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阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
Tc separation/concentration technology from 
Mo by (n,
) method, 3末松 久幸*; Yang, Y.*; 北川 大凱*; Do, T. M. D.*; 鈴木 達也*; 藤田 善貴; 藤原 靖幸*; 吉永 尚生*; 堀 順一*
KURNS Progress Report 2024, P. 123, 2025/06
本研究では、中性子照射によりMoを生成し、水中へ抽出するためのターゲット材としての
-MoO
粒子の有効性を評価した。これまでの研究では-MoOウィスカーを使用していたが、抽出率が高い理由が結晶構造によるものなのかウィスカー形状による短い拡散距離のためなのかが明確でなかった。また、ターゲット中に
-MoOが混在しており、純粋な-MoOの特性を評価できていなかった。そこで本研究では、熱蒸発法と金属フィルターを組み合わせることで、大きな-MoO結晶を除去し、純度の高い微細な-MoO粒子を得ることに成功した。得られた粒子は約130nmの平均粒径を持ち、中性子照射に用いた。照射後、粒子を水中に分散し、定期的に固体と溶液を分離してMoの放射能を測定した結果、室温条件においても生成したMoの約75%が水中へ抽出されることが確認された。これは、-MoOの結晶構造特性がMo抽出に有利に働いている可能性を示唆している。以上の結果から、-MoO粒子は、Moの生成および水中抽出の双方で優れた特性を示すターゲット材料として有望であると結論づけられた。
-molybdenum trioxide particles into waterYang, Y.*; Ngo, M. C.*; 北川 大凱*; 藤田 善貴; 高橋 由紀子*; 鈴木 達也*; 中山 忠親*; Do, T. M. D.*; 新原 晧一*; 末松 久幸*
RSC Advances (Internet), 15(22), p.17222 - 17229, 2025/05
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Multidisciplinary)本研究は、温度及び加熱時間がMoの水への抽出に及ぼす影響を調査したものである。-MoO粒子は熱蒸発により合成後、X線回折及び透過型電子顕微鏡を用いて特性評価した。これらを京都大学研究用原子炉によって中性子照射し、照射した-MoO粒子を、20
50
Cの水中にそれぞれ15.5時間分散させることでMoを抽出した。照射後のMoの放射能及び抽出した-MoO溶液中のMoの放射能は高純度ゲルマニウム半導体検出器によって測定した。その結果、水温の上昇と加熱時間の増加により、Moの抽出効率は20.31
1.24%から66.881.42%へ向上した。この抽出プロセスの活性化エネルギーは、結晶性MoO中の単純な原子拡散の活性化エネルギーよりも低く、水和MoO相の形成またはプロトン伝導の活性化エネルギーと同程度か、より高いことを明らかにした。この結果は、水和MoO相がMoの抽出を加速したことを示唆している。本研究はMoホットアトムの抽出における温度と時間依存性を初めて調査したものであり、放射性医薬品であるMo/
Tcの大規模生産に向けた有望な手法を提供する。
Tc separation/concentration technology from Mo by (n, ) method, 2藤田 善貴; Hu, X.*; Yang, Y.*; 北川 大凱*; 藤原 靖幸*; 吉永 尚生*; 堀 順一*; Do, T. M. D.*; 鈴木 達也*; 末松 久幸*; et al.
KURNS Progress Report 2023, P. 122, 2024/07
核セキュリティ等の観点から放射化法((n,)法)によるMo製造の研究開発が進められている。この方法をMo/Tcジェネレータに適用するためには、Mo吸着材として用いられるアルミナ(Al
O)の特性改善が不可欠である。本報告では、高いMo吸着特性を有すると報告されている2つの文献を基に3種類のアルミナを合成し、ジェネレータへの適用性を評価した。京都大学研究用原子炉(KUR)で照射したMoOを溶解した溶液(Mo濃度10g/L、pH4)に、アルミナを添加し3時間静置した。静置後のアルミナをカラムに移し、24時間ごとに2日間ミルキングを実施した。その結果、全てのアルミナで現行のジェネレータに使用されているアルミナを大きく上回る90mg-Mo/g以上のMo吸着量を得た。一方で、表面に均一な細孔が観察されたアルミナではミルキングにおけるMo脱離量も多かった。したがって、本試験条件においては、アルミナの表面状態はMo吸着特性よりもMo保持能力に大きな影響を与える可能性が示唆された。今後、より実用的な条件下でのジェネレータへの適用性を評価する。
髭本 亘; 横山 淳*; 伊藤 孝; 鈴木 泰雅*; Raymond, S.*; 柳瀬 陽一*
Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 119(49), p.e2209549119_1 - e2209549119_6, 2022/11
被引用回数：3 パーセンタイル：31.20(Multidisciplinary Sciences)量子臨界点近傍においては様々な量子状態が出現し得る。特に非通常型の超伝導の対形成には量子臨界揺らぎが重要な役割を担っているものと考えられている。本論文ではミュオンと中性子を用いて観測したCeCo(In
Zn
)
の超伝導状態について報告している。
=0.03付近から超伝導状態において磁気秩序が発達する様子が観測され、量子相転移が起こっていることを示している。さらにその転移点において超伝導磁場侵入長の増大が見られており、これらの結果は量子臨界性と超伝導電子対形成の強い相関を示している。
小野 航希*; 岡村 知拓*; 阿部 拓海; 西原 尚宏*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 鈴木 大河*
no journal, ,
原子力の利用計画や研究開発等における意思決定の支援を目的にAIを活用した次世代諸量評価コードの開発を進めている。本研究では、その検証・妥当性確認(Verification & Validation: V&V)の一環として、国内既設原子炉の運転履歴を再現する諸量評価モデルを構築し、その検証を実施した。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
