Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
遠藤 知弘*; 丸山 修平; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.363 - 374, 2024/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)中性子増倍率の不確かさの定量化は、安全裕度を調査するために重要である。ランダムサンプリング法は実用的で有用な不確かさ定量化手法であるが、統計誤差を減ずるために大きな計算コストが必要となる。さらに、入力変数が標準偏差の大きい正規分布に従う場合、摂動された入力変数は物理的に不適切な負値になる可能性がある。これらの問題に対処し、効率的で堅牢な不確かさの定量化を行うため、シンプレックスアンサンブル法とスケーリング法を使用した修正された決定論的サンプリング法を提案する。提案手法の特徴は次のように纏められる:(1)サンプルサイズはr+2である(rは共分散行列の実効ランク)。(2)ターゲットの不確かさに応じて入力パラメータの摂動量をスケーリングファクタ法によって任意に与えることができる。(3)摂動された入力変数が物理的に不適切になることを避けるため、スケーリング係数を更新することができる。提案された方法の有効性は、典型的なPWRピンセル燃焼計算における燃料製造の不確かさに起因する中性子増倍率の不確かさの定量化を通じて実証される。
particle impinging on Al at 230 MeV/u古田 稔将*; 魚住 祐介*; 山口 雄司; 岩元 洋介; 古場 裕介*; Velicheva, E.*; Kalinnikov, V.*; Tsamalaidze, Z.*; Evtoukhovitch, P.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(2), p.230 - 236, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)230MeV/u粒子のAl標的入射実験によって粒子のフラグメンテーション反応による荷電粒子生成の研究を行った。Si検出器と結晶シンチレータからなるカウンターテレスコープを用いて、p, d, t, 
He、及び
He各粒子の生成二重微分断面積を放出角15
-60について測定した。取得データをより低い入射エネルギーの測定データと比較し分析した結果、(1)前方角の高エネルギー領域では陽子と中性子の放出スペクトルが類似している、(2)低入射エネルギー実験と同様に粒子の分解で生じたtとHeの収量の比は1:2である、(3)Heと粒子の幅広いピークの分布は入射粒子と標的原子核との衝突過程によって説明できるという一般的な特徴を見出した。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.31 - 43, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、データ同化技術を利用して、原子炉物理と放射線遮へいといった異なる分野間で実験データベースを共有することにより、高速炉炉心設計に関連する不確かさを低減することの可否を検討した。本研究テーマの最初のステップとして、ORNLのナトリウム遮へい実験に着目し、ナトリウム冷却高速炉の最も重要な安全パラメータの1つであるナトリウムボイド反応度の不確かさを低減するために実験データを利用することを検討した。一般化摂動論に基づく感度解析をナトリウム遮へい実験に対して実施し、ここで評価した感度係数と、これまでに原子力機構で評価したナトリウムボイド反応度の感度係数を用いて、炉定数調整を実施することにより、ナトリウム遮へい実験データがナトリウムボイド反応度の不確かさ低減に寄与できることを示した。本研究に基づくと、中性子漏洩現象が支配的なナトリウムボイド反応度において、特に不確かさ低減効果は大きくなると予測される。ナトリウムボイド反応度に関する新たな炉物理実験データの取得は今後困難かもしれないが、ナトリウム遮へい実験データがこの役割を部分的に代替できることを本研究は示唆している。高速炉設計における積分実験データの相互利用の価値が本研究によって証明された。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor (
) of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between and the 
Kr-to-
Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.
Re in the keV energy region片渕 竜也*; 佐藤 八起*; 武部 花凛*; 井頭 政之*; 梅澤 征悟*; 藤岡 諒*; 齋藤 辰宏*; 岩本 信之
Journal of Nuclear Science and Technology, 6 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.18(Nuclear Science & Technology)Measurements of the neutron capture cross section of Re have been limited in the keV energy region. In addition, existing measured data have discrepancies. In this study, the neutron time-of-flight method was employed to measure the capture cross section of Re at Tokyo Institute of Technology. The capture 
-rays were detected with a large volume NaI(Tl) detector. The pulse-height weighting technique was applied to obtain the capture yield. The present results were corrected for neutron scattered effects and impurities in the sample. The measured cross sections were determined with the standard capture cross section of gold in the energy range from 15 to 90 keV, and compared with measured and evaluated data. The results of the measurement provided improved accuracy relative to previous studies in the keV energy range.
