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C+p反応からの荷電粒子放出スペクトルの理論モデル解析中山 梓介; 渡辺 幸信*
no journal, ,
がん治療における粒子線による正常細胞への影響評価を行なう上では、生体を構成する軽元素(C, N, O等)からの核反応による荷電粒子放出スペクトルが基礎データとして重要となる。中重核と異なり、軽核標的に対する核反応では残留核の離散状態からの粒子放出が起こり得る。この粒子放出過程がスペクトルに及ぼす影響について、C+p反応を例として核反応計算コードCCONEを用いて解析を行った。その結果、残留核の離散状態からの粒子放出を考慮することで、陽子やアルファ粒子放出スペクトルの実験値の再現性が大きく向上した。この結果から、軽核に対する核反応からの粒子放出スペクトルの計算には、残留核の離散状態からの粒子放出を考慮することが重要であることが分かった。
I and 
I using ANNRI at MLF/J-PARCRovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 藤 暢輔; 瀬川 麻里子; 前田 亮; 片渕 竜也*
no journal, ,
Measurements to measure the neutron capture cross section of I and I were performed in the Accurate Neutron Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) at the Materials and Life Science Facility (MLF) of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The time-of-flight (TOF) methodology was employed to determine the neutron capture cross section from thermal to about 50 keV for I and about 500 for I. The results from I were used to normalize the I cross section. Results of a resonance analysis below 100 eV for both I and I are also presented.
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所のPCV内の燃料デブリの熱挙動を推定するため、多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動の解析手法の開発を進めている。PCV内での燃料デブリについて、位置、発熱量、形状等について公開情報に基づいた仮定を行い、PCV内に生じる伝熱流動を数値シミュレーションにより明らかにする。前報までは、ポーラスモデルを追加したJUPITERの妥当性確認について報告した。本報では、実機体系への適用可能性を確認するために実施した、東京電力福島第一原子力発電所2号機PCV内の熱挙動予備解析結果について報告する。解析結果から、RPV下部とペデスタル内で発熱する燃料デブリから上昇流が生じることを確認した。また、その発熱する燃料デブリによって空気が加熱され、RPV内やペデスタル内での大規模な自然対流が発生することを確認した。このように、本解析手法により空冷時のPCV内の熱挙動を評価できる見込みを得た。
佐々木 祐二; 金子 政志; 伴 康俊
no journal, ,
原子力機構で開発したTODGAとADAAMを用いることで、An+Ln一括回収、Am/Cm相互分離できることを確認した。最近の研究で酸素、窒素ドナーを含む3、4座配位性化合物を併用する溶媒抽出により、数百ものAn/Ln分離比や異なるAn, Ln挙動を示す配位子や抽出条件が得られた。そこで、次を満足してなおかつ高い分離性があるかどうかを確かめた、(1)抽出剤やマスキング剤濃度が工学規模で利用できるほど高いこと、(2) An, Ln分離比は1以上と1以下の分配比から得られること。ここでは、現状のAn/Ln分離の困難性や研究の方向性を示しつつ、様々な抽出剤やマスキング剤を併用してAn/Ln分離について調べた結果を報告する。
小野 綾子; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構で開発を進めている核熱カップリングコードにおいて、熱流動解析には界面捕獲法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITERもしくはTPFIT)の適用を検討している。これらの解析コードは、燃料集合体の構成流路であるサブチャンネル内スケールの熱流動現象を対象とするため、サブチャンネル内の詳細な気液二相挙動に関する測定データや実験的知見を必要とする。そこで、燃料集合体内の狭隘部における分散性気泡流を非接触で計測するために、一般的に連続相の流速測定に用いられるレーザドップラー流速計(LDV)とフォトダイオードを組合わせた新しい計測を開発した。本報告では、この新しい計測手法に対して、接触式導電ボイドプローブを用いた気泡流計測と比較することで、新規計測手法が気泡挙動を良好に計測できることを確認した結果について報告する。
遠藤 駿典; 河村 しほり*; 土川 雄介; 三島 賢二*; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 岩本 信之; Rovira Leveroni, G.
