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大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
廃炉環境国際共同研究センター; 茨城大学*
JAEA-Review 2023-021, 112 Pages, 2024/02
JAEA-Review-2023-021.pdf:7.1MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、平成30年度に採択された研究課題のうち、「放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献」の平成30年度から令和3年度分の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本研究は、東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故で環境へ放出された放射性セシウム(Cs)を高濃度に含有する、不溶性の性状を持つシリカ(SiO
)主材微粒子の基礎的な物性(粒径、組成、同位体組成、静電特性、光学特性)や
放射体の濃度等について、一定の成果をもつ我が国の放射化学、分析化学、エアロゾルの科学者らが英知を集め英国側と協力して更に研究を進め、炉内事故事象の解明、生成要因の解明を行い、廃炉手順の確立、溶融燃料等の回収、作業員、現場・周辺環境の安全確保等の達成に寄与することをねらいとした。
廃炉環境国際共同研究センター; 茨城大学*
JAEA-Review 2020-033, 84 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-033.pdf:4.9MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「放射性微粒子の基礎物性解明による廃炉作業リスク低減への貢献」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、東京電力福島第一原子力発電所事故で環境へ放出された放射性セシウム(Cs)を高濃度に含有する、不溶性の性状を持つシリカ(SiO)主材微粒子の基礎的な物性(粒径、組成、同位体組成、静電特性、光学特性)や放射体の濃度等について、一定の成果をもつ我が国の放射化学,分析化学,エアロゾル科学者らが英知を集め英国側と協力して更に研究を進め、炉内事故事象の解明、生成要因の解明を行い、廃炉手順の確立、溶融燃料等の回収、作業員、現場・周辺環境の安全確保等の達成に寄与することをねらいとしている。
瀬谷 道夫; 呉田 昌俊; 曽山 和彦; 中村 仁宣; 原田 秀郎; 羽島 良一
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07
原子力機構は保障措置及び核セキュリティのための、次の先進的な核物質非破壊測定の基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)ZnS/BO
セラミックシンチレータによる
He代替中性子検知技術、(2)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)の組み合わせによる中性子共鳴濃度分析法、(3)レーザー・コンプトン散乱
線(大強度単色線)利用核共鳴蛍光NDA(1)は、供給不足が懸念されるHeに代わるZnS/BOセラミックシンチレータ中性子検出器の開発であり、(2)は、粒子状溶融燃料などの測定対象物中の核物質同位体組成比測定NDA技術開発、(3)は、レーザー・コンプトン散乱により発生させたエネルギー可変の大強度の単色線により引き起こすPu/U同位体の核共鳴蛍光反応を利用するNDAのためのプログラムである。この論文ではこれらについて紹介する。
須山 賢也; Nouri, A.*; 望月 弘樹*; 野村 靖*
JAERI-Conf 2003-019, p.890 - 892, 2003/10
同位体組成データは、照射済燃料の燃焼計算の検証に必要とされるデータである。2002年9月より、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、照射済燃料同位体組成データベースSFCOMPOを運用してきた。本報告では、SFCOMPOの最新版の状況とOECD/NEAでの今後の開発計画を報告する。
篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06
被引用回数：13 パーセンタイル：63.50(Nuclear Science & Technology)英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度よく測定した。本論文(Paper 1)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つモノである。なお別報(Part 2)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。
篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06
英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度良く測定した。本論文(PaperI)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つものである。なお別報(PaperII)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。
Hee, S. S.*; 須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 野村 靖
JAERI-Research 2000-066, 131 Pages, 2001/01
JAERI-Research-2000-066.pdf:6.36MB
同位体組成の計算をオブリハイムPWR型原子炉の26個の使用済燃料サンプル及び7つのPWR型原子炉の55個の使用済燃料サンプルを対象とし、SCALE4.4コードシステムのSAS2Hモジュールで27,44及び238群の断面積ライブラリ、及びSWATコードシステムで107群断面積ライブラリを用いて実施した。オブリハイム原子炉からのサンプルの解析では、幾何形状モデルはSCALE4.4/SAS2HとSWATそれぞれに対して作成した。7つのPWR型原子炉からのサンプルの解析では、SCALE4.4/SAS2Hに既に適用された幾何形状モデルをSWATのモデルに直接変換した。これら4種類の計算結果を測定データと比較した。便宜上、測定値対計算値の比をパラメタとした。この比が1より小さいとき、計算値は測定値よりも1大きく、1に近いと測定との一致がよい。燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価のための多くの重要な核種について、この研究で適用した4つの計算手法は一般的に測定値とよい一致を示した。しかし、さらに細かく見ると、以下の点に気づく: (1)オブリハイムPWR型原子炉の選ばれた16サンプル(26サンプルのうち16サンプルはNd-148法で測定されたが、10サンプルはNd-148法より信頼性の低いCs-137非破壊法で測定された)では、Pu-239及び-241で1より小さな比となった。(2)Am-241とCm-242については、16サンプル及び55サンプルともに、1より大きな比となった。(3)Sm-149は55サンプルで1より大きな比となった。(4)SWATは概してSAS2Hよりも大きな比の値を示した。燃焼度クレジットを取り入れた、最近のPWR燃料などを含めた中性子増倍率の保守的な評価のために、核種組成の計算値に掛ける補正因子を、71サンプル(選択した16サンプルと55サンプルとを併せたもの)の測定値対計算値の比に基づき生成した。