田村 浩司; 中西 隆造; 大場 弘則; 狩野 貴宏; 柴田 卓弥; 平等 拓範*; 若井田 育夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)For the development of the remote elemental analysis method in a radiation environment based on the laser-induced breakdown spectroscopy (LIBS), the radiation effects on the laser oscillation properties of the single crystal (SC) Nd: YAG microchip laser (MCL) were investigated and compared with those of ceramics Nd: YAG MCL. The laser oscillation properties were measured under gamma-ray irradiation as a function of dose rate. The effects on the SC MCL properties were found to be very small compared to those on the ceramics, indicating minimal radiation effects on the LIBS signal when using SC MCL. Pulse energy and oscillating build-up time (BUT) were measured for a cumulative dose exceeding 1400 kGy. The pulse energy remained stable, and the laser continued to oscillate under irradiation. The BUT also remained stable, demonstrating negligible optical loss accumulation that could affect laser properties even at the demonstrated cumulative dose. The results indicate that the effects of dose rate and cumulative dose on SC MCL laser properties were minimal. The SC MCL was then integrated into the LIBS system, and the gadolinium signal of composite oxides, simulating fuel debris, was successfully measured at the dose rate of 5 kGy/hr. These findings highlight the radiation tolerance of SC MCL as a laser medium for remote LIBS applications in harsh radiation environments.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 11 Pages, 2024/00
被引用回数：0In a part of the reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on high-burnup fuels performed at the Nuclear Safety Research Reactor, the fuel failure caused by pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) led to splitting into upper- and lower-part pieces or even fragmentation of the cladding tube. A massive release of fuel fragments accompanied this fracture pattern change from previously known axial cracks and thus identified as a potential concern in safety evaluation regarding core coolability. Dedicated out-of-pile mechanical tests were performed with unirradiated Zircaloy-4 cladding specimens to clarify the fracture pattern change conditions. The specimens were pre-hydrided and subjected to loading with axial-to-hoop strain ratios of 0.5-1.25, simulating the effects of hydrogen embrittlement and pellet-cladding mechanical bonding of high-burnup fuels, respectively. The results indicate that higher biaxiality of the loading and lower ductility (failure strain level) assist the fracture pattern change. This study proposes a conservative criterion that a PCMI failure splits the cladding tube into more than two pieces when strain ratio is greater than 0.75 and a concurrent hoop strain 
1.7% at the failure instant.
McGrady, J.; 熊谷 友多; 渡邉 雅之; 桐島 陽*; 秋山 大輔*; 紀室 辰伍; 石寺 孝充
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1586 - 1594, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Raman spectroscopy was used to investigate the effect of bicarbonate solution on the hyperstoichiometric UO surface oxide of UO
pellets. The hyperstoichiometry causes distortion of the UO lattice, leading to the formation of defect peaks which arise in the Raman spectrum due to a loss of symmetry. By deconvolution of the defect peaks, the extent of oxygen inclusion and defect formation in the surface oxide as a function of bicarbonate concentration was investigated. Immersion in solution caused a reduction in the amount of interstitial oxygen due to dissolution U(V) and U(VI) in the UO oxide surface. The defect concentration increased upon immersion due to the formation of an equilibrium between dissolution and reprecipitation. The bicarbonate concentration affected the defect content which was attributed to different forms of U in solution (hydrolysed UO
