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浜崎 学*; 芳中 一行
no journal, ,
日本原子力学会では2008年にCPD登録システムの運用を開始したが、利用が伸びず約1年で運用を停止。その反省を踏まえ、2015年秋に教育委員会として「太陽政策的」CPD登録システムとして運用を再開した。既に多くの登録者がある反面、繰り返し登録を希望する者(リピーター)が少なく、課題が浮き彫りになっている。
土屋 晴文; 榎戸 輝揚*; 和田 有希*; 古田 禄大*; 中澤 知洋*; 湯浅 孝行*; 奥田 和史*; 牧島 一夫*; 佐藤 光輝*; 佐藤 陽祐*; et al.
no journal, ,
日本海沿岸地域にある原子力発電所や自治体が持つモニタリングポストにより、冬の雷の発生や雷雲の通過に伴った3MeV以上の高エネルギー放射線量の増大が観測されていた。こうした放射線は、雷や雷雲がもつ電場によって加速された電子の制動放射
線であると考えられている。また、近年、雷や雷雲に付随して中性子や陽電子の信号を捉えたという報告もあった。これは、制動放射だけではなく様々な高エネルギー反応が雷や雷雲の中で起こっている可能性を示唆しており、活発な議論がなされている。本発表では、現在までに原子力センシング研究グループが観測したロングバーストと呼ばれる雷雲の通過に伴って放射線量が数分ほど増大する事象と、雷に同期して発生する継続時間が1秒以下のショートバーストの観測結果について報告する。特に、2017年2月の落雷に伴って発生したショートバーストでは、雷が光核反応を誘発し、中性子, 陽電子および酸素や炭素の放射性同位体を生成した実験的な証拠を初めて確認することに成功した。本発表では、それらの生成メカニズムについても議論する。
古立 直也; 湊 太志; 岩本 修
no journal, ,
非常に軽い原子核や中性子過剰領域を除いて、原子核の中性子閾値近傍では一般に励起状態の密度が非常に大きく、共鳴のエネルギーや幅を理論的に精度良く予言することは困難である。一方で、そのように励起状態の密度が大きくなると共鳴のエネルギー間隔や幅に統計的な性質が現れることが知られている。この共鳴の統計的性質を用いて共鳴パラメータをランダムに発生させ、共鳴領域の断面積を計算する手法が提案されている。このような手法は共鳴の実験データの存在しない核分裂生成物などの核データ評価において、理論的に共鳴の情報を反映させる手法となり得る。しかし、ランダム性のある断面積計算においてどのように代表値を決定するか、またランダム性に起因する断面積の不定性はどの程度であるかに関しての研究は十分ではない。そこで我々はランダムに発生させた共鳴パラメータを用いて共鳴領域断面積を計算し、異なるランダムシードから発生した複数の共鳴パラメータセットを用いた計算を行うことで断面積の確率分布を導出した。断面積の確率分布を用いることで確率的に妥当な断面積の振る舞いや確率的揺らぎによる断面積の不定性について議論する。
市原 晃
no journal, ,
原子力機構では汎用評価済核データライブラリーJENDL-4.0の改訂に向けて評価研究を実施している。次期JENDL活動のひとつとして、原子炉構造材に対する評価を進めている。Zrは軽水炉の燃料被覆管や燃料集合体のチャンネルボックスの材料として使用される重要な元素である。本研究では、入射エネルギーが0.1から20MeVの範囲において、Zr天然同位体の中性子断面積を理論計算によって求めた。また、次期JENDLでは放射化量評価への貢献を目指し、準安定状態に対する放射化断面積データを拡充する予定である。そのため、準安定状態の実験断面積の再現も視野に入れて理論計算を実施した。使用する理論模型のパラメーターの値を調整することにより、Zr-90の(n,2n)及び(n,p)反応に対して、準安定状態生成の実験断面積を良く再現する結果を得ることができた。同時に、本計算のZr同位体のデータから得られるZr天然元素の全断面積、弾性散乱、中性子捕獲、(n,2n)反応の断面積が、JENDL-4.0と同様に実験断面積を再現することを確認した。
木村 祥紀; 富川 裕文
no journal, ,
