Decay studies of new isomeric states in No

Bronis, A.*; Heberger, F. P.*; Antalic, S.*; Andel, B.*; Ackermann, D.*; Heinz, S.*; Hofmann, S.*; Khuyagbaatar, J.*; Kindler, B.*; Kojouharov, I.*; et al.

Physical Review C, 106(1), p.014602_1 - 014602_12, 2022/07

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.106.014602

The decay of excited states in No was investigated by applying the evaporation-residue-conversion-electron correlation technique. Two new isomeric states were observed in No together with the previously known one. Excitation energies of the isomeric states were estimated based on the energies of conversion electrons and rays from correlation chains. These results were in accord with theoretical calculations based on the mean-field models. A tentative decay scheme of isomeric states in No is proposed, and their Nilsson configurations are discussed. The energy decrease of the 11/2[725] Nilsson level for heavy =153 isotones as a function of increasing proton number is confirmed.

Using two detectors concurrently to monitor ambient dose equivalent rates in vehicle surveys of radiocesium contaminated land

武石 稔; 柴道 勝; Malins, A.; 操上 広志; 村上 晃洋*; 三枝 純; 米谷 雅之

Journal of Environmental Radioactivity, 177, p.1 - 12, 2017/10

AA2016-0534.pdf:1.79MB

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2017.05.010

通常の車両サーベイでは、地上1m高さの空間線量率に換算するために、同じ場所で車両の検出器及び車両を移動し1m高さの空間線量率を手持ち測定器で測定し、両者を比較している。車両測定結果を地上1m高さ値に、より正確に換算するため、2個の検出器を原子力機構の専用のモニタリング車の異なる高さに設置し、福島の避難区域等で測定、地上1m高さの測定結果と比較した。その結果、車両の異なる高さに設置した単一の検出器測定値から地上1m高さ値に換算した場合に比べて、車両2検出器を両者とも用いて換算した方が精度が高く、手持ち測定値に対して20%の範囲内にあった。また道路上の放射性セシウムの存在量が周辺より少ない場合は、車両の検出器の測定高さを高くすることにより道路周辺の空間線量率に近づいた。また、車両検出器の設置高さにについてモンテカルロシミュレーションコードを用いて検討した。

Completion of solidification and stabilization for Pu nitrate solution to reduce potential risks at Tokai Reprocessing Plant

向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。

Development of simple method to incorporate out-of-core cooling effect on thorium conversion in multi-pass fueled reactor and investigation on characteristics of the effect

深谷 裕司

Annals of Nuclear Energy, 81, p.301 - 305, 2015/07

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.03.005

多重燃料装荷炉心におけるトリウム転換に対する炉外冷却効果を考慮するための簡易手法と炉外冷却効果の特性の研究を行った。溶融塩増殖炉やぺブルベット高温ガス炉のような多重燃料装荷炉心では、燃料は炉内を移動し炉外へ排出される。炉外滞在時には核種の減衰が起こるため、その特性が顕著な場合は考慮される必要がある。本研究ではトリウム転換を正確に評価するためPaの炉外冷却を考慮する。本研究では、この効果を考慮するために、炉外冷却の模擬を行わなくても炉外冷却時と同等のPaの平衡濃度を実現できる実効崩壊定数を提案する。この実効崩壊定数により、炉外冷却の効果がセル燃焼計算により生成されるマクロ断面積を用いるコードシステムでも、システムの変更を一切行うことなく考慮することができる。また、トリウム転換に対する炉外冷却効果の特性を溶融塩増殖炉とぺブルベット高温ガス炉について検討した。その結果、炉内の燃料塩流速の早い溶融塩増殖炉の転換性能の向上には適している一方で、炉内滞在期間が100日程度であり、Paの半減期の27日よりも長いぺブルベット高温ガス炉ではその効果は顕著ではなく、転換比の劇的な改善につながらないことがわかった。

SIMMER-III analyses of local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool; Effect of coolant quantity

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, p.964327_1 - 964327_14, 2015/00

https://doi.org/10.1155/2015/964327

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in recent years several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, to further understand this interaction, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is found that the SIMMER-III code not only reasonably simulates the transient pressure and temperature variations during local FCIs, but also supports the limited tendency of pressurization and resultant mechanical energy release as observed from experiments when the volume of water delivered into the pool increases. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to such limited tendency should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

