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藤原 健壮; 柳澤 華代*; 飯島 和毅
Environmental Radiochemical Analysis VI, p.89 - 96, 2019/09
ストロンチウム90は核分裂生成物のうち収率と毒性が高いため、環境試料の測定では低濃度での測定が必要となる。特に事故時においては迅速な環境モニタリングと健康影響の評価が必要である。環境中の放射性核種の移行挙動の評価のためには、溶液のみならず、生物や土壌中の分析が必要である。溶液中におけるストロンチウム90のICP-MSによる迅速分析手法が近年確立されている。しかしながら本手法では、土壌や魚等の分析については、同位元素や対象外物質を多く含むため、重核が測定に影響を与えるなどの理由によりまだ確立されていない。よって本研究では、魚や土壌中に含まれるストロンチウム90の分析手法をっかうりつするため、ストロンチウムの同位体やカルシウムのような共存イオンの影響を評価した。
石山 新太郎
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.288 - 297, 2004/09
低放射化/軽量材料のSi/xSiC金属マトリックス複合材と高強度/項熱伝導SiCを用いて核融合炉用ターゲットプレートモデル試験体を試作し、5MW/m
30secの熱負荷試験を実施し、試作モデルに異常のないことを検証した。
原子力コード研究委員会原子力コード評価専門部会
JAERI-Tech 2003-078, 107 Pages, 2003/11
JAERI-Tech-2003-078.pdf:6.18MB
核分裂性物質を含むユニット間の中性子結合の弱い相互干渉系を対象とするモンテカルロ法臨界計算では、解の収束緩慢性が問題になることがある。本報告では、この種の問題に対する適切な判断と解決方法の手がかりを与えられるように、基礎的な臨界計算の理論と収束性にかかわる応用理論を主として述べてある。このためには、この科学技術分野にかかわる論文の現状調査を広く行って、その内容を検討・参考とし、必要に応じてガイド資料に引用した。さらに、核分裂マトリックス固有ベクトルを利用したモンテカルロ法臨界計算の収束性加速及び判定方法の開発を行い、経済協力開発機構原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)の臨界収束性専門家会合で提案されたベンチマーク問題の多種多様な物理体系により手法の検証を行った。
Degueldre, C.*; 秋江 拓志; Boczar, P.*; Chauvin, N.*; Meyer, M.*; Troyanov, V.*
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1967 - 1973, 2003/11
今日、世界の400基ほどの原子炉において毎年約100トンものプルトニウムが生成されている。MOX燃料としてリサイクルしてもプルトニウム蓄積量の減少に大きな効果は期待できないが、イナートマトリックス燃料(IMF)を用いればプルトニウム量の低減、あるいは生成と燃焼のバランスのための柔軟性あるオプションとなる。これまで各国において、熱中性子炉や高速炉のための有力なイナートマトリックス材が見いだされ、その照射試験と照射後試験,IMFのふるまいのモデリングとテスト,安全解析,燃料製造法の開発や現行炉あるいは将来炉でIMFを用いるシステムの検討を進めてきた。その結果、これらIMFの燃料材として、あるいは炉心への装荷法や炉戦略などから見た実現可能性が確認されつつある。今後実用化に向けて、特に商用炉におけるさらなる照射試験や詳細な安全解析とそのための手法の確立が重要となろう。
熊田 高之; 熊谷 純*; 宮崎 哲郎*
Journal of Chemical Physics, 114(22), p.10024 - 10030, 2001/06
