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論文

Temperature effect on radiolytically generated hydrogen yield from a plutonium nitric acid aqueous solution

樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2541067
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。

論文

Burnup calculation using POD-based neutron spectrum reconstruction

渡邉 友章; 相澤 直人*; 千葉 豪*; 多田 健一; 藤田 達也*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.166 - 186, 2026/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2560559
 被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

中性子スペクトルの再構築に基づく高速な燃焼計算手法を新たに提案する。本手法では、燃料燃焼中の中性子スペクトルを推定するために、固有直交分解(POD)と回帰モデルを用いて構築された簡易モデル(ROM)を使用する。このROMは、さまざまな条件下で実施された詳細な燃焼および中性子輸送計算から得られたスナップショットデータをもとに構築され、燃焼計算では各燃焼ステップにおいてROMを用いて中性子スペクトルを高速に再構築する。その再構築されたスペクトルを用いて、背景断面積をもとに得られた多群実効断面積から1群断面積を計算する。本手法は、燃焼計算中に中性子輸送計算を繰り返す必要がないため、計算時間を大幅に短縮できる。提案手法の性能を、PWRのUO$$_{2}$$燃料ピンセルモデルを用いて検証した。結果として、第6次のPOD基底までを使用した場合、参照解であるモンテカルロ計算と比較して、核種インベントリを$$pm$$5%以内の平均誤差で計算できることが示された。また、誤差の要因分析の結果、計算精度に対する影響として、PODの次数や多群断面積計算の不確かさに比べて回帰モデルの精度の影響が大きいことが明らかとなった。

論文

Feasibility study on the production of $$^{229}$$Th as a long-life $$^{225}$$Ac generator using the experimental fast reactor Joyo

佐々木 悠人; 前田 茂貴; 深澤 哲生*; 高木 直行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.154 - 165, 2026/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2558244
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

近年、核医学の分野では、がん細胞に選択的に集まる抗体やペプチドと結合させた$$^{225}$$Acを利用する標的$$alpha$$線療法が注目されている。それに伴い、$$^{225}$$Acの需要が高まっているため、代替の製造方法の模索が不可欠となっている。著者らを含む複数の研究者が、$$^{226}$$Raを原料とする製造方法を模索しているが、$$^{226}$$Raの供給量が限られていること、取り扱いが難しいこと、定期的な照射が必要であることなどの課題が残っている。これらの課題に対処するため、われわれは、$$^{230}$$Thを原料とし、高速実験炉「常陽」を使用した長寿命の$$^{225}$$Ac製造戦略の開発に焦点を当てた。照射後の化学処理、ターゲットの可用性、生産収率などについて詳細な調査を実施し、最尤値と関連する不確実性を含めた。その結果、原料の濃縮と長期照射が必要であるものの、$$^{225}$$Acは現在の世界供給量と同等の量で生産できることが明らかになった。さらに、本研究では、文献調査により、照射後の化学処理において、すでに実用化されているTHOREX法を適用することで、トリウムから核分裂生成物や放射性物質などの副生成物を効果的に分離できることが明らかになった。

論文

Sub-pin level distribution tallies and statistical error estimation with POD tallies in two-dimensional C5G7 benchmark

近藤 諒一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.142 - 153, 2026/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2554969
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

高詳細度のモンテカルロ計算における課題を解決するため、固有直交分解(POD)を用いた中性子束分布のタリー(PODタリー)が開発された。PODタリーは、次元数と統計誤差の両方を削減することが可能である。本研究では、2次元C5G7ベンチマークにおけるsub-pin levelに分割した中性子束分布へのPODタリーの適用可能性を検証する。また1回のモンテカルロ計算で中性子束の統計誤差を推定するために、PODタリーにcircular block bootstrap法を適用した統計誤差推定手法を提案する。検証計算の結果、従来のcellタリーと比較して、詳細に離散化された分布の次元数は90%以上削減され、全タリー領域における統計誤差は平均で半分以上削減された。提案手法により、世代間相関とPOD次数間の展開係数の相関の両方を考慮することで、中性子束分布の統計誤差を適切に推定できることを確認した。