Femtosecond time-resolved solvation process of a solution; Constraints of vibrational degrees of freedom in the supercooled state

村上 洋

Chemical Physics Letters, 417(4-6), p.550 - 554, 2006/01

https://doi.org/10.1016/j.cplett.2005.10.072

溶媒和過程は溶液中の化学反応や生体高分子などの生体機能に重要な役割を果たすと考えられている。本研究の目的は溶液中分子の溶媒和過程を液体状態からガラス転移温度付近までの温度領域でフェムト秒からナノ秒の時間領域で調べることである。溶液中分子の電子励起状態の溶媒和過程は時間分解蛍光スペクトルの時間的ピークシフトから調べることができる。われわれはフェムト秒レーザーによるup-conversion法を用い、エタノール・メタノール混合液(体積比4:1)中色素分子を対象に室温から170Kまでの温度領域で時間分解蛍光スペクトルの測定を行った。すべての温度で三つの緩和過程が存在した。約0.1psの過程は媒質の振動的な運動,数ピコ秒の過程はいわゆる「速い緩和」、時定数が温度低下とともに増加する過程は拡散的な運動に起因すると考えられる。緩和過程の温度変化の結果は二つの速い緩和成分の原因となる溶媒和過程の一部の速度が低下するとして理解される。これは過冷却状態での強い水素結合ネットワークの下で振動的な自由度が束縛されるためと考えられる。

Master plan and current status for feasibility study on thermal/hydraulic performance of reduced-moderation water reactor

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 中塚 亨; 三澤 丈治; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

日本原子力研究所は水冷却増殖炉(RMWR)高稠密格子炉心の熱流動成立性に関する研究・開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRの開発においては熱流動に関する成立性が大きな課題となっている。本研究では、研究・開発の全体計画を示すとともに、37本体系の大型試験装置による実験的な検討、並びに燃料棒間隙幅といった形状効果の解析的評価の実現を目指した3次元解析手法の開発に関する進展状況を述べる。現在までに間隙幅1.3mmと1.0mm体系における定常並びに過渡限界出力試験を行い、成立性を確認している。

Concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR)

岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中塚 亨

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

原研では、実績のある軽水炉技術と軽水炉MOX利用技術に基づき、プルトニウムの有効利用を実現し、将来の持続的エネルギー供給を可能にする革新的水冷却炉(FLWR)を開発している。炉心以外は現行軽水炉技術を利用するため、運転・保守性に優れる。炉心は燃料棒を稠密に配置し、高速炉に近いスペクトルを実現して、燃料の転換比を高める。本概念は、高転換型炉心と、低減速軽水炉炉心との2段階からなる。前者は、軽水炉やMOX軽水炉の代替プラントとして導入するもので、再処理工場からの回収プルトニウムを少数基で集中的に利用できる。後者では、さらに炉心を稠密化し、増殖を伴うMOX燃料多重リサイクル利用に移行し、天然ウラン資源消費量を抑制する。2つの炉心は同一サイズの六角燃料集合体を使用しており、集合体内の燃料棒本数や燃料棒間隔,プルトニウム富化度などを変更することで、燃料サイクル環境に柔軟に対応できる。

Calculation of age-dependent dose conversion coefficients for radionuclides uniformly distributed in air

Tran, V. H.; 佐藤 大樹; 高橋 史明; 津田 修一; 遠藤 章; 斎藤 公明; 山口 恭弘

JAERI-Tech 2004-079, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-079.pdf:5.02MB

空気中に一様分布する光子放出核種からの外部被ばくに対し、年齢依存線量換算係数を計算した。6種類の年齢群の数学ファントム及びモンテカルロ放射線輸送コードMCNPを用いて、半無限の空気中線源からの照射による臓器及び組織線量を計算した。臓器線量は、10keVから5MeVまでの12種類の単一エネルギー線源に対して計算した。得られた臓器線量から各光子エネルギー及び年齢群に対する実効線量を算定し、これに基づき原子力施設の安全評価上重要とされる160核種に対する実効線量換算係数を計算した。換算係数は、単位濃度及び時間あたりの実効線量(Sv per Bq s m)で与えた。

Development of predictable technology for thermal/hydraulic performance of reduced-moderation water reactors, 1; Master Plan

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇

Proceedings of 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '04), p.1488 - 1494, 2004/06

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本シリーズ報告ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べる。