核軍縮検証とは、核弾頭やその運搬手段の削減・廃棄が、国際条約上の義務や約束にしたがって適切に実施されていることを二国間または国際的に確認するプロセスを指し、将来の世界的な核兵器廃絶に向けて非常に重要なプロセスであると考えられる。2014年に、核軍縮検証のための国際パートナーシップ(International Partnership for Nuclear Disarmament Verification: IPNDV)が米国により提唱され、2015年からIPNDVの活動が開始された。IPNDVでは、2015年に開始された第1フェーズにおいて、核兵器のライフサイクル(核物質の生産・管理、核弾頭の製造・配備・保管、削減・解体・廃棄等)のうち「核弾頭の解体及び核弾頭解体に由来する核物質の検証」に焦点を当て、シンプルシナリオと呼ばれる「核弾頭解体施設で核弾頭1体を解体する」というシナリオに基づき、WG1「監視と検証の目的」、WG2「現地査察」、WG3「技術的な課題と解決」の3つの作業部会において、検証の具体的な手順や課題の検討が進められてきた。本講演では、核軍縮検証のための技術的な手段とその研究開発要素について、IPNDVのWG3により示された検証技術の課題を中心に紹介し、我が国が多くの知見を有する保障措置技術等の適用可能性と研究課題について述べる。
桑原 彬; 南川 卓也; 松井 信*
no journal, ,
本研究では、レーザーを用いた同位体分析を目的として、高反射ミラーから構成される光共振器を用いた高感度レーザー吸収分光システムを開発した。
永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 関 克巳*; 小林 博美*; 本間 将啓*; 畠山 清司*
no journal, ,
ガラス固化体への廃液充填率を高める可能性を検討するため、廃液充填率や溶融条件等を変えたビーカスケールの流下実験を行った。流下した模擬廃棄物ガラス試料をラマン分光測定で評価した結果、ガラス原料形状やバブリング条件等によりSi-O架橋構造が変化することを確認した。
岩元 洋介; 吉田 誠*; 義家 敏正*; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 松田 洋樹; 明午 伸一郎; 嶋 達志*
no journal, ,
加速器施設の材料損傷評価で使用されるPHITSのはじき出し損傷モデルを検証するため、大阪大学核物理研究センターのサイクロトロン施設において、極低温下での200MeV陽子照射による、はじき出し断面積の導出に必要な金属試料の照射欠陥に伴う電気抵抗増加を測定した。照射装置は、GM冷凍機を用いて、2つの照射試料を同時に熱伝導冷却する構造とし、熱伝導と電気的絶縁性に優れた2枚の窒化アルミ板により、照射試料となる直径250
mのアルミニウム及び銅線を挟み込む構造とした。その結果、ビーム強度3nA以下において温度5K以下を保ちつつ、欠陥に伴う金属の電気抵抗増加の測定に成功した。また、照射前後の電気抵抗率変化、陽子フルエンス及びフレンケル対あたりの抵抗率増加から導出したはじき出し断面積は、アルミニウムで353(b), 銅で1640(b)であり、欠陥生成率を考慮したPHITSの計算値に近いことがわかった。
佐藤 博之; 西田 明美; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*
no journal, ,
本研究では、高温ガス炉の設計上、安全上の特徴を考慮した確率論的リスク評価手法の確立を目標に、静的機器の多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法やソースターム評価手法、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法の検討を実施している。本発表では、研究計画及び成果の概要を中心に説明する。
古田 琢哉
no journal, ,
従来のモンテカルロ輸送計算コードPHITSでは、平面や球面などの単純な面の組み合わせで、三次元体系の構築を行う必要があり、複雑な三次元体系を組み上げることが非常に困難であった。一般的なポリゴン形状を使用できる機能のPHITSへの導入については、ユーザーからも多くの要望が寄せられていた。そこで、ポリゴン体系の一種である四面体メッシュ体系を利用できる機能をPHITSに導入した。四面体メッシュ体系は最もシンプルでありながら自由な複雑体系を構築するのに十分な柔軟性を備えており、形式変換をすることでその他のポリゴンデータとも互換性がある。さらに本機能の導入に際し、輸送計算の計算時間を短縮する手法を開発した。これにより同数のメッシュ数であれば、計算負荷が最も小さいボクセルメッシュと同程度の計算時間で四面体メッシュ体系の輸送計算が可能となった。