被引用回数：14 パーセンタイル：56.61(Chemistry, Physical)固体パラ水素中に捕捉されたエチルラジカルを電子スピン共鳴法(ESR)を用いた調べた。得られたスペクトルはC-C軸を中心とした1軸異方性を持つにもかかわらず、その分解能はこれまでの最高であったFessendenらによる液相中の等方的スペクトルのそれをも数倍上回る。その高分解能によりエチルラジカルのC-C軸に対しA',E'回転対称性をもつ2種類のESR信号の分裂を観測することに成功し、またその信号強度比の温度依存性から分子内トンネル回転によるエネルギー分解幅5.8Kが求まった。この値はガス相中のそれに非常に近いことから、マトリックス中であるにもかかわらず分裂幅は結晶中の束縛ポテンシャルによるものではなく、エチルラジカルの内部回転に対するポテンシャル、及びトンネリングを反映したものであることがわかった。
山下 利之; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 蔵本 賢一; 二谷 訓子; 中村 武彦
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.327 - 330, 2001/02
被引用回数：12 パーセンタイル：32.76(Nuclear Science & Technology)余剰プルトニウムの軽水炉での燃焼を目的とする岩石型プルトニウム燃料概念を発展させた。不活性マトリックスの基礎物性と岩石型燃料の照射挙動の研究から、有望な燃料候補として粒子分散型燃料を開発した。本燃料とPuO
と種々の添加物を固溶したイットリア安定化ジルコニア(YSZ)球状粒子をスピネルマトリックス中に均質に分散させたものである。また、既存計算コードによる安全性解析やNSRRでの反応度事故実験から、YSZとスピネルから成る岩石型燃料は現行UO燃料に匹敵する安全性を有することがわかった。これらに加えて、粒子分散型燃料の製造や照射試験に関する最近の成果をまとめた。
稲田 聡; 佐藤 宗一; 庄司 和弘; 池田 久; 実方 秀*; 沼田 光央*
JNC-TN8410 2000-022, 55 Pages, 2000/05
JNC-TN8410-2000-022.pdf:1.57MB
垂直照射型蛍光X線分析装置の導入に伴い、ウラン・プルトニウム濃度分析検討を実施した。本装置は、測定部がグローブボックス内に設置され、試料の下部からX線を照射するタイプである。基本条件の検討を実施した。測定に必要な試料量は、容器の形状及び検出効率から3mLとした。励起エネルギーの最適化を図ったところ、繰り返し精度とフィラメントへの負荷を考慮してウラン、プルトニウムともに50kV-30mAと設定した。測定時間については、安定した測定結果が得られた60秒とし、1回の測定は60秒2回(合計120秒)の測定を実施し、その平均を測定結果とすることとした。水相中のウラン、プルトニウム混合試料の測定は、マトリクス効果の補正を行うことで誤差4%以内で正確に測定できることを確認した。また、単体試料測定における検出限界値はウランが0.4mg/L、プルトニウムが6.7mg/Lと計算された。定量上限濃度は、蛍光X線分析装置にて分析するために調製した後の測定試料においてウラン、プルトニウムともに9g/Lとした。有機相中のプルトニウム濃度分析は、標準添加を行う希釈法及び試料を直接測定する直接法について検討した。両方ともに良好な結果を示し、検出限界値はそれぞれ、5.3mg/L,0.2mg/Lであった。ただし、直接法においては標準溶液の調製方法に問題が残り、今後の検討課題とした。
上羽 智之; 水田 俊治; 鵜飼 重治
JNC-TN9400 2000-028, 41 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-028.pdf:2.52MB
改良オーステナイト最適化鋼(14Cr-25Ni鋼)は改良オーステナイト鋼(15Cr-20Ni鋼)の更なる耐スエリング性能を改善するため改良を行っている炉心材料である。この改良では照射中の析出物の微細・安定化を図るために、Ti,Nb,V,Pを複合添加し高温溶体化処理によってマトリックスに固溶させている。更に、最終冷間加工において加工度の増加と同時に残留応力を低減化している。14Cr-25Ni鋼の試作被覆管について実施している炉外試験のうち、組織観察(製品まま)、固溶量測定、結晶粒度測定の結果を評価し、以下の結果が得られた。(1)組織観察では、粒内に球状の析出物が認められた。EDXによる組成分析の結果、この析出物はTi,Nbの複合炭窒物[Ti,Nb(C,N)]がほとんどであった。(2)固溶したTiとNbの添加量に対する割合はそれぞれ70%、30%程度であった。未固溶のTi,Nbは未固溶CとMC型の炭化物を形成している可能性がある。(3)添加元素をマトリックスに十分に固溶させるために溶体化処理温度を高温にすると結晶粒が粗大化しやすくなり、超音波探傷検査におけるシャワーエコーの発生原因となる。結晶粒度測定の結果、Nbの添加量を標準鋼(0.2wt%)よりも少なくした鋼種(0.1wt%)では粗大粒の発生が少なく、Nb添加量の減少による結晶粒度制御の効果が確認できた。また、合金元素の固溶を促進させるために溶体化処理温度を高くしても、例えば中間冷間加工度を高めにすると同時に中間熱処理温度も高くするなど中間冷間加工と中間熱処理の条件を適切に設定することにより結晶粒の粗大化を抑制できる可能性がある。