no journal, ,
中性子飛行時間法による中性子断面積の測定において、精度の高い共鳴エネルギーを得るためには中性子源と検出器間の実効的な飛行距離を正確に校正する必要がある。一般的にこの飛行距離は金(Au)などのよく調べられている共鳴エネルギーを用いて決定することが多い。本研究ではこの飛行距離を用いずに、中性子検出器の位置を変えることで共鳴エネルギーの絶対値を決定する手法の確立を目指している。J-PARC・MLF・ANNRIにてLi-glass中性子検出器の位置を変化させ、金の透過率の測定を行い、共鳴エネルギーの絶対値の測定を行った。
佐藤 淳也; 倉持 亮*; 清水 恒輝; 松本 早織; 谷口 拓海; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理で発生する汚染水処理二次廃棄物の固化体の埋設処分後の長期的な性能を推定するため、固化体の長期変質に伴う性能変化の評価に取り組んでいる。本報では、変質因子として固化体中を通過する水に着目した白華試験を実施し、通過水分量と白華により生成した結晶相の関係から、固化体が変質する加速度の定量化を試みた。
中村 美月; 佐藤 淳也; 仲田 久和; 坂井 章浩; 大杉 武史
no journal, ,
トレンチ埋設施設では、可燃物を焼却せずに埋設することを想定している。このため、可燃物の微生物分解に伴い発生する可燃性ガスの発生量を評価し、埋設可能な可燃物量を推定するための試験方法を構築した。
成瀬 恵次; 松井 一晃; 小幡 行史; 澤崎 浩昌; 後藤 健博; 城 隆久
no journal, ,
「もんじゅ」の廃止措置は、廃止措置期間全体を4段階に区分し、約30年間で廃止措置を完了する予定である。第1段階の燃料体取出しの完了により、化学的に活性なナトリウムを保有する炉心及び炉外燃料貯蔵槽に燃料体が存在する残留リスクを排除した。第2段階においてはナトリウム保有に伴うリスクを低減するとともに、第3段階からナトリウム機器の解体に着手できるよう準備を進める。限られた期間で「もんじゅ」の廃止措置を完遂するためには、「もんじゅ」がナトリウム炉であること、また、「もんじゅ」の運転履歴に伴う特徴を考慮した上で、ナトリウム機器解体を第3段階で安全、確実、かつ速やかに実施できることが肝要である。第2段階においてはその準備作業を完了する必要があることを踏まえ、第2段階の完了条件を設定した。
西野 友貴; 倉本 新平; 成瀬 恵次; 西野 一; 後藤 健博; 竹内 徹
no journal, ,
「もんじゅ」の廃止措置は、化学的に活性な液体ナトリウムを保有する炉心及び炉外燃料貯蔵槽に燃料体が存在する残留リスクの除去を最優先に行うこととし、令和4年10月に全ての燃料体を燃料プールへ移送した。その後、更なるリスク低減として、液体ナトリウムの保有範囲を縮減すべく冷却系配管内に保有していた液体ナトリウムを全てタンクへ移送し、漏えいリスクがない固化ナトリウムとした。「もんじゅ」においては、冷却系を3系統設置しており、常に1系統以上の運転を想定した設計であるため、本件は過去に実績がない初めての試みとなった。関連設備への影響評価を含む事前のリスク検討、専用手順書の策定及び種々の運用変更等の課題に対処し、液体ナトリウムの保有リスク低減を達成した。
線起因の制動輻射光子による線量評価計算の比較志風 義明
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故により原子炉建屋内に飛散した放射性核種のうち、
Sr(Y)などの高エネルギー線源は、建屋内部の壁や床や室内構造物の物質中で制動放射線を生成するので、作業者の被ばく管理上、制動放射線による線量評価も必要である。ここでは、シミュレーション計算を用いた制動放射線による線量の評価計算の精度を知るために、PHITSコードとGEANT4コードを用いて計算結果の比較を行った。計算では、上流から線源、各種遮蔽板(厚さ1
40mmの鉛、銅、アルミニウム、ガラス、ポリエチレン)、その背後に水円柱を評価物質として設定し、評価物質における付与エネルギースペクトルと吸収線量を計算した。制動放射線による影響を取得し、両計算コードの特性と相違点を調査した。本発表では計算方法や比較結果について報告する。
磯部 祐太; 林 長宏; 谷垣 考則; 三好 伸明; 川名子 翔; 小幡 行史; 小林 孝典
no journal, ,
「もんじゅ」の廃止措置を進める中で、系統内のナトリウムは漏えいリスクを低減するために順次、抜取してタンクに固化するが、配管・機器等においては内部表面にナトリウムが付着し、構造上滞留する箇所や狭隘部においてはナトリウムが残留する。ナトリウムは化学的に活性であるため、ナトリウム機器を安全に解体するためには、残留ナトリウムの量や影響を事前に把握しておくことが重要となる。「もんじゅ」のナトリウム機器に対して残留ナトリウム量の机上評価を行い、すべてのナトリウム機器において少なからず残留ナトリウムが存在すること及びその残留量を把握した。また、机上評価の検証の一環として、配管・機器内の実際の残留ナトリウムの状況を確認するためにガンマ線透過撮影を行い、机上評価の結果と大きな差異がないことを確認した。今後、残留ナトリウムの回収や処理等について計画を進める。
Kim, M.; 吉村 和也; 佐久間 一幸; Malins, A.*; 阿部 智久; 中間 茂雄; 町田 昌彦; 斎藤 公明
no journal, ,
放射性セシウムの動態は地表面の被覆状態によって異なり、その違いが市街地における空間線量率の減少に及ぼす影響を定量的に評価することを目的として詳細な環境モデルを構築し、モンテカルロ法によるシミュレーション解析を行った。その結果、市街地で人間活動があることにより空間線量率の減衰が促進されることが確認された。
