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北村 暁; 関岡 靖司*
no journal, ,
パラジウム(Pd)およびスズ(Sn)の溶解度に及ぼすイソサッカリン酸(ISA)の影響を実験的に調査した。いずれの元素もISA濃度の増加とともに溶解度が高くなり、特にPdについてはその傾向が顕著であった。
山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 多田 健一
no journal, ,
MCNP用連続エネルギーデータを格納しているACE形式ファイルを入力として、中性子の多群実効断面積を作成する機能を開発している。本発表ではこの多群断面積作成機能の概要と処理結果の検証について発表する。
河口 宗道
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の廃止措置において、作業員の被ばく低減の観点からコールドトラップの処理中に発生するトリチウムの熱分解挙動は重要である。本研究では、水素化ナトリウム(95.3%, Sigma-Aldrich)のTG-DTA測定を行い、その熱分解温度, 熱分解速度を見積もった。また熱分解による化学組成の変化はX線分析により測定した。
米田 政夫; 藤 暢輔; 田辺 鴻典*
no journal, ,
DDA (Differential Die-Away)法などのアクティブ中性子法は、核物質に対して非常に高感度で確度の高い測定が可能であるため、原子力施設における核物質の計量管理に加えて、空港等における核テロ用核物質探知としての利用が期待されている。しかしながら、アクティブ中性子法による装置は、パッシブ法に比べて高価であることや重厚な遮蔽材が必要であることなどが、その普及を妨げる要因となっている。そこで、我々はアクティブ中性子法による核物質非破壊測定装置の実用化に向けて、アクティブ中性子法用の低コスト中性子検出器の研究開発に取り組んでおり、その一環としてチェレンコフ光検出器の開発を進めている。この検出器は水に中性子が入射して発生するチェレンコフ光を検知することで中性子検出を行うが、水は安価であるうえに遮蔽材としても使えるため、アクティブ中性子法による装置の欠点を一度に補う検出器として有望である。また、水を遮蔽材として用いる方法は、一般的な遮蔽材であるコンクリート等に比べて移動や設置が容易であるという点からも有利である。本発表では、主にチェレンコフ光検出器を用いた核物質非破壊測定装置をモンテカルロシミュレーションによって検討した結果等について報告する。
Amの中性子捕獲断面積データ精度向上に係る研究開発中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦
no journal, ,
マイナーアクチノイド核種の一つであるAmの中性子捕獲反応断面積の精度向上に係る研究開発を行った。中性子捕獲反応断面積の精度向上のために、まず、崩壊ガンマ線の放出率を高い精度で整備して、Amの原子炉中性子照射による
Amの基底状準位の生成量のみをガンマ線測定で調べ、次にアイソマーと基底準位を合わせた生成量をアルファ線測定で調べた。本発表では、Amの中性子捕獲反応断面積測定の詳細とともに得られた結果について報告する。
中山 梓介; 岩本 修; 渡辺 幸信*; 緒方 一介*
no journal, ,
核融合炉材料の照射試験や医療用RIの製造に使用する大強度中性子源として、重陽子加速器を用いたものが提案されている。こうした中性子源の設計研究に資するため、軽核(Li-6,7, Be-9, C-12,13)に対する重陽子核反応データファイルJENDL/DEU-2020を開発した。また、本ファイルをPHITS等のコードで読み込んでシミュレーションを行い、その精度を検証した。その結果、JENDL/DEU-2020に基づいたシミュレーション結果はPHITS内の核反応モデルを用いたものよりも、厚い標的からの中性子収量の実測値を良く再現した。
中川 直樹*; 藤本 望*; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
no journal, ,
臨界集合体であるVHTRCを対象炉として、中性子輸送モンテカルロコードを用いて核特性評価精度の検証を行った。この結果、燃料領域については実測値と解析値の差異は平均で約0.75%に収まり、燃料温度,燃料濃縮度に依らず高精度な予測が可能であることが明らかになった。
池田 礼治*; Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
no journal, ,
モンテカルロ法を用いて炉内温度分布を考慮したHTTR炉心の燃焼計算をはじめて実施した結果、温度分布による反応度への影響が確認された。この結果から炉心の核特性を高精度に評価するには温度分布も考慮する必要があることが明らかとなった。
