビウムに対する287MeV中性子の反応断面積を測定した。実験は大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、
Li(p, n)反応により生成した準単色中性子ビームを用い行った。ビーム軸上に設置したイットリウムとテルビウムのサンプルに準単色中性子ビームを照射し、各サンプルの放射能を測定することにより反応断面積を導出した。また、陽子入射反応断面積を得るために、300MeV陽子ビームをサンプルに照射した実験も行った。発表では、得られた中性子入射反応断面積を示すとともに、陽子入射反応との相違点について考察する。
岩永 宏平*; 関本 博*; 森 貴正
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(11), p.1099 - 1107, 2008/11
被引用回数：2 パーセンタイル：17.33(Nuclear Science & Technology)即発中性子寿命と比較してゆっくり変化する事象を対象とした空間依存動特性方程式の解法にモンテカルロ法を適用した。対象は外部中性子源を有する未臨界体系である。ここで用いた方法では、遅発中性子先行核密度については時間微分項を正確に取り扱うが、中性子密度の微分項はゼロと近似する。本手法による計算結果を、FCA未臨界体系で測定された反応度挿入後の核分裂計数管の計数率と比較することによってその妥当性を検証した。その結果、計算値は測定値とよく一致し、本手法の妥当性が示された。
関本 博*
JAERI-Tech 2005-008, 111 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-008.pdf:15.9MB
CANDLE燃焼は原子炉の新しい燃焼法であり、これを採用すると、燃料領域は、燃焼に伴い核種数密度や出力の空間分布を変えることなく、軸方向に出力と比例した速さで移動していく。燃焼反応度制御のための装置は不要であり、燃焼が進んでも反応度も炉特性も変化しない。安全はもとより安心を与える原子炉と言えるであろう。この燃焼法を中性子経済に優れる高速炉に適用すると、取替新燃料として濃縮ウランやプルトニウムを必要としなくなり、新燃料として用いた天然ウランや劣化ウランの約40%が燃える。われわれは既に大量の劣化ウランを保有しているが、これを用いれば、ウラン採鉱も濃縮施設も再処理施設も無しに、何百年も原子力を利用し続けることができる。また燃焼度の高い分、使用済み燃料の量も飛躍的に少なくなる。このような高燃焼度を達成するためには革新的な燃料を開発する必用がある。これには多くの時間がかかるであろうが、被覆材を交換するだけの簡易再処理を採用すれば、上記のシナリオは容易に達成できる。高速炉への本燃焼法の適用には幾つかの技術開発を必要とするが、ブロック燃料を用いた高温ガス炉ならほとんど技術開発無しに適用することが可能である。本書では、高温ガス炉と中性子経済に優れる高速炉への適用についての研究について説明する。
岩永 宏平; 山根 剛; 西原 健司; 岡嶋 成晃; 関本 博*; 朝岡 卓見*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 10 Pages, 2003/04
未臨界体系での動的手法による負の反応度測定実験において、未臨界度
と中性子源強度Sを同時に決定できる逆動特性法のデータ処理手順の適用性について検討を行った。ここでは、FCAにおいて、未臨界体系(k=0.998)に反応度を約$-5.5投入した。このときの炉出力時系列データに対して、6つのデータ処理手順に基づいて、,Sを求め、相互比較を行った。その結果、最も計数率の高い検出器の場合、手法間においては2%以内、Sは0.6%以内で一致する。一方、最も計数率の低い検出器では、手法間でが最大で4%、Sは最大で7%の相違があった。この原因は、未臨界度が深くなると、検出器の計数率が低下し、係数のゆらぎが正規分布からずれることになると考えられる。特に、未臨界の高速炉体系では計数率が大幅に減少するため、$-6程度の反応度投入でも、従来のデータ処理手順に適否があることが判明し、十分計数率を与える検出器の選定が重要であることが示された。
高橋 実*; 関本 博*
JNC TY9400 2003-003, 64 Pages, 2003/03
JNC-TY9400-2003-003.pdf:3.18MB