and UO(CO
)
) leading to different rates of reduction and precipitation.
中山 梓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1447 - 1453, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)d+Be中性子源は、橋やトンネルなどのインフラ設備のオンサイト非破壊検査のための可搬型中性子源の候補である。PHITSおよびJENDL-5を用いたモンテカルロ粒子輸送シミュレーションにより、d+Be中性子源の可搬型高速中性子源への適用性を検討した。シミュレーションの結果、遮へい体の厚さを約1.5倍にすることで、現在可搬型中性子源の有力な候補とされているビームエネルギー2.5MeVのp+Li中性子源と同等の性能を持つd+Be中性子源を、より低いビームエネルギーで実現できることを示した。
福田 航大; 山根 祐一
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1514 - 1525, 2023/12
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)粒子状の固体燃料デブリが水中に分散した場合のデブリ粒子径に着目し、粒子径が核分裂数や出力推移といった臨界挙動に与える影響を明らかにすることを目的とした動特性解析を行った。その結果、燃料から水への熱伝達量が大きい条件下で、燃料粒子径を1桁小さくすると核分裂の回数が10倍になること等が明らかとなった。この結果より、燃料粒子径を適切に設定しなければ、核分裂数が過大又は過少評価される可能性が示唆された。
田上 浩孝; 石田 真也; 飛田 吉春
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1548 - 1562, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)将来炉の設計において、軸方向及び水平方向に非均質な炉心を持つ高速炉の炉心崩壊事故の事象進展評価の需要がある。これを実現するために、高速炉の炉心崩壊事故解析コードであるSIMMERに、計算負荷を増大させずに任意の数の燃料核種成分の移動を流動場で評価し、その空間分布を詳細化するPu vectorモデルを考案した。従来のコードでは、流動部が扱う燃料核種成分が2つであったことから、炉心損傷事故評価を実施する前に、対象炉心に対して、燃料核種を最適な2成分に分類するための作業を行う必要があった。また、大型炉やブランケット燃料を含む炉で顕著となる、燃料核種成分の空間的に不規則な分布を評価するために扱える燃料成分数が不十分であり、集合体ごとの出力分布の解析精度に限界があった。Pu vectorモデルの導入によって、考慮すべき燃料核種成分の初期分布を与えるのみで、計算セルにおける燃料核種成分の割合と対流を通したその分布の変化が詳細化されるため、将来の大型非均質炉解析へのSIMMERの適用性が向上すると考えられる。
高崎 浩司; 安宗 貴志; 山口 祐加子; 橋本 周; 前田 宏治; 加藤 正人
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1437 - 1446, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)空気力学的放射能中央径(AMAD)は内部被ばくの評価に必要な情報である。2017年6月6日に日本原子力研究開発機構の大洗サイトのプルトニウム取扱施設において、核燃料物質を収納した貯蔵容器の調査作業中に事故的な汚染が発生し、5名の作業者がプルトニウムを含む放射性物質を吸入した。線量評価のために、いくつかのスミアろ紙と空気サンプリングフィルタをイメージングプレートで測定し、硝酸プルトニウムと二酸化プルトニウムの2つのケースの最小AMADを保守的に推定した。AMADの指定の結果、スミアろ紙の極端に大きな粒子を除いても、塗抹紙からの硝酸プルトニウムの最小AMADは4.3-11.3
m、二酸化プルトニウムのそれは5.6-14.1mであった。また、空気サンプリングフィルタからの硝酸プルトニウムの最小AMADは3.0mで、二酸化プルトニウムは3.9mであった。
土屋 晴文; 藤 暢輔; 大図 章; 古高 和禎; 北谷 文人; 前田 亮; 米田 政夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1301 - 1312, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)An integrated active neutron non-destructive analysis (NDA) system, Active-N, was developed to gain knowledge of active neutron NDA techniques that are applicable to measurements of nuclear materials in highly radioactive nuclear fuels. Active-N, equipped with a D-T neutron generator, combines three complementary active neutron NDA techniques: Differential Die-away Analysis (DDA), Prompt Gamma-ray Analysis (PGA), and Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA). In this paper, we provide an overview of Active-N and then demonstrate that the compact NRTA system in Active-N can quantify nuclear materials. Monte Carlo simulations were conducted to determine the design of the compact NRTA system including a moderator, flight tubes, and a detector shield. To investigate how accurately the compact NRTA system determines areal densities in a sample, measurements were performed with a Pu pellet-type sample as well as metallic plate samples of In and Ag. The experimental areal densities of 
Pu, 
In and 
Ag were consistent with those calculated for the individual nuclei. These results show that it is feasible to develop a compact NRTA system capable of determining the contents of nuclear materials in nuclear fuels. This research was implemented under the subsidy for nuclear security promotion of MEXT.