佐藤 和之; 遠藤 佑哉; 前田 剛; 植頭 康裕; Lochard, J.*; Clement, C.*; 藤田 博喜*; 安東 量子*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)は、福島の環境回復及び福島第一原子力発電所の廃止措置に係る研究開発を通し、福島の早期復興への貢献を目指している。JAEAは、地元住民とのコミュニケーションを通じてニーズの把握と研究の方向性を確認することを目的に、国際放射線防護委員会(ICRP)と共同で平成30年12月、令和元年8月にダイアログミーティングを開催した。また、令和元年12月にも開催する予定である。なお、実施に当たり福島ダイアログに運営協力をお願いした。本ミーティングにおいては、専門機関, 地元の企業, 住民等のこれまでの経験や取り組みに係る発表や意見交換を行うとともに、JAEAのこれまでの研究成果を発表してきた。令和元年12月のミーティングで、ICRP及びJAEAが協力するのは最後となり運営を福島ダイアログに引き継ぐため、これまでのミーティングから学んだ内容について報告する。
嘉成 由紀子; 植頭 康裕
no journal, ,
東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所発電所の事故から、間もなく10年が経過する中で、福島県内の復興は少しずつ進んでいるが、一方で課題も多く残っている。このような状況の中、地元福島県の高校生が福島の復興を自分の目で確かめ、どうして欲しいのか、将来自分たちが何をしなければいけないのか等を自分たちの言葉で話すことは大変重要なことである。そこで、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、福島県内の高校生を対象に、県内の施設見学を通して知見を広げるとともに、科学的アプローチによる問題解決能力の向上を目的に、放射線リスクコミュニケーション相談員支援センターの協力を得て、「福島原子力事故からの復興に対する高校生による意見交換会」を開催した。本発表では、意見交換会を通じて高校生が何を学び、どう考えたかを報告するとともに我々が高校生の発表を通じて考えていくべきことについて報告する。
遠藤 駿典; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮; 常山 正幸*
no journal, ,
ニオブはステンレス鋼の添加物であり、原子炉等でも広く利用されている。しかしながら過去の測定では導出された共鳴パラメータに差異が見られる。そこで断面積の高精度化を目指し、J-PARC MLF ANNRIに設置されたリチウムガラス検出器を用いて、ニオブ-93の中性子全断面積の測定を行った。測定の過程で中性子の回折の効果が確認されたため、モデルを仮定し評価を試みた。本講演では断面積測定の現状と、試料による回折の影響評価について報告する。
放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,1; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の検討概要細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*; 中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳
no journal, ,
MOX燃料加工施設より発生する分析済液(硝酸酸性)からPu・Uを回収するために中和沈殿処理を実施する際に中和剤として水酸化ナトリウムを用いる。Pu・U回収後の分析済液を全放射能濃度分析する際、中和塩(硝酸ナトリウム)の分析影響を緩和させるべく、固相抽出剤及び硝酸を用いた脱塩処理試験を実施した。本発表では、本試験の検討経緯、本試験の概要及び前処理方法の実用化について報告を行う。
放射能濃度分析のための脱塩処理方法の確立,2; 固相抽出剤を用いた脱塩処理試験の結果中野 政尚; 小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 細川 知敬*; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 安齋 喜代志*
no journal, ,
日本原燃が検討を行った、全放射能濃度分析のための脱塩処理方法について、日本原子力研究開発機構にて検証試験を実施した。硝酸ナトリウムを含む分析サンプルから固相抽出剤及び硝酸を用いて、脱塩効率及び核種の回収率について確認した。塩酸を使用せずに効率的に脱塩でき、かつ核種の回収率も安定していることから、耐塩酸腐食性能のない環境において十分に実用性のある方法であることが本試験により確認された。本発表では、試験内容及び試験結果について報告を行う。
渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 西原 健司