上羽 智之; 横山 佳祐; 生澤 佳久; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*
no journal, ,
高速炉で照射したMOX燃料ピンでは、燃焼が進むと核分裂生成物(FP)のCsが燃料ピン内を移動すると同時に、燃料や他のFPと化合物を生成する。このようなCsの挙動が燃料ピンの照射挙動に及ぼす影響を評価するため、照射中の燃料ピンの熱・機械的挙動を解析する計算コードとCs挙動の解析に特化した計算コードを連成する手法を整備し、高燃焼度燃料ピンの照射挙動を解析した。解析結果と照射後結果の比較から、連成した計算コードは燃料ピンのCs挙動について妥当な評価ができると考えられる。
西野 裕之; 栗坂 健一; 吉村 一夫; 西村 正弘; 深野 義隆
no journal, ,
高速炉の特徴、運転後の燃料交換時期を考慮して展開したイベントツリーから燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出するとともに燃料損傷防止対策を抽出し、防止対策の余裕時間、及び必要な設備容量等を検討し、事故シーケンスを代表する重要事故シーケンスを選定した。
日高 昭秀
no journal, ,
2011年3月15日に関東地方で観測されたAタイプの不溶性Cs粒子は、風速場と各炉の温度状況から2号機起源とされてきた。しかしながら、同粒子は、溶融・固化したケイ酸塩ガラスに覆われ、1号機起源の粒子より小粒径であることを考えると、3号機の水素爆轟時に生成し、爆風で原子炉建屋(R/B)深部に移動・沈着した粒子が、3月15日未明の3号機注水再開時に発生した蒸気流れによって再浮遊し、放出した可能性が高い。この仮説が正しいと仮定すると、粒子生成に寄与したCsは、3号機の水素爆轟時に同機のR/B内に存在していた分のみとなる。これ以外で環境中に放出されたCsの形態や化学形は、蒸発凝縮して生成したCsOHまたはCsBO
エアロゾルであったと考えられる。今後、これらの情報が住民の被ばく評価や廃炉作業時の被ばく低減等に活かされることを望む。また、不溶性Cs粒子の生成については、再現実験等を通して生成機構を詳細に解明する必要がある。
山本 昌彦; Do, V. K.; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦
no journal, ,
本研究では、発光分光分析装置の小型化に有効な液体電極プラズマに着目し、これに基づく発光分光分析法(LEP-OES)により再処理工程試料中のテクネチウム(Tc)の定量を試みた。測定条件として、印加電圧、パルス出力のシーケンス、及び硝酸濃度の影響を調査した結果、印加電圧1000V、パルス幅2ms、パルス間隔8ms、パルス回数50回、硝酸濃度0.4Mで、最も再現性良く、強度の高いTcピークが得られることがわかった。また、Tcの254.3nm、261.0nm、264.7nmのピークについて、再処理工程試料中に共存する元素によるスペクトル干渉を調査した。その結果、254.3nm、261.0nmのピークでは鉄による干渉が見られたが、264.7nmでは干渉は確認されず、このピークを用いることでTcを定量可能であることがわかった。
横山 佳祐; 上羽 智之; 丹野 敬嗣; 岡 弘
no journal, ,
中空燃料は、燃料溶融に対する裕度の増加や燃料-被覆管機械的相互作用(FCMI)の緩和などの点で高性能化(高線出力化と高燃焼度化)に対して有効であると考えられており、高速実証炉と実用炉の高性能燃料として有望視されている。ここでは、中空燃料ピンの照射挙動を把握することを目的として、EBR-IIで定常照射されたMOX燃料ピンの照射後試験データ(燃料ピン外径測定、-スキャニング、金相試験)について中空燃料ピンと中実燃料ピンの比較評価を行った。MOX燃料ピンは中実燃料ピン及び中空燃料ピンの両方とも、ピーク燃焼度が40
130GWd/t、ピーク線出力が3449kW/mの照射条件で照射された。評価の結果、中空燃料ピンは中実燃料ピンと比較して、FCMIが減少することにより燃料カラム部での外径増加が低減していることが、また、Cs移動が活発となり燃料カラム-ブランケット境界部にCsが蓄積しやすいために、境界部での局所的な外径増加が生じやすいことが示された。