岩本 信之
no journal, ,
モリブデン(Mo)同位体のうち
Moは核分裂収率の大きな核分裂生成物として知られており、特に
Moは捕獲断面積が大きいため、臨界安全評価の燃焼度クレジットにおいて重要な核種となっている。また、天然Moの捕獲断面積は比較的小さいため、事故耐性燃料の被覆管としてMo合金が検討されている。このように、Mo核データの信頼性を向上させることは非常に重要となっている。評価を行ったMo同位体は長半減期の
Moや核医学に重要な
Moを含む、質量数92から100までの9核種である。共鳴パラメータは、2009年以降のデータを評価した。熱中性子断面積は、測定データの重み付き平均等により導出し、負共鳴パラメータを調整することで断面積を再現してある。200MeVまでの連続領域における反応断面積や二重微分断面積などの評価をCCONEコードで行い、共鳴パラメータと合わせてENDF-6フォーマットへ収録した。発表では得られた評価結果を報告する。
前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔
no journal, ,
現在、福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリや、核セキュリティ分野における遮蔽体等で隠匿された核物質の非破壊計測法の開発が喫緊の課題となっている。例えば、200Lドラム缶中の数mgの核物質の検出も可能なほど高い感度を持つアクティブ中性子法を用いても、燃料デブリ中に制御棒材料、隠匿核物質の遮蔽体に中性子吸収材が含まれていると計測が不可能になる。これは、アクティブ中性子法では、中性子吸収材の影響を受けやすい熱中性子を利用して核分裂を誘発し、発生した核分裂中性子を計測して核物質量を計測するためである。本研究では、中性子吸収材の影響を受けにくい高速中性子による核分裂を利用して、上記の様な試料にも適用可能な核物質の非破壊計測法を開発した。本発表では開発した手法の詳細と中性子吸収材の影響について評価した結果を報告する。
Be熱中性子散乱則データの効果,1; 臨界実験解析今野 力
no journal, ,
最近、ヨーロッパ核破砕中性子源ESSグループがBeの熱中性子則散乱則データがベリリウムの結晶粒径で大きく変わることを発表した。このBe熱中性子則散乱則データとJENDL-5を用いて臨界実験MIX-MET-FAST-007の実効増倍率を計算し、ベリリウム反射体の厚さが16cm以上の場合、ベリリウムの結晶粒径が大きくなるにつれて実効増倍率が減少することがわかった。
谷口 良徳; 宇田川 豊
no journal, ,
事故耐性燃料の一つであるCrコーティング被覆管は、非コーティング材に比べ高い高温酸化耐性を示す一方、保護効果には限界があり、シビアアクシデント(SA)を含む過酷な条件での挙動を適切に把握できる評価手法の確立が望まれる。従来設計燃料の照射試験等で蓄積された知見の集約と、開発研究の進展が著しい事故耐性燃料の挙動評価への対応を両立し、通常運転時からSA時までをカバー可能な共通解析基盤の構築に向け、原子力機構では、燃料挙動解析コードFEMAXIの事故解析版となるRANNSの開発を進めている。本報では、LOCA解析ツールとしての開発方針、Crコーティング被覆管の高温酸化挙動を扱うために最近実施したCr層侵食モデル導入や解析体系の自動再構成機能の改良について述べるとともに、高温酸化試験の試解析結果に基づき、Cr層の保護効果消失とその後Cr層内側で生じるジルコニア層の成長挙動を模擬できることを示す。
大内 和希; 北辻 章浩; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
先行研究により高速炉でRa-226を中性子照射して生成するAc-225を効率的に回収するための精製プロセスをこれまでに検討してきた。今回、Ac-225を分離した後のRa-226を再度照射するための再利用プロセスを、Ba及びLaを代替元素として用いるカラム分離試験により検討した。Lnレジンを吸着材として用い、硝酸濃度を変化させることにより、Raを照射により生成が予想される不純物から単離できる条件を明らかにした。DGAレジンを吸着材として用いるAc精製法と併せて、Acの精製プロセス及びRaの再利用プロセスを提案する。
佐々木 悠人; 佐野 亜々留; 板垣 亘; 前田 茂貴; 高木 直行*
no journal, ,
医療用RIの自給技術確立に向けて、原子力機構では高速実験炉「常陽」を用いたRI製造を検討している。本研究では、ターゲット核種として、医学診断で最も一般的に使用されているMo-99/Tc-99mと、標的
線療法の有効な線放出核種として知られているAc-225の2核種に着目した。「常陽」におけるこれらのRI製造に適した照射条件を明らかにし、ターゲット照射から払い出しまでの計画の立案、更には中性子スペクトルや断面積の不確かさを考慮し、「常陽」での製造量の最確値を評価した。
谷口 拓海; 倉持 亮*; 坂本 亮*; 大澤 紀久*; 金田 由久*; 松澤 一輝*; 山本 武志*; 黒木 亮一郎; 大杉 武史
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理で発生する汚染水処理二次廃棄物に関して、実処理に適用可能な処理技術を抽出する手法構築を目指している。模擬スラッジに対して低温固化処理(セメント固化及びAAM固化)を適用し、廃棄物充填率や配合組成を変化させて固化処理範囲を調査した結果について報告する。