no journal, ,
加速器駆動核変換システム(ADS)の設計において、加速器と未臨界炉心の境界をなすビーム窓は重要な構造物の一つである。今回、原子力機構では、ビーム窓と周囲の鉛ビスマス(LBE)流動場の3次元体系を作成し、その熱流動・構造連成解析システムをANSYS Workbench上に構築した。本システムでは、モンテカルロ計算コードPHITSから得られた陽子ビーム照射による発熱分布を読み込み、冷却材であるLBEの定常熱流動解析をFluentで行った後、得られた温度・圧力分布からビーム窓の静的応力評価および固有値座屈評価を行う。3次元解析により非軸対称性を考慮できるようになったが、これに伴い低次の座屈モードではダクト部の半径方向に大きくひずんだ形状が示された。
多田 健一; 池原 正; 小野 道隆*; 東條 匡志*
no journal, ,
原子力機構が開発・提供している核データ処理コードFRENDYを用いることで、核データ処理コード間の比較が可能となった。本発表では、FRENDYとNJOYの処理手法の違いと処理手法の違いが粒子輸送計算に与える影響の予測と、類似研究について説明する。
小野 道隆*; 東條 匡志*; 多田 健一; 池原 正
no journal, ,
核データ処理に内在する不確かさ評価を試みた。国産核データ処理コードFRENDYの公開により、デファクトスタンダードと言えるNJOYとの独立検証が可能となった。本発表では、核データ処理の違いが核計算に与える影響について評価した。
線画像から推定する手法開発,2; 大気中核種濃度分布の計算中山 浩成; 佐藤 大樹; 古田 禄大; 永井 晴康
no journal, ,
CLADS補助金事業「ガンマ線画像から大気中3次元核種分布及び流出量を逆解析する手法の開発」において、放射性物質の大気拡散予測の信頼性を向上するための研究開発として、大気拡散計算と放射線計測を融合して大気放出された放射性核種の濃度分布と放出量を推定する手法の開発を進めている。この手法により得られる放射性物質の放出量と放出地点近傍の濃度分布データを大気拡散計算に取り入れることで、より現実に近い大気拡散状況の予測が可能となる。本研究では、現実の実験データが存在しないため、シミュレーションにより模擬実験データを生成し、解析手法の開発と検証を行う計画である。この模擬実験データとして、大気放出された放射性核種の濃度分布データの作成について報告する。
片岡 頌治; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 照沼 知己
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設しており、コールド試験を実施している。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、炭酸塩廃液について実規模(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の経時変化及び廃液組成が変化した際の強度への影響について検討した結果を報告する。
永井 崇之; 岡本 芳浩; 金子 耕士; 元川 竜平; 小林 博美*; 本間 将啓*; 廣野 和也*
no journal, ,
ガラス固化体の製造に供するホウケイ酸ガラス原料について、アルカリ成分やB
O
量を変えたガラス試料を作製し、組成によるSi-O架橋構造への影響をラマン分光測定で調査した。また、これらガラス原料へ廃棄物成分を添加した模擬廃棄物ガラスを作製し、ガラス原料組成による相違を確認した。
三島 理愛; 立岡 壮太郎*; 稲葉 優介*; 針貝 美樹*; 松村 達郎; 渡邊 真太*; 尾上 順*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*
no journal, ,
日本では高レベル放射性廃液(HLLW)をガラス固化し地下深部に最終処分する方針であるが、ガラス固化処理中に発生する、HLLW中の白金族元素の析出とMoのイエローフェーズ形成が問題になっており、さらにそれら解決のための洗浄運転による発生ガラス固化体量と必要な最終処分場面積の増大も問題となる。本研究では吸着材としてフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目し、AlHCFの各種金属イオンに対する吸着挙動を解明し溶出と吸着の関係を理解することを目的に、AlHCFの合成と処理条件による吸着性能への影響と、金属イオンの吸着とAlHCFの溶出との関係を調査した。合成したAlHCFは模擬HLLWにおいて白金族元素とMoに対し吸着性能を示すことが分かった。各元素に対する吸着機構を調べるためPd単成分溶液での吸着試験を行った結果、Pd吸着過程で溶出したFeとAlの元素比は1:4となり、本来のAlHCF内のFeとAlの元素比3:4と異なることから、Pdの吸着だけでなく再吸着と安定化のメカニズムの存在が示唆された。