原子力機構と東京科学大学で開発を進めている核燃料サイクルシミュレータNMB4に、遠心分離法の理想カスケードを前提としたウラン濃縮モデルを実装した。本モデルにより、多核種を含むウランの遠心分離理想カスケードによって得られる新燃料組成の計算が可能となった。また、このモデルを用いて、日本の将来の原子力利用シナリオにおける回収ウランの活用に関する諸量評価を実施した。本発表では、モデルの妥当性確認と、諸量評価の結果について報告する。
O
における相転移と負ミュオンx線宮田 侑*; 髭本 亘; 鈴木 泰雅; 伊藤 孝; 二宮 和彦*; 久保 謙哉*; Chiu, I. H.*
no journal, ,
物質の電子状態を明確にする手法としての負ミュオンを用いたミュオン特性X線測定の開発を行っている。今回この手法を用いて低温で電子状態の変化を伴う相転移が起こるFeOにおいて行った。この手法は原子核に捕まった負ミュオンが脱励起する際に放出するX線を解析することによって負ミュオン原子形成過程を明らかにする手法で、今回初めて温度依存性の測定を実施、結果を得た。講演ではFeOの温度依存による電子状態の変化をミュオン特性X線測定、特にその分岐比から議論する。
Ge及びMnSnにおける微視的スピン状態鈴木 泰雅; 髭本 亘; 伊藤 孝
no journal, ,
カイラル反強磁性物質であるMnGe及びMnSnは、ゼロ磁場下で巨大異常ホール効果を示す物質として注目を集めている。これらの物質の異常ホール効果は、ベリー曲率やバンド構造のワイル点などに起因する内因性機構によるものと考えられている。一方カゴメ格子型の結晶構造を持つ反強磁性物質であるためにスピンフラストレーション状態にあることが知られているが、それによる微視的スピン状態は明らかになっていない。そこで我々はミュオンスピン回転緩和法(
SR)を用いてこれらの物質の微視的なスピン状態をJ-PARC, PSI, TRIUMFにおいて調べた。その結果、MnGeでは磁気秩序状態を示すミュオンスピン回転がゼロ磁場下で観測される一方、カゴメ格子を有する面方向において、ミュオンスピン緩和信号の初期アシンメトリーと緩和率が温度に強く依存することが見られた。講演では異方性を含めたSR測定の結果から微視的なスピン状態と異常ホール効果について議論する。
岡村 知拓*; 阿部 拓海; 西原 尚宏*; 鈴木 大河*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*; 西原 健司
no journal, ,
Since the public release of NMB4.0 (Nuclear Material Balance analysis code version 4.0) in March 2022, a nuclear fuel cycle simulator jointly developed by Institute of Science Tokyo (Tokyo Institute of Technology at the time of release) and Japan Atomic Energy Agency, we have engaged in continuous development and support. Over the past three years, the user community has grown to encompass over 30 institutions and more than 200 members. Based on many user feedbacks, 12 updates have been implemented, with the current version being 4.1.2. NMB4.0 has been actively employed in various research projects, international and domestic benchmark, and participation in expert working group at international organizations. In addition to the traditional backend process scenario analysis functions in NMB4.0, recent updates have strengthened capabilities in frontend processes, cycle robustness, actinide management and cost evaluations. This presentation will provide an overview of the recent research and development efforts surrounding NMB4.0, along with introducing new initiatives aimed at advancing the future of nuclear fuel cycle innovation.
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*; 西原 健司; 竹下 健二*
no journal, ,
Nuclear power is gaining attention as a stable decarbonized energy source, with a global goal to triple capacity by 2050. However, increasing uranium demand raises concerns about supply shortages. Re-enriching recovered uranium (RU) from reprocessing can help reduce natural U consumption but requires consideration of isotopic composition for fuel design and radiation management. To analyze RU utilization, a uranium enrichment model based on an ideal cascade was implemented into the nuclear fuel cycle simulator NMB4. The model supports both gas diffusion and gas centrifuge methods, solving material balance and cascade equations for multiple isotopes. Validation against actual re-enriched RU fuel data showed good agreement.