鉛ビスマス冷却高速増殖炉の一次冷却材およびナトリウム冷却型高速増殖炉の蒸気発生器中間熱媒体に鉛ビスマスをとして用いる場合、鉛ビスマス中における炉心材料および構造材料の腐食挙動の評価が必要である。そのために本研究では鉛ビスマス中の材料腐食試験技術の確立を目的としている。平成14年度は、東京工業大学原子炉工学研究所における鉛ビスマス循環実験装置を用いた材料腐食試験により、(a)鉄鋼材料の流動鉛ビスマス中における腐食試験方法 (b)流動鉛ビスマス中の酸素制御技術、および (c)高温、高流速鉛ビスマス流動試験技術について検討を行った。得られた結果を以下に要約する。(1)鉛ビスマス中材料腐食試験を通じて、試験片の製作・試験部挿入方法、試験片取り出し後の洗浄方法および試験片の重量損失およびSEM/EDX断面分析方法を確立した。(2)1000時間腐食試験を2回行い、鉛ビスマス腐食試験によるODS、F82H、SUH-3等の12種類の既存鋼の重量損失、腐食層(鉛ビスマス侵食)、鉛ビスマス付着層およびエロージョンの発生状況を把握した。(3)ジルコニア固体電解質方式の構造上熱応力と熱衝撃を受けにくい酸索濃度計を開発し、鉛ビスマス中酸素濃度を容易に測定できることを確証した。(4)酸素濃度制御法として水蒸気を含ませたアルゴン・水素混合ガスの鉛ビスマス中吹込み方式を採用し技術的問題点を把握した。(5)鉛ビスマス循環実験装置の鉛ビスマス凝固および漏洩対策技術を蓄積した。(6)鉛ビスマス循環実験装置の低温部に酸化物または腐食生成物が析出し、流量低下およびループ閉塞が生ずる場合の対策技術を蓄積した。(7)電磁流量計にMIケーブル型電極とチューブ型電極を適用しその性能を確証した。
関本 博*; 井頭 政之*; 矢野 豊彦*; 小原 徹*; 大崎 敏郎*
JAERI-Tech 2002-008, 58 Pages, 2002/03
本研究は、鉛・ビスマス合金の中性子照射によって生成されたポロニウムの生成率(断面積),合金からの放出率及び放出されたポロニウムの各種材料への吸着率を明らかにすることで、鉛・ビスマス冷却高速炉及び加速器駆動未臨界炉でのポロニウムの放出量の定量的評価のための知見を得ることを目的として行われた。ポロニウム生成率については、東工大ペレトロン加速器を用いて高速炉体系で重要なkeV中性子に対するビスマスの断面積を測定した。その結果、中性子捕獲断面積はJENDL評価値の1/2~1/3の値が、ポロニウム生成断面積ではJENDL評価値のほぼ1/3の値を得た。また、中性子照射により生成する鉛ビスマス合金中のポロニウムの挙動に関する実験を行うため、加熱吸着試験装置の設計と動作特性試験及び
線測定器の動作特性試験を行い、るつぼやフィルター等の選定やその他の検討を行った。さらに照射設備でのサンプル照射と中性子レベル測定をおこなった。ただし、東工大での実験許可を得るのが遅れたため、鉛・ビスマス合金中のポロニウム挙動に関する実験は今後に残された。
小原 徹*; 中島 健; 三好 慶典; 関本 博*
JAERI-Research 2001-037, 60 Pages, 2001/06
JAERI-Research-2001-037.pdf:2.7MB
TRACY実験におけるフィードバック反応度の空間分布効果を検討するために、一点炉近似モデル及び空間依存動特性コードを用いて、第1出力ピーク特性の評価を行った。平垣出力分布を有する炉心の解析では、温度フィードバック反応度に重み1.5をかけることにより、温度分布の空間依存性を考慮した結果と同じ結果が得られた。核計算による温度分布の空間効果の評価及び空間依存動特性解析の結果、出力ピーク時には、温度フィードバックの空間効果が、フィードバックの無い状態の出力分布によって支配されており、この結果、温度フィードバック反応度の重みが1.5となることがわかった。
Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(2), p.134 - 142, 2001/02
ThO
,UO,あるいはErO
などの添加物を加えた、兵器級及び原子炉級プルトニウム岩石型酸化物燃料(PuO-ZrO: ROX)の燃焼特性を、軽水炉燃料セルについて検討した。これらの添加物はROX燃料炉心の反応度係数及び出力ピーキングの改善のため重要である。プルトニウムの核変換特性に及ぼすThOの影響は小さい。3種類の添加物とも
Amと
Cmの生成量を大きく減少させる効果がある。一方マイナーアクチニド核種でも、
Npと
Amの生成量はUOあるいはErOを添加することにより増加する。ErO添加物により、さらに長寿命FP核種の
Csの生成量も増える。これらの結果、使用済み燃料の放射能の毒性は添加物により増加し、特にErO添加物の場合はMOX使用済み燃料と同程度あるいはそれ以上となるケースもある。
Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.439 - 442, 2001/02
被引用回数：9 パーセンタイル：56.45(Nuclear Science & Technology)プルトニウム燃焼のために考えられている2種類のウラン・フリー燃料、岩石型燃料(PuO-ZrO:ROX)とトリチウム酸化物燃料(PuO-ThO:TOX)、にマイナー・アクチニドを添加した時の使用済み燃料の放射能毒性を、軽水炉においてMOX燃料と比較して検討した。MAの添加量はROX燃料中の重核+Zrの0.2at.%から1.0at.%とした。それはPWRの出力1GWeあたり約200~1000kgに相当する。1150MWeクラスのPWRで1200日燃焼後の燃料の放射毒性を比べるとROX+MA燃料とTOX+MAやMOX+MAよりも少ない。取り出し後10
