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宍戸 寛明*; 西村 和真*; Vu, TheDang*; 相澤 一也; 小嶋 健児*; 小山 富男*; 及川 健一; 原田 正英; 奥 隆之; 曽山 和彦; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 31(9), p.2400505_1 - 2400505_5, 2021/12
中性子イメージングは、重金属に対する高透過性、軽元素に対する高感度、同位体と中性子との特異な核反応による同位体選択性などの中性子ビームの特徴を活かした非破壊検査の有力な手段の一つである。本研究では、超伝導検出器である電流バイアス運動インダクタンス検出器(CB-KID)を用いて、パルス中性子源を用いた飛行時間法による波長分解中性子イメージングを行った。遅延時間型CB-KIDを用いて、GdAl
単結晶を成長させたGd-Al合金試料の中性子透過像を取得した。その結果、単結晶はAl-Gd合金全体に渡って、形状,分布ともに良好に観察することができた。また、中性子の波長0.03nm以上でGdによる特徴的な中性子の吸収を確認した。さらに、15
m
12mという限られた検出面で、同位体と中性子の核反応によって生じる
Gd共鳴ディップを観測することができた。また、Gdの共鳴ディップを用いてGd選択的イメージングを行ったところ、中性子の波長幅が1pmという限られた範囲で、明確なGd核の元素選択イメージング像を取得することに成功した。
伊奈川 潤; 北辻 章浩; 音部 治幹; 中田 正美; 高野 公秀; 秋江 拓志; 清水 修; 小室 迪泰; 大浦 博文*; 永井 勲*; et al.
JAEA-Technology 2021-001, 144 Pages, 2021/08
JAEA-Technology-2021-001.pdf:12.98MB
プルトニウム研究1棟では、施設廃止措置計画に従い管理区域解除に向けた準備作業を進めており、その一環として実施した施設内に貯蔵する全ての核燃料物質の搬出を、令和2年12月のプルトニウム等核燃料物質のBECKYへの運搬をもって完了させた。今後計画されている他施設の廃止措置に活かすため、一連の作業についてまとめ記録することとした。本報告書では、運搬準備から実際の運搬作業の段階まで、核燃料物質使用許可の変更申請のための保管室の臨界評価、運搬容器の新規製作と事業所登録、運搬計画の立案・準備作業及び運搬作業等に項目立てして詳細を記録した。
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08
被引用回数：1 パーセンタイル：21.85(Engineering, Mechanical)It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.
Vu, TheDang; 宍戸 寛明*; 相澤 一也; 小嶋 健児*; 小山 富男*; 及川 健一; 原田 正英; 奥 隆之; 曽山 和彦; 宮嶋 茂之*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1006, p.165411_1 - 165411_8, 2021/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)We found that the sizes of the Gd islands determined from the transmission image correlated strongly with those determined from the SEM image. We demonstrated the CB-KID could be used to identify (1) tiny voids in a thermally sprayed continuous Gd
O
film in and (2) various mosaic morphologies and different eutectic microstructures in Wood's metal samples. The fact that the CB-KID system could be used to identify features of samples with a wide distribution of sizes and thicknesses is promising for real application of the device for imaging samples of interest to material scientists. Operating the CB-KID at higher temperatures appreciably improved the efficiency for simultaneously identifying the X and Y positions of hotspots. We also compared the detection efficiency with the PHITS simulations. We now plan to improve the detection efficiency by increasing the thickness of the 
B neutron conversion layer
細田 正洋*; Nugraha, E. D.*; 赤田 尚史*; 山田 椋平; 玉熊 佑紀*; 佐々木 道也*; Kelleher, K.*; 吉永 信治*; 鈴木 崇仁*; Rattanapongs, C. P.*; et al.
Science of the Total Environment, 750, p.142346_1 - 142346_11, 2021/01
被引用回数：17 パーセンタイル：92.06(Environmental Sciences)低線量率の放射線被ばくが人体に及ぼす生物学的影響については、未だに不明な点が多い。実際、日本では福島第一原子力発電所事故後もこの問題に悩まされている。最近、高自然放射線であり慢性的に低線量率の放射線を浴びている特殊な地域をインドネシアにて発見した。そこで本研究では、特に自然放射線量が高い地域での内部被ばくと外部被ばくによる包括的な線量を推定し、ラドンの増強メカニズムを議論することを目的とした。大地からの放射線による外部被ばく線量を推定するために、自動車走行サーベイを実施した。屋内ラドン測定は、47戸の住宅を対象に、典型的な2つの季節をカバーする3
5ヶ月間で実施し、内部被ばく線量を推定した。また、大気中のラドンガスを複数の高さで同時に採取し、鉛直分布を評価した。調査地域の空気吸収線量率は、50nGy h
から1109nGy hの間で大きく異なっていた。屋内ラドン濃度は124Bq m
から1015Bq mであった。すなわち、測定された屋内ラドン濃度は、世界保健機関(WHO)が推奨する基準値100Bq mを超えている。さらに、測定された屋外ラドン濃度は、高い屋内ラドン濃度に匹敵するものであった。調査地域の外部及び内部被ばくによる年間実効線量は、中央値を用いて27mSvと推定された。その結果、多くの住民が放射線業務従事者(職業被ばく)の線量限度を超える天然放射性核種による放射線被ばくを受けていることが判明した。このように屋外ラドン濃度が高くなっている原因は、例外的に低い高度で発生する安定した大気条件の結果である可能性がある。このことから、この地域は、慢性的な低線量率放射線被ばくによる健康影響に関する疫学調査を実施するためのユニークな機会を提供していることが示唆される。
Vu, TheDang; 宍戸 寛明*; 小嶋 健児*; 小山 富男*; 及川 健一; 原田 正英; 宮嶋 茂之*; 奥 隆之; 曽山 和彦; 相澤 一也; et al.