天本 一平; 大山 孝一; 長野 祐一*; Jantzen, T.*; Hack, K.*; 深山 大元*
no journal, ,
HALWのガラス固化研究は高温雰囲気で行う場合が多いため、必要とされるデータを数多く取得することは多大な人手や時間を必要とする。よって可能であれば理論計算によって、ある程度、固化媒体や廃棄体の状態を理解したうえで、実際の実験や測定を行った方が合理的である。このような観点から、既知の状態図やデータを利用して熱力学的諸量の取得を図り、得られた値を利用して計算状態図を作成することについて検討を行った。ここでは、HALWの固化媒体として現在使用されているホウケイ酸塩ガラス、及びさまざまな用途に利用できる可能性の有る鉄リン酸塩ガラス、さらにこれらのガラス媒体にモリブデンやパラジウム等の核分裂生成物を充てんした時の各化学種の挙動が推算できるように、主としてCALPHAD法を用いてデータ構築を行ったについてとりまとめている。
4.1のベンチマークテスト磯部 祐太*; 吉田 茂生*; 今野 力
no journal, ,
米国で開発中の核データライブラリーENDF/B-VIII4.1のベンチマークテストをOKTAVIAN TOF実験のCo実験とCu実験で行った。比較のために、ENDF/B-VII.1、JENDL-4.0を用いた解析も行った。その結果、ENDF/B-VIII4.1を用いた解析結果は、Co実験では他の核データライブラリーを用いた解析結果より実験値に近くなり、Cu実験では他の核データライブラリー用いた解析結果より実験値との一致が悪くなることがわかった。また、ENDF/B-VIII4.1とENDF/B-VII.1を用いた解析結果の差の原因が、
Coでは非弾性散乱により残留核が連続領域に励起する反応のデータ、
Cu、
Cuでは非弾性散乱反応全体のデータにあることも明らかにした。
権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 鈴木 寛光*
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核融合中性子源A-FNSの設計のためFENDL-3.1cを用いて計算した鉄のDPAエネルギースペクトルで20MeV付近に不自然な凹みが見つかり、この原因を詳細に調べた。その結果、FENDL-3.1cの
Feの20MeV近傍の反跳核データ等に問題があることを見つけ、この断面積を修正することにより、FENDL-3.1cを用いて計算した鉄のDPAエネルギースペクトルの20MeV付近の不自然な凹みを解消できた。FENDL-3.1cのFe以外の多くの核種でも同様の問題が起こっているので、FENDL-3.1cは修正が必要である。
井元 純平; 三輪 周平; 高野 公秀; 逢坂 正彦
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軽水炉シビアアクシデント時のBWR制御ブレードからのホウ素放出モデルの構築に必要となる放出時の化学反応を特定するために、溶融制御ブレード中に生成されるFe-B系化合物の熱分析を実施し、反応生成物を分析した。1200K1400KのFeB化合物の酸化時における反応生成物をX線回折により分析した結果、Fe-B-O化合物が生成していることが分かり、FeBからのB放出は酸化によるBO
とBOに比べ安定なFe-B-O化合物生成を経由していることが分かった。
横山 賢治; 山本 章夫*; 北田 孝典*
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次元削減の概念を導入して炉定数調整法を新たに定式化した。この新しい炉定数調整法は、次元削減に用いる部分空間の選択に任意性がある。ここでは、3種類の部分空間を考えて検討を行った。数式を使った検討により、一つはベイズの定理に基づく従来の炉定数調整法と等価に、もう一つは最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法と等価になることが分かった。また、数値計算により同様の確認を行った。以上のことから、既存の炉定数調整法を包括する、より一般的な定式化を得ることができたと言える。