山下 利之; 秋江 拓志; 木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純
IAEA-TECDOC-1122, p.309 - 320, 1999/11
ほぼ完全にプルトニウムを燃やしきり、使用済燃料を安定な廃棄物としてそのまま直接処分できる岩石型燃料-軽水炉(ROX-LWR)システムの研究で得られた成果の概要を報告する。これにはイナートマトリックス物質の探索、Puの燃焼特性、事故解析、岩石型燃料の照射挙動、環境安全性解析及びROX-LWRシステムの経済性評価等が含まれる。また、これまでに得られた成果をもとに立案した第2期研究計画の概要についても報告する。
佐藤 治夫
JNC-TN8400 99-065, 379 Pages, 1999/10
第2次取りまとめにおいて、岩石マトリックス中の実効拡散係数設定のための拡散係数のデータベース(以下DBと略称)を整備した。本DBでは、実効拡散係数(De)、見掛けの拡散係数(Da)、自由水中の拡散係数(Do)の3種類の拡散係数を取り扱った。また、1980
1998年に公表された文献を対象として以下の点に留意して整備した。(1)第2次取りまとめは、我が国の地質環境を対象としていることから、国内の岩石を対象として整備する。(2)地層処分の性能評価では22元素を重要元素としているが、汎用性を考慮して全ての元素または水溶性トレーサを対象とする。(3)対象岩石の内、堆積岩に含まれる石灰岩については、天然資源となり得ることから、DB整備の対象から除くものとする。物質移行および地質学的観点から、岩種を結晶質岩(酸性)、結晶質岩(塩基性)、堆積岩(砂質岩類)、堆積岩(泥質・凝灰質岩類)の4種類に分類した。また、結晶質岩の内、中性付近の岩石については塩基性岩とした。DBは、各岩種単位で構成される。各岩種毎のDBはさらに各元素単位で整理し、各元素毎に化学種、岩石名、拡散係数(De,Da,Do)、取得条件(方法、間隙水、pH,Eh,温度、雰囲気など)、文献など24項目の情報を入力した。調査の結果、結晶質岩(酸性)に対するDeは、全部で18元素及びトレーサ(炭化水素)、207件のデータが報告されており、その全てが花崗岩、花崗閃緑岩、黒雲母花崗岩などの花崗岩類であった。結晶質岩(塩基性)に対しては、玄武岩、安山岩、片岩について、6元素、32件のDeデータが報告されていた。堆積岩(泥質・凝灰質岩類)に対しては、泥岩、泥質片岩、凝灰岩について、8元素、54件のDeデータが、また、堆積岩(砂質岩類)に対しては、珪質堆積岩について、1元素、11件のDeデータが報告されていた。これからも分かるように、データは花崗岩類に偏る傾向が見られた。一方、砂質岩類に対するデータが少ないことも分かった。各岩種ともDeは概ね間隙率と相関性が見られるものの、Daについては余り相関性が見られなかった。他に、形状因子や幾何学因子と間隙率との関係、Deとイオン電荷、Do、元素との関係など、様々なパラメータ間の関係についても議論した。
+ZrO, PuO+ThO and MOX fueled LWRsShelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*
JAERI-Research 99-051, p.51 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-051.pdf:2.05MB