Superconductor Science and Technology, 34(1), p.015010_1 - 015010_10, 2021/01
被引用回数：3 パーセンタイル：48.97(Physics, Applied)We demonstrated that a four-readout superconducting neutron imaging system shows good spatial heterogeneity and linearity using the delay-line method. We examined the precise pattern of a B-dot-array absorber and found the X-direction pitch (Px) = 250.7 um with a scatter of (Hx)= 5.4 um and the Y-direction pitch (Py)= 249.1 um with a scatter of (Hy)= 3.4 um while the B dot array was fully extended toward the X direction across the detector sensitive area. We consider that this demonstrates detection with good spatial homogeneity and conclude. The transmission-imaging system is suitable for use at pulsed neutron facilities. We also reported a clear transmission image of tiny screws and nuts, and ladybug (insect). We recognize that further efforts to improve the detection efficiency are necessary to make using the detector more practical.
Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*
JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-011.pdf:9.31MB
日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.
鈴木 雅秀*; 村上 健太*; 鈴木 峻史*; 岡山 龍太*; 勝山 仁哉; Li, Y.
E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(4), p.172 - 178, 2020/02
原子炉圧力容器の健全性は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象を考慮して、想定欠陥に対する破壊力学的評価により確認することとなっている。現在の原子力プラントで使用されている決定論的評価による安全裕度(温度裕度)と、確率論的破壊力学コードPASCAL3及びPASCAL4.0を用いて求めた条件付き亀裂進展・破壊確率の関係について、様々な熱過渡を考慮して検討した。その結果、温度裕度と条件付き亀裂進展確率には一定の相関があることが分かった。一方、条件付き破壊確率については、過渡中の亀裂伝播停止の影響や再加圧の影響等から、温度裕度とのよい相関はみられなかった。このことから、特に弁の開固着に関する再加圧を伴う過渡を考慮する場合に、確率論的手法が有用であると考えられる。
松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
Radiation Physics and Chemistry, 166, p.108493_1 - 108493_9, 2020/01
被引用回数：1 パーセンタイル：17.77(Chemistry, Physical)原子炉内のSUS等の構造材料は、電離放射線の環境に晒されるため腐食や劣化が起こる。材料の厚さが異なると周囲の線質が変化して腐食等の程度が変わると予測されるが、これまでの研究ではこの影響について検討されていない。そこで本研究では、水中のSUS304板の表側にガンマ及びベータ線源を置いた際の、板の表裏両側での二次放射線(光子、電子)のエネルギースペクトルを板の厚さ、並びに線源と板の間隔を変えて解析的に評価した。
Csガンマ線の場合、板の厚さに対するスペクトルの依存性は裏側でより明確だった。
Sr、Yベータ線の場合、スペクトルはガンマ線の場合と明らかに異なり、裏側では電子のスペクトルは光子より遥かに低下した。このように、スペクトルが入射放射線の種類、材料の厚さ、線源と板の間隔によってどのように変化するかを明らかにするとともに、入射放射線に対する二次放射線のエネルギー低下を議論した。
飯澤 侑貴*; 宍戸 寛明*; 西村 和真*; Vu, TheDang*; 小嶋 健児*; 小山 富男*; 及川 健一; 原田 正英; 宮嶋 茂之*; 日高 睦夫*; et al.
Superconductor Science and Technology, 32(12), p.125009_1 - 125009_8, 2019/12
Neutron imaging is one of the key technologies for non-destructive transmission testing. Recent progress in the development of intensive neutron sources allows us to perform energy-resolved neutron imaging with high spatial resolution. We have been developing a neutron imager aiming at conducting high spatial and temporal resolution imaging based on a delay-line neutron detector, called the current-biased kinetic-inductance detector, with a conversion layer B. The detector allowed us to obtain a neutron transmission image with four signal readout lines. Herein, we expanded the sensor active area, and improved the spatial resolution of the detector. We examined the capability of high spatial resolution neutron imaging over the sensor active area of 15 
15 mm
for various samples, including biological and metal ones. We also demonstrated an energy-resolved neutron image in which stainless-steel specimens were discriminating of other specimens with the aid of the Bragg edge transmission.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered as a promising methodology in the integrity assessment of structural components in a nuclear power plant since it can rationally represent the influence parameters in their inherent probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) has been developed by Japan Atomic Energy Agency, which can be used for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Up till now, many efforts have been made on verifying the PASCAL4 code. Among them, a Japanese working group which is consisted of seven participants from industries, universities and institutes was established to conduct the verification studies. Based on verification activities during the past two years, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs were confirmed with great confidence. This paper summarizes the verification activities in this working group including the verification plan, analysis conditions and results.