論文

Study on criticality uncertainties of MCCI products due to concrete compositions

郡司 智; 荒木 祥平

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.187 - 199, 2026/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2597549
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

The criticality properties of fuel debris from Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) are considered to depend on the composition of the concrete aggregate. Various concrete aggregate compositions are known, and experiments have been conducted to produce MCCI using concretes with different aggregates, but few studies have addressed their criticality characteristics. From these backgrounds, critical experiments at the modified Static Experiment Critical Facility (STACY) were conducted to clarify the criticality characteristics of fuel debris by making structural simulant rods of mortar composition that did not contain aggregate to simulate concrete. In this study, to evaluate the representativeness of the samples used in the STACY experiment, we clarified differences in criticality characteristics, such as effective multiplication factors, under varying neutron moderation and moisture conditions for concretes with typical compositions and for the experimental mortar composition. In addition, the critical radius and the possible range of critical mass, which are important for handling fuel debris, were clarified. We also evaluated the impact on effective multiplication due to uncertainties in composition. As a result, it can be concluded that differences in criticality characteristics due to aggregate type, including compositional uncertainties, are generally small.

論文

Experimental measurements for the first series of the modified STACY critical assembly with simple core configurations and experimental analysis using simplified computational models

郡司 智; 荒木 祥平; 吉川 智輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(2), p.207 - 215, 2026/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2592962
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) completed the modification of the STACY critical assembly and resumed operations in August 2024. The purpose of this study is to evaluate the applicability of experimental analysis results using representative Monte Carlo codes and nuclear data for cases with different moderation conditions and critical water heights in the STACY critical experiments. This paper presents the results of experimental measurements and experimental analyses using a simplified computational model for four representative simple symmetric core configurations. The results indicate that typical Monte Carlo calculation codes, combined with evaluated nuclear data, are applicable for analyzing experimental data. Although identifying the sources of slight uncertainty and quantifying their impact in STACY experiments remains a future challenge, the results support future applications in criticality safety research and nuclear data evaluation.

論文

Generation of pressure pulse and water hammer triggered by high-burnup fuel failure under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 17 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2611410
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

To investigate generation of mechanical energies such as pressure pulse and water hammer triggered by a failure event of high-burnup fuels during a reactivity-initiated accident (RIA), online-measured data of relevant test cases in the NSRR RIA-simulated test database have been analyzed. The tests were performed on UO$$_{2}$$ and MOX fuels of 44-81 GWd/t, resulting in fuel failure. The analysis revealed a considerable increase in the ratio of mechanical energy to injected thermal energy with burnup above ~50 GWd/t for pressure pulse and water hammer and their correlation with transient fission gas release amount. These findings suggest the mechanism of burnup effect that larger amount of released fission gas produces higher rod internal pressure and thus more intensive gas outflow at the fuel failure instant, accompanied by fuel fragment release, leading to an increased efficient fuel/coolant-thermal interaction. Simultaneously, increasing the specific surface area associated with grain boundary decohesion could enhance the reaction speed.

論文

Special issue on progressive reactor physics for current and future challenges

多田 健一; 相澤 直人*; 藤田 達也*; 福島 昌宏; Pyeon, C. H.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(1), p.1 - 2, 2026/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2613783
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

本稿は、Journal of Nuclear Science and Technology誌に掲載された「現在及び将来の原子炉物理学の課題の進捗に関する特集号」の序文である。

論文

A Finite element analysis study on the fracture pattern change of fuel cladding under PCMI loading conditions

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 11 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2611411
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