PuO+ZrO(岩石型酸化物燃料:ROX)、 PuO+ThO(トリウム酸化物燃料:TOX)及びMOX燃料を装荷した軽水炉における、Pu消滅、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命FPの生成、使用済燃料中の放射能の毒性、燃料温度及びボイド反応度係数等の特性を検討した。例えば、減速材/燃料体積比が2.0の場合、ROX燃料中で兵器級Puの初装荷量の90%が消滅し、そのうち初装荷Puの2.5%はMAに変換されることがわかった。原子炉級Puの場合は80%が消滅し、6.7%がMAに変換する。TOX燃料もPu消滅特性は良いが、消滅した核分裂性Puの半分程度の
Uが生成する。MAと長寿命FPの使用済燃料中の生成量から放射能の毒性を評価すると、ROX燃料がほかの燃料より低い。ROXの主な欠点は反応度係数であるが、これが改善されればPuワンススルー燃焼用の燃料として優れた特性をもつ。
anions in solid parahydrogen via two-stage quantum tunneling diffusion process熊田 高之; 北川 尚紀*; 森 昇治*; 熊谷 純*; 荒殿 保幸; 宮崎 哲郎*
Journal of Low Temperature Physics, 114(5-6), p.413 - 429, 1999/00
固体パラ水素中に生成したHアニオンは、固体水素の量子性を反映した非古典的減衰挙動を示す。本論文において、その減衰機構とそれに伴うHアニオンの量子拡散挙動を解明した。実験の結果、減衰速度が(1)Hやカチオンの濃度ではなくHDのそれに比例する、(2)添加したNeの量にも比例する、(3)3K以下では温度とともに正比例的に増加、3-5Kにおいては逆に減少、5K以上では指数関数的に増加することを新たに見いだした。これらはそれぞれ、(1)Hの減衰がカチオンとの中和やH原子への電子移行反応:H+H
H+H
ではなく、HDとの反応によること、(2)拡散種はHDではなくHであること、(3)3K以下、3-5Kの結果はそれぞれ、one-phonon relaxation,two-phonon assistを伴った量子拡散過程によりHが固体中を拡散していることを示している。特に3-5Kの温度依存性の逆転は、Meyerovich等が提唱するBiased Diffusionによるものであると思われる。
山下 利之; 秋江 拓志; 二谷 訓子; 中野 佳洋; 中村 武彦; 白鳥 徹雄; 鈴木 康文
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), p.8 - 0, 1999/00
軽水炉で余剰プルトニウムを消滅させるための岩石型燃料(ROX)の研究を展開した。ROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性、環境安全性及びプルトニウム消滅率の観点から優れた特性を有する。不活性マトリックス及び燃料照射の研究から、最も有望な岩石型燃料として、プルトニウムと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。また、炉心安全解析から、岩石型燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO燃料装荷PWRと同等の安全性を有することが明らかになった。岩石型燃料のプルトニウム消滅量はMOX燃料と比べ約2倍大きいことがわかった。
三ツ井 誠一郎; 久保田 満*; 山口 明*; 中島 英雄*
JNC-TN8430 98-001, 12 Pages, 1998/11
高レベル放射性廃棄物の地層処分研究において、処分環境でのガラス固化体の長期溶解変質挙動の評価は重要な課題の一つである。本研究では、溶性ケイ酸が飽和した条件での廃棄物ガラスの溶解変質のメカニズムを明らかにするため、飽和条件での浸出試験を実施し、反跳粒子検出法およびX線光電子分光法によって浸出試験後のガラス表面の元素分布を分析した。その結果、溶性ケイ酸が飽和した条件ではガラスマトリクスの水和変質によってガラス表面に水和層が形成されその水和層からは可溶性元素であるNa,Bが溶脱していることがわかった。また、ガラスマトリクスの水和変質と可溶性元素の浸出量の経時変化には密接な関係があることが示唆された。
H+D in an argon matrix at 20K駒口 健治*; 熊田 高之; 荒殿 保幸; 宮崎 哲郎*
Chemical Physics Letters, 268(5-6), p.493 - 497, 1997/00