須山 賢也; 片倉 純一; 大川 内靖*; 石川 眞*
JAERI-Data/Code 99-003, 83 Pages, 1999/02
JAERI-Data-Code-99-003.pdf:3.47MB
本書は、ORIGEN2コードのためのJENDL-3.2に基づく新しいライブラリORLIBJ32の報告書である。ORLIBJ32の一部をなす、軽水炉用ライブラリの作成には、総合化燃焼計算コードシステムSWATが使用された。また、もう一部の高速炉用ライブラリの作成のために、新しいシステムが開発された。本ライブラリを用いた計算結果は、PWR燃料の照射後試験の結果と、良い一致を示した。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*
日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 坂本 浩紀; 金子 俊幸*
JAERI-Data/Code 96-036, 156 Pages, 1997/02
JAERI-Data-Code-96-036.pdf:3.22MB
日本におけるシグマ委員会の核種生成量評価WG活動の一環として、軽水炉使用済燃料の核種組成分析データの収集を行ってきた。これらのデータは燃焼計算コードの精度評価に必要なものである。これらのデータを世界のユーザーに提供するため、核種組成データベースシステムSFCOMPOがパーソナルコンピュータIBM PC-AT(又はその互換機)上で作成された。SFCOMPOには、10基の軽水炉(6基のPWR及び4基のBWR)から収集された核種組成分析データ及び数組の使用済燃料棒の軸方向燃焼度分布データが収納されている。
黒澤 正義; 内藤 俶孝; 金子 俊幸*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety, Vol. I, 0, p.2.11 - 2.15, 1995/00
使用済燃料の核種組成の燃焼度依存性を把握するため、多くの使用済燃料分析データが精密に調べられ、これらのデータが検索しやすいような核種組成データベース(SFCOMPO)が作られた。一方、これらのデータを用いて使用済燃料の燃焼特性が研究され、日本において臨界安全評価用U、Pu組成が推奨されるに到っている。この推奨値は、これを用いた臨界計算の実効増倍率が実際の値より高くなるよう決められた。このことを確認するため、推奨値及びORIGEN2計算による核種組成を用いて、PWR使用済燃料1体の臨界計算をMCNPで行った。
内藤 俶孝; 黒澤 正義; 金子 俊幸*
JAERI-M 94-034, 225 Pages, 1994/03
使用済燃料中の核種組成を計算するためのコードの精度把握に必要な核種組成の実測データを、シグマ委員会の中に設置されている核種生成量評価WGの活動の一環として収集した。収集したデータは、ベンチマーク計算に必要な情報を提供するために、サンプル燃料の照射履歴、サンプル燃料集合体の構成、サンプル収集位置及び核種組成データに分類して編集した。ここでは、欧米の軽水炉9基(PWR5基、BWR4基)および日本の軽水炉4基(PWR2基、BWR2基)の計13基から収集したデータを記す。その他、これら核種組成の典型的な燃焼特性についても参考のため記す。
内藤 俶孝; 黒澤 正義; 金子 俊幸*
JAERI-M 93-061, 225 Pages, 1993/03
使用済燃料中の核種組成を計算するためのコードの精度把握に必要な核種組成の実測データを、シグマ委員会の中に設置されている核種生成量評価WGの活動の一環として収集した。収集したデータは、ベンチマーク計算に必要な情報を提供するために、サンプル燃料の照射履歴、サンプル燃料集合体の構成、サンプル収集位置及び核種組成データに分類して編集した。ここでは、欧米の軽水炉9基(PWR5基、BWR4基)および日本の軽水炉4基(PWR2基、BWR2基)の計13基から収集したデータを記す。その他、これらの核種組成の典型的な燃焼特性についても参考のため記す。
甲斐 倫明; 森内 茂; 大久保 收二
JAERI-M 85-012, 42 Pages, 1985/02
SPEEDIのソースターム計算に用いる希ガスまたはヨウ素の核種組成は線量評価上有用な情報である。原子炉事故は一般に事故に至る直前において炉出力の変化を伴うことが多い。希ガスおよびヨウ素の核種の中には半減期が数日以下の短いものが多く、これらの核種の炉内インベントリーは原子炉停止前の運転履歴に強く依存する。したがって、定格運転から原子炉停止に至ると仮定した場合の核種組成率は、原子炉停止前の運転履歴によって核種の半減期の比較的長いものでは過小評価となる。この程度は、炉出力低下率およびその期間、または原子炉停止からの時間によって幾分異なる。本報告では、線量評価の観点から希ガスの体外被曝とヨウ素の甲状腺被曝に原子炉停止前の運転履歴が及ぼす影響について述べた。
比と平均実効エネルギーの決定城谷 孝
JAERI-M 9133, 21 Pages, 1980/10
肺に沈着したPu量を決定するためには、肺モニタによる外部計測で得られた測定データに対し、いくつかの補正が必要になる。その補正の中から、本報では、Puの同位体組成の相違に起因する計数率の変動を補正するために必要なPuのX/比の決定について、基本的事項から実際の測定法までを説明し、比例計測管とNal検出器を組合せた同時計数検出器が、緊急時の使用に便利であることを述べた。また、被爆線量の算定に必要なPuの平均実効エネルギーの推定法について、経験的な簡便法を述べた。
小北 康弘; 三戸 和紗*; 石橋 梢*; 坂田 周平*; 大野 剛*; 鈴木 哲士*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 長田 充弘; 湯口 貴史*
no journal, ,
本研究では、遠野岩体の各岩相の貫入・定置年代とその時の温度条件を明らかにし、岩相ごとの温度-時間履歴に制約を与えることを目的として、遠野岩体の3岩相それぞれに含まれるジルコンを対象にU-Pb同位体分析とTi濃度定量分析を実施し、ジルコンの結晶化年代と結晶化温度を推定した。さらに、ジルコンのHf同位体組成から、各岩相の起源マグマに関する議論も行う。