unheated rod bundle永武 拓; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1417 - 1430, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)近年、燃料集合体内の二相流挙動を評価するため数値流体力学(CFD)コードによる解析が行われている。高温高圧下における燃料集合体内ボイド率分布と界面速度分布の時空間分布データは、二相流数値解析コードの妥当性確認のため重要である。しかし、高温高圧下におけるバンドル内のボイド率や界面速度の時空間分布を計測することは困難である。そこで我々は、高温高圧条件下におけるボイド率と界面速度分布を計測するために、ロッド貫通型のワイヤーメッシュセンサを考案し、非加熱バンドルの実験装置を開発している。今回、開発した実験装置を用いて新たに2.6MPaまでの高圧下における水-蒸気系でのボイド率と界面速度分布を測定し、本装置により妥当な結果が得られることを確認した。
廣岡 瞬; 堀井 雄太; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 山田 忠久*; Vauchy, R.; 林崎 康平; 中道 晋哉; 村上 龍敏; 加藤 正人
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1313 - 1323, 2023/11
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Nuclear Science & Technology)収率が高く燃料に固溶するFP(模擬FP)としてNdO及びSmOを添加したMOXの焼結試験を行い、焼結後の微細組織を評価した。熱膨張計を用いて取得した焼結中の収縮曲線から、模擬FP含有MOXは通常のMOXよりも高温で焼結が進むことが分かった。焼結後の密度評価及び金相組織の観察から、模擬FP含有MOXは通常のMOXよりも粒成長と高密度化が進むことが分かった。これは、添加元素の影響を受けて一部のUが4価から5価に変化し、拡散速度が大きくなったことが原因と考えられる。また、XRDの結果から焼結後の試料は均質に固溶した結晶構造が示されたが、EPMAによる元素マッピングの結果からは模擬FPの濃度が一様でなく、完全には均質に分布していない微細組織が示された。不均質に分布したNdO含有MOXを微粉砕し、再焼結を行う過程を繰り返すことで、均質性が向上し、密度も十分に高い模擬FP含有MOXペレットを作製することができた。
Nb by activation method and half-life of 
Nb by mass analysis中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1361 - 1371, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)廃止措置の対象核種の中からNbについて、熱中性子捕獲断面積(
)および共鳴積分(I)を放射化法により測定した。また、Nbの半減期を質量分析により測定した。ニオブ93試料は、京都大学複合原子力科学研究所の研究炉に整備されている水圧輸送艦を用いて照射した。金-アルミ合金線、およびコバルト-アルミ合金線を用いて、照射位置における中性子束成分を測定した。厚さ25mのガドリニウム箔を用いた照射も行って、熱および熱外中性子による反応率の寄与をより分けた。ガドリニウムの厚さから、カットオフ・エネルギーは0.133eVに設定した。ニオブ試料中に含まれている不純物により生成される
Taの放射能を減衰させるために、約2年間ニオブ試料を冷却した。線スペクトロスコピーにより照射されたニオブ試料およびモニタの生成放射能を測定した。Westcottコンベンションに基づいて解析を行い、およびIを、それぞれ1.11
0.04barnおよび10.50.6barnと導出することができた。線測定の後に、ニオブ試料の質量分析を行い、反応率を導出した。線スペクトロスコピーと質量分析で得られたデータを組み合わせることにより、Nbの半減期を、(2.000.15)
10年と導出することができた。
多田 健一; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1397 - 1405, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)確率テーブルは非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法としてよく知られている手法である。確率テーブルの生成には長い計算時間が必要となる。この確率テーブルの生成時間を減らすには、ラダー数を削減することが効果的である。本研究の目的は、確率テーブルの統計誤差を用いて、最適なラダー数を推定することである。そこで本研究では、確率テーブルの統計誤差の定量化方法を開発し、統計誤差の収束挙動を調査した。確率テーブルと平均断面積の積を、統計誤差の指標と見なした。本研究により、統計誤差の収束率は核種ごとに異なっており、統計誤差の収束率は平均レベル間隔と平均中性子幅の影響を受けることが明らかになった。また、入力パラメータをラダー数から統計誤差の許容値に変更した場合、確率テーブルの生成時間が半分以下になることが分かった。
永井 晴康; 古田 禄大*; 中山 浩成; 佐藤 大樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1345 - 1360, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)放射性プルームの3次元分布を定量的に可視化するとともに放射性核種の放出量を推定する革新的なモニタリング手法を提案し、その実現性を予備的な試験により確認した。提案する手法は、電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)によるガンマ線画像分光測定とドップラーライダーによる3次元風速測定に基づくリアルタイム高分解能大気拡散シミュレーションを組み合わせている。複数箇所に設置したETCCで測定された放射性プルーム中の個々の放射性核種からのラインガンマ線画像とリアルタイム大気拡散計算による大気中濃度分布情報を融合した逆解析により、放射性核種ごとの3次元濃度分布を再構成する。大気拡散シミュレーションと放射線輸送計算で生成した仮想的な実験データを用いた試験により、試作した解析手法が十分な性能を有することを示した。
丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1386 - 1396, 2023/11
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Nuclear Science & Technology)使用済み燃料の核種組成を計算する燃焼計算は核データに大きく依存する。日本における最新の評価済み核データJENDL-5では多くの核種がJENDL-4.0から修正されており、その修正は燃焼計算に影響を及ぼす。本研究では、燃焼計算におけるJENDL-5の妥当性を確認した。検証には高浜3号機のPIEデータを使用した。JENDL-4.0からJENDL-5への例えば断面積や核分裂収率等のパラメータ変更が核種組成に与える影響を定量的に調査した。計算の結果、JENDL-5はJENDL-4.0と同程度の性能を有することがわかった。また計算結果から、アクチニド核種の断面積、核分裂収率、HO中の水素の熱中性子散乱則データの変更がPWR使用済燃料の核種組成に影響を与えることが明らかになった。