To better understand the failure behavior of high-burnup light water reactor fuel during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), biaxial tension tests of the cladding were performed in a previous study. These tests suggested that the degradation of ductility and increased strain biaxiality in the fuel cladding contribute to the fracture pattern transition from slit-like breaking to guillotine breaking, as observed in some historical RIA-simulated tests at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). To validate the applicability of the conclusion from the above mechanical tests in explaining the phenomena observed in RIA-simulated tests, this study employed two finite element models simulating PCMI loading conditions under different approaches, incorporating a ductile failure criterion for the fuel cladding. The models were used to examine the relationship between fracture patterns and key testing parameters, including the axial-to-hoop strain ratio of the cladding and the ductile failure criterion. The results indicated that as the axial-to-hoop strain ratio increased, the fracture pattern tended to change from a slit-like axial crack to cracks turning toward the hoop direction, ultimately leading to guillotine breaking. Under less ductile conditions, cracks tended to propagate at a tilted angle between the axial and hoop directions. This observation verified the importance of the strain ratio and the embrittlement status of the cladding in its fracture pattern, which provides an important basis for revising methods used to estimate fuel release during RIAs, particularly when accounting for high-burnup fuels.

論文

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 2 Accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1226 - 1230, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2570371
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

In 2011, at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, it has been reported that several Units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment, however, the detail of accident progression with core melt, reactor and containment vessel failure, has still large uncertainties. Especially for the Unit 2 and Unit 3, even they had succeeded in the initial core cooling, at last lost cooling system and fell into severe accident into large release of the fission product into the environment. To clarify these uncertainties in accident scenario, considering the latest information and several insights, the latest accident scenario for Unit 2 and Unit 3 are studied using the severe accident analysis code in this study. It is shown that both Units would result in the thermal stratification in the containment water which encouraged the containment pressure increase at the early phase of the accident. On the other hand, it would be also possible that containment leakage happened to decrease the containment pressure at the later phase of the accident.

論文

Evaluation of interface capturing schemes of VOF method through application to bubble flow with single orifice

福田 貴斉; 山下 晋; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1264 - 1278, 2025/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2581248
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

この研究では、VOF法に基づく多相流シミュレーションの3つの界面捕捉スキーム(PLIC法、オリジナルTHINC法、THINC/WLIC法)を、気泡体積の保存に焦点を当てて比較検討した。単一気泡流と単孔連続気泡流の解析の結果により、THINC/WLIC法は著しいVOF拡散を示し総気泡体積を過小評価したのに対し、オリジナルTHINC法とPLIC法は気泡の体積を保存することがわかった。また、新しい視覚化アプローチに基づく分析により、THINC/WLIC法ではVOF値の一部が界面周辺のせん断力によって「引き剥がされ」てしまうことが明らかになり、同法は沸騰水型原子炉等での正確なボイド率の予測には適していないことを示した。一方、オリジナルTHINC法は、気泡体積保存の観点では、高い精度で知られるPLIC法の実装が困難である際の代替手法として有効であることが示された。

論文

Estimation of the beam trip frequency of a proton linear accelerator for an accelerator-driven nuclear transmutation system and comparison with the allowable beam trip frequency

武井 早憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1051 - 1070, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2523023
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構では、マイナーアクチニドを効率的に核変換する加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。このシステムは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器(ADS用陽子加速器)の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発を困難にしている要因の一つは、熱サイクル疲労を誘因するビームトリップ事象であり、この事象によって未臨界炉の機器が損傷するからである。ADS用陽子加速器は大強度陽子加速器の一つであるJ-PARCリニアックと比べて電流比で32倍の差がある。従って、開発段階に応じてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と許容ビームトリップ頻度を比較することが必要になる。今回、J-PARCリニアックの運転データに基づく信頼度関数を使ったモンテカルロ法のプログラムを作成し、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。モンテカルロ法のプログラムにより、従来の解析手法では得られなかったビームトリップ事象の時間分布が得られた。その結果、許容ビームトリップ頻度を満足するには、ビームトリップ時間が5分以上のビームトリップ頻度を現状の27%に低減しなければならないことがわかった。

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (V); $$^{94}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{95}$$Zr and $$^{96}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{97}$$Zr reactions at JRR-3

中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 芝原 雄司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2586632
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of $$^{94}$$Zr and $$^{96}$$Zr, which contribute to the production of $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to $$gamma$$-ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9$$pm$$0.6 millibarns for the $$^{94}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{95}$$Zr reaction, and 21.9$$pm$$0.3 millibarns for the $$^{96}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{97}$$Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.