年の時点での毒性は、ROXはTOXの1/3、MOXの1/4であり、10年後にはROX+MA燃料はTOX+MAの1/4でMOX+MA燃料の1/20の放射能毒性しか持たない。
Afroza, S.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*
Nuclear Technology, 131(2), p.197 - 209, 2000/08
被引用回数：4 パーセンタイル：32.76(Nuclear Science & Technology)PuO+ZrO燃料(岩石型燃料:ROX)とPuO-ThO燃料を用いた、減速材/燃料体積比(Vm/Vf)が0.5から3.0までの軽水炉におけるPu消滅特性を検討し、MOX燃料と比較した。さらに、マイナーアクチニドや長寿命FP生成量も評価し、使用済燃料の放射性毒性も検討した。岩石型燃料でのPu消滅率は非常に高く、ThO型燃料でも良い消滅特性を示すものの核分裂性Pu消滅量の半分程度
Uが生成する。マイナーアクチニドの生成量はThO型燃料で最も小さい。岩石型燃料の使用済燃料中の放射性毒性は、原子取り出し18年後以降ほかの燃料よりも低くなる。
+ZrO, PuO+ThO and MOX fueled LWRsShelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*
JAERI-Research 99-051, p.51 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-051.pdf:2.05MB
PuO+ZrO(岩石型酸化物燃料:ROX)、 PuO+ThO(トリウム酸化物燃料:TOX)及びMOX燃料を装荷した軽水炉における、Pu消滅、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命FPの生成、使用済燃料中の放射能の毒性、燃料温度及びボイド反応度係数等の特性を検討した。例えば、減速材/燃料体積比が2.0の場合、ROX燃料中で兵器級Puの初装荷量の90%が消滅し、そのうち初装荷Puの2.5%はMAに変換されることがわかった。原子炉級Puの場合は80%が消滅し、6.7%がMAに変換する。TOX燃料もPu消滅特性は良いが、消滅した核分裂性Puの半分程度のUが生成する。MAと長寿命FPの使用済燃料中の生成量から放射能の毒性を評価すると、ROX燃料がほかの燃料より低い。ROXの主な欠点は反応度係数であるが、これが改善されればPuワンススルー燃焼用の燃料として優れた特性をもつ。
小原 徹*; 中島 健; 井頭 政之*; 関本 博*; 須崎 武則
JAERI-M 94-004, 40 Pages, 1994/02
本書は、1993年7月に日本原子力研究所の軽水臨界実験装置TCA(Tank-Type Critical Assembly)を用いて行われた東京工業大学の学生実験のためにかかれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理実験の基本となる(1)臨界近接実験、(2)中性子束分布の測定、(3)出力分布の測定、(4)燃料棒価値分布の測定、(5)ロッドドロップ法による安全板価値の測定が行われた。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
岡 芳明*; 笹本 宣雄; 森 清治*; 植木 紘太郎*; 川合 将義*; 大石 晃嗣*; 桜井 淳; 秦 和夫*; 関本 博*; 大山 幸夫; et al.
JAERI-M 87-203, 230 Pages, 1987/12
D-T中性子源を用いた遮蔽実験にもとづいて、核融合遮蔽ベンチマーク問題集を作成した。
岩永 宏平; 倉田 有司; 大井川 宏之; 関本 博*
no journal, ,
本研究では、加速器駆動システム(ADS)に特有の問題である高い出力ピーキングを低減することを目的にADSの炉心核設計を行った。ピーキング係数は燃料被覆管温度に対して直接に影響する。出力ピーキングの低減方策としては、燃料ピン径や燃料希釈材割合の調整による炉心の多領域化並びに、サイクルごとの燃料希釈材割合の調整について検討を行った。その結果、一領域炉心に比べて約120度の被覆管表面温度の低減が可能であることがわかった。
松田 規宏; 春日井 好己; 坂本 幸夫; 中島 宏; 松村 宏*; 岩瀬 広*; 豊田 晃弘*; 八島 浩*; 関本 俊*; 大石 晃嗣*; et al.
no journal, ,
米国フェルミ国立加速器研究所(Fermilab)の反陽子生成ターゲットステーション(pbar)における、放射化検出器を用いた遮へい実験結果から、Moyerの式での中性子束の角度依存性の検討を行った。高エネルギー加速器施設の遮へい設計では、Moyerの式に代表される簡易計算式がよく使われており、PHITSコードによる実験解析をもとに中性子束の角度依存パラメータ:b(120GeV)を報告するとともに、b(Ep)のエネルギー依存性について議論する。