Miradji, F.; 鈴木 知史; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦; Barrachin, M.*; Do, T. M. D.*; 村上 健太*; 鈴木 雅秀*
Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 21 Pages, 2019/03
Under the scope of analyses of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) Severe Accident (SA), estimation of Cs distribution, especially localization in the upper part of the core, has large uncertainties partly caused by the current implemented Cs-chemisorption models in SA analysis codes. This is in part due to the scarce knowledge related to Cs chemisorption mechanisms onto structure surfaces. The objective of this work is, therefore, to improve Cs chemisorption models by consolidation and extension of knowledge in the chemical process of Cs chemisorption. In this study, we will present in the first part experimental tests for grasping the phenomenology of Cs chemisorption onto stainless steel (SS) surfaces under reproductive conditions of 1F SA. The chemical factors involving in the Cs chemisorption process were investigated and implemented in an improved Cs chemisorption model based on a mass transfer theory. The second part of the study will discuss further improvement of built Cs chemisorption model to take into account revaporizaton process of Cs chemisorbed species. For such improvement, the thermodynamic properties of all possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species were provided using first-principles calculations. In the last part of the study, chemical equilibrium calculations were conducted to evaluate the relative stability of possible Cs-(Fe)-Si-O chemisorbed species in SA conditions.
松村 太伊知; 永石 隆二; 片倉 純一*; 鈴木 雅秀*
Nuclear Science and Engineering, 192(1), p.70 - 79, 2018/10
被引用回数：1 パーセンタイル：13.31(Nuclear Science & Technology)これまでTMI-2事故時の汚染水処理に用いた水没式の脱塩システム(SDS)に対して、アスペクト比の小さな吸着塔を円筒形状に近似して、その軸方向のみを対象にしたgammaスキャニングに関する解析的研究を進めてきた。本研究では、事故時の報告書をもとに再現した現実系の軸方向のスキャニングを模擬した計算を行い、円筒形状の結果と比較するとともに、径方向のスキャニングも新たに試みて、吸着塔内の核種分布の3次元評価の可能性を模索した。吸着塔の上面および底面からの径方向のスキャニングの模擬計算では、ゼオライト充填層中に仮想的なディスク形状とシェル形状に設定したCs-137がそれぞれ明瞭に観察可能であることを確証した。
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。
Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*
JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-005.pdf:16.85MB
日本原子力研究開発機構では、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価手法の高度化を目的に、中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、PASCALの確率変数、評価機能、評価モデル等を含めた機能検証を行い、その検証過程を整理するとともに、検証結果を取りまとめておくことが必要不可欠である。こうした背景を踏まえ、開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、PASCALの確率論的破壊力学ソルバーであるPASCAL3をソースコードレベルで機能検証することにより、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上WGを設立した。一年の活動を通じて、PASCAL3が十分な信頼性を有することが確認された。本報は、PASCAL信頼性向上WGの平成27年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03
高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。
He Neutron Spin Filter (NSF) in the MLF at J-PARC酒井 健二; 奥 隆之; 林田 洋寿*; 吉良 弘*; 廣井 孝介; 猪野 隆*; 大山 研司*; 大河原 学*; 加倉井 和久; 篠原 武尚; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.036015_1 - 036015_6, 2015/09
Heの中性子吸収断面積が強いスピン選択性を有することを利用した偏極Heフィルターは、ビーム調整が不要なため、ビームラインに設置すれば直ぐに使える簡便な中性子スピンフィルター(NSF)として利用できる。そのようなNSF実現のためには、NSFのHe偏極度
を定常的にモニタするための核磁気共鳴(NMR)システムの開発が不可欠である。我々は断熱高速通過型(AFP)とパルス型NMRの特徴が相補的であることに着目して2つのシステムを併用した汎用性の高いNMRシステムを開発した。更に、J-PARCの中性子実験装置(BL10)での中性子透過率測定から得られたで校正しながら、温度、パルスNMRの振動磁場の大きさや印可時間などの測定条件を変えて、AFPとパルスNMRの信号間の相関を測定した。例えば、パルスNMR測定に起因する減偏極率を0.1%以下になるまでパルスNMRの検出感度を小さくしても、2つのNMR信号間の線形性は確認できた。これらの結果から、我々は開発したNMRシステムがHe偏極度モニタとして十分機能することを確認した。
味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06
被引用回数：4 パーセンタイル：36.74(Physics, Multidisciplinary)J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって
線と中性子が生成され、宇宙線起源の線なども検出された。これらの結果について報告する。