論文

Diffusion of Cs$$^{+}$$, I$$^{-}$$ and HDO onto pre-Neogene sedimentary rocks

Hou, L.*; 深津 勇太; 岡本 駿一*; 戸田 賀奈子*; 中田 弘太郎*; 野原 慎太郎*; 石寺 孝充; 斉藤 拓巳*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1121 - 1134, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2528482
 被引用回数：1 パーセンタイル：64.08(Nuclear Science & Technology)

This study investigates the diffusion behaviors of Cs$$^{+}$$, I$$^{-}$$, and HDO in a pre-Neogene sedimentary rock as a potential host rock for high-level radioactive waste (HLW) disposal in Japan. Through-diffusion experiments were conducted to reveal distinct patterns in their breakthrough curves. Cs$$^{+}$$ exhibited the fastest diffusion among the tracers, significantly influenced by fractures, surface diffusion mechanisms, and aragonite formation. In contrast, the anion exclusion effect notably hindered the diffusion behavior of I$$^{-}$$. The results highlight the diverse diffusion and retardation properties of pre-Neogene sedimentary rocks, showing that the effective diffusion coefficient of HDO is more similar to that of crystalline rocks. These findings contribute to the understanding of the suitability of pre-Neogene sedimentary rocks as a potential natural barrier for HLW repositories.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (IV); $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m,166g}$$Ho reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1086 - 1099, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2525327
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

During the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive wastes are generated from structural materials. When considering the disposal or reuse of such wastes, accurate neutron capture cross-sections are required to evaluate the amounts of radioactive nuclides among the wastes. The present work selected $$^{165}$$Ho among nuclides included in the list for clearance levels in decommissioning, and measured the thermal-neutron capture cross-sections for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 166g}$$Ho reactions by the neutron activation method. The thermal cross-section measurements were performed with the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor under the 5-MW operation and the thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. In this work, a value of 2.79$$pm$$0.04 barn was obtained for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho reaction, and 61.2$$pm$$0.6 barn for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho reaction. The combination of these cross-sections presented 64.0$$pm$$0.6 barn, which supports the recent evaluated data of 64.69 barn and 64.4$$pm$$1.2 barn within the limit of uncertainties.

論文

Photonuclear data evaluation for nuclei around A=200 considering experimental double differential cross-section data

Nguyen, T. H. T.; 岩本 信之; 佐波 俊哉*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(10), p.967 - 986, 2025/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2519705
 被引用回数：1 パーセンタイル：64.08(Nuclear Science & Technology)

This study focuses on the evaluation of photonuclear data for nuclei around A=200 ($$^{181}$$Ta, $$^{nat}$$W, $$^{197}$$Au, $$^{nat}$$Pb, and $$^{209}$$Bi), incorporating experimental double differential cross-section (DDX) data at photon energies of 13 and 17 MeV. The evaluation is performed using the nuclear reaction model code CCONE, combining the Hauser-Feshbach statistical model and the preequilibrium two-component exciton model. We find that incorporating experimental DDX data for the evaluation process has an impact, in particular, for considering the contribution of the preequilibrium component. The reliability of the photonuclear data is improved in comparison with the evaluated photonuclear data of JENDL-5.