被引用回数：14 パーセンタイル：52.81(Chemistry, Physical)低温固体アルゴンマトリックス中で、トンネル反応(HD+DH+D)に直接関与する水素原子-水素分子対をESR観測することに成功した。20Kにおける水素原子のESRスペクトルとは、分離幅約0.06mTの等方的な9本線からなる極超微細構造が現れた。このスペクトル線形は、H原子-水素分子対(H-HDまたはH-D)で説明可能である。この極超微細構造から、トンネル反応が起こるときの水素原子-水素分子間距離として、0.173nmが評価できた。
Nb(n,n')
Nb及び
Hg(n,n')
Hg反応の中性子断面積桜井 淳
日本原子力学会誌, 39(3), p.231 - 236, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)Nb(n,n')Nb及びHg(n,n')Hg反応の中性子断面積及びコバリアンス・マトリックスの評価手順について詳細に記述してある。
U核分裂中性子スペクトルに対する平均断面積は、Nb(n,n')Nb反応に対して0.99、Hg(n,n')Hg反応に対して0.86である。これらのデータは、JENDL Dosimetry File及びその改良版に収納されている。Nb(n,n')Nb反応は、原子炉圧力容器のサーベイランス・ドシメトリーに有用である。Hg(n,n')Hg反応は、臨界実験装置のような低い中性子束での照射場における高速中性子測定に有用である。特に、Hg(n,n')Hg反応の評価済み中性子断面積は、評価済み中性子データファイルに初めて導入されたものである。
中川 庸雄; 柴田 恵一; 千葉 敏; 中島 豊
JAERI-Research 95-043, 62 Pages, 1995/06
JAERI-Research-95-043.pdf:1.59MB
評価済核データライブラリーJENDL-3.1およびJENDL-3.2に格納されている
N弾性散乱断面積、N(n,p)反応断面積、
N弾性散乱断面積、
Na非弾性散乱断面積、Fe非弾性散乱断面積、
Pu核分裂断面積の共分散マトリックスを推定した。それぞれの断面積データの評価手法と測定データを検討し、評価値の標準偏差と相関マトリックスを推定し、各断面積にたいして18群構造の共分散マトリックスとして与えた。
宇田川 昂; 弓立 浩三*; 工藤 久明; 貴家 恒男; 森野 美樹*; 瀬口 忠男
JAERI-Tech 95-007, 25 Pages, 1995/02
人口衛星構造材料としてのエポキシ樹脂複合材、および長期間の運用を行う宇宙用材料として有望とされるポリイミド(PMR-15)複合材である2種類の炭素繊維強化プラスチック(CFRP)に対する宇宙環境の影響を調べた。これらの材料に対する耐宇宙環境性は電子、陽子、原子状酸素、および熱サイクルに曝したあとの機械特性の変化から評価した。その結果、PMR-15をマトリックスとするCFRPは、宇宙環境において優れた性能を持つことが明らかとなった。また、電子と陽子の照射を比べても、CFRPの機械特性に違いがないことを明らかにした。
K.Humer*; H.W.Weber*; E.K.Tschegg*; 江草 茂則; R.C.Birtcher*; H.Gerstenberg*; B.N.Goshchitskii*
Fusion Technology 1994, 0, p.973 - 976, 1995/00
核融合炉用超電導磁石の絶縁材料として有力な候補である繊維強化高分子(FRP)の機械特性に対する放射線損傷の影響を調べた。この試験プログラムでは、出来るだけ幅広いスペクトラムのFRPを網羅するため、マトリックス樹脂としてはエポキシ、ポリイミド、ビスマレイミドを選び、一方、補強材としてはE-、S-、及び、T-ガラス繊維の2次元及び3次元編みの補強材クロスを選び、種々のFRPに対する放射線照射効果を調べた。
Nb(n,n′)NbおよびHg(n,n′)Hg反応の中性子断面積桜井 淳
JAERI-Research 94-005, 16 Pages, 1994/08
JAERI-Research-94-005.pdf:0.63MB
JENDL Dosimetry Fileに収納されたNb(n,n′)NbおよびHg(n,n′)Hg反応の中性子断面積およびコバリアシス・マトリックスの評価手順が詳細に記述されている。U核分裂スペクトル平均断面積のC/Eは、Nb(n,n′)Nb反応に対して0.99であり、Hg(n,n′)Hg反応に対して0.86である。