論文

JENDL photonuclear data file 2016 revision 1

岩本 信之

Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2025/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2573658
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Photonuclear reactions are used in many application fields. The continuous improvements are requisite to provide reliable data. The photonuclear data file JENDL/PD-2016 was released in 2017 to cover many nuclides. After the release, the upper energy of 140 MeV in JENDL/PD-2016 was extended to 200 MeV for nuclides evaluated with CCONE. New evaluations were made for structural nuclides, minor actinides, unstable nuclides with half-life of 10 minutes or longer surrounded stable nuclides, and nuclides measured at NewSUBARU facility. In addition, the nuclear data of isomer targets for $$^{242,244}$$Am and $$^{254}$$Es were evaluated. JENDL photonuclear data file 2016 revision 1 (JENDL/PD-2016.1) was released, including the above improvements. The revisions of nuclear data from JENDL/PD-2016 are made for 1096 nuclides from Si to Fm. The total number of nuclides is 2684, including four isomer targets.

論文

Improvement in automated particle measurement using micromanipulation and large geometry secondary ion mass spectrometry to remove the particle mixing effect of uranium particles

富田 涼平; 富田 純平; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(10), p.939 - 948, 2025/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2512812
 被引用回数：1 パーセンタイル：64.08(Nuclear Science & Technology)

本研究では、大型二次イオン質量分析装置の粒子自動計測機能と粒子マニピュレーション技術を組み合わせることによって、複数のウラン粒子を単一粒子と誤認させるミキシング効果を除去し、より正確に試料内のウラン同位組成の分布を取得する手法を考案した。複数のウラン同位体組成を含む試験試料を作成し、従来法と新法でそれぞれ分析を実施し、結果の比較を行った。従来法はミキシング効果により複数のウラン粒子の同位体組成が平均化された試料内に存在しない誤った結果を多く含んでいたが、新法では粒子マニピュレーションによりミキシング効果を除去することで試料に含まれるウラン同位体組成を正確に取得することに成功した。

論文

Performance evaluation for rapid-dose estimation of radioactive plume dispersion based on pre-simulation database of wind conditions by large-eddy simulation

佐藤 拓人; 中山 浩成; 佐藤 大樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 17 Pages, 2025/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2555784
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、Nakayama et al. (2021)の手法に基づき、Large-eddy simulationモデルによる事前計算データベース(pre-sim DB)と現地観測を組み合わせ、原子力施設周辺における放射性プルームの拡散を迅速にモニタする実用的なフレームワークを開発した。提案手法の風況の再現性と大気拡散解析の性能を調査するため、pre-sim DBを用いてスタック周辺のモニタリングポストにおける線量率を評価し、観測値と比較した。pre-sim DBを用いる手法は、モニタリングポストにおける空間線量率の時間変化をよく再現できたものの、いくつかのピークを過大評価した。特に風の鉛直シアが顕著な場合、pre-sim DBを用いる手法の結果には顕著な誤差が見られた。これは、pre-sim DBを用いる手法が単一の観測点における値を用いて流れ場の復元を行うために、風の鉛直シアを取り込めないことが原因と考えられる。複雑な風況の再現性に関して手法的な限界は見つかったものの、Large-eddy simulationモデルを用いた非定常計算と比べて低い計算コストで再現が可能なことから、pre-sim DBを用いる手法は、線量率の迅速なシミュレーションに対して有用なツールとなりうるだろう。

論文

Simple technique for the preparation of uranium-impregnated porous silica particles and their application as working standard particles for analysis of the safeguards environmental samples

富田 純平; 富田 涼平; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 宮本 ユタカ

Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2025/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2557376
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

A simple method for preparing uranium particles by impregnating uranium into porous silica particles was developed for use as particulate isotopic working standards. Isotopic standard solutions of uranium were prepared by acid digestion of uranium isotopic standard powder (CRM U100 and U850 from NBL) and then impregnated into the porous silica particles. The impregnation of uranium into the porous silica particles was observed by scanning electron microscopy-energy dispersive X-ray spectroscopy and large-geometry secondary-ion mass spectrometry analyses. The abundances of uranium isotopes determined by multicollector thermal ionization mass spectrometry agreed with the certified values, and no significant bias was found between the measured and certified values. These results indicate this new method for preparing uranium-impregnated particles has the potential to be applied to the preparation of in-house particulate isotopic standards.

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