Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (V); Zr(n, )Zr and Zr(n, )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, 63(6), p.653 - 666, 2026/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2586632

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 Zr and Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of Zr and Zr, which contribute to the production of Zr and 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 -ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.90.6 millibarns for the Zr(n,)Zr reaction, and 21.90.3 millibarns for the Zr(n,)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.

JRR-3利用申請システムRING (Research Information NaviGator)の拡張

阿部 一英

JAEA-Review 2024-065, 26 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-065.pdf:2.55MB

日本原子力研究開発機構が保有する試験研究炉「JRR-3」は、令和3年2月26日に約10年ぶりに運転を再開した。この研究炉は供用施設として運営されており、外部からの利用者も受け入れている。利用課題の提案から成果報告書の提出までの手続きは、オンラインシステム「JRR-3 RING(Research Information NaviGator)」(https://jrr3ring.jaea.go.jp/)を通じて行われる。RINGは、課題申請、スケジュール調整、データ共有、成果報告までを一括して管理できるシステムであり、供用再開に向けた整備が進められてきた。RINGは特にビーム利用ユーザーの利便性を重視して設計されており、申請手続きの簡略化やスケジュール調整の柔軟性向上、データ管理機能の強化が特徴である。このシステムの導入によりユーザーは効率的かつ安全に研究を進めることが可能になった。今後JRR-3は国内外の多様な研究者に利用される中性子研究のプラットフォームとしての役割を拡大していく。供用再開とRINGの拡張は、中性子利用研究の活性化に寄与し、産業界や学術界との連携を推進する重要な一歩である。今回、新たに整備された機能や今後の展望について、報告する。

JRR-3冷中性子源装置の新型減速材容器に関わる熱流力設計

徳永 翔; 堀口 洋徳; 中村 剛実

JAEA-Technology 2023-001, 37 Pages, 2023/05

JAEA-Technology-2023-001.pdf:1.39MB

研究用原子炉JRR-3の冷中性子源装置(Cold Neutron Source: CNS)は、原子炉内で発生した熱中性子を減速材容器内に貯留した液体水素により減速し、エネルギーの低い冷中性子に変換する装置である。CNSから発生した冷中性子は、中性子導管を用いて実験装置に輸送され、生命科学、高分子科学、環境科学等を中心とする多くの物性研究に利用されている。中性子科学における世界の研究用原子炉との競争力を維持するためには、冷中性子強度の改善は不可欠であり、新たな知見を取り入れた新型CNSの開発を進めている。現行のJRR-3のCNSの減速材容器は、水筒型のステンレス製容器を採用しており、材質及び形状の変更により冷中性子束の強度を向上させることが可能である。そのため、新型減速材容器の基本仕様は、材質を中性子吸収断面積の小さいアルミニウム合金に変更し、さらに、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて最適化した容器形状に変更した。これらの仕様変更に伴い、発熱や伝熱の条件に変更が生じることから、熱流力設計上の成立性を確認するため、JRR-3のCNSについて自己平衡性、熱輸送限界及び耐熱・耐圧等について改めて評価を行った。本報告書は、新型減速材容器に関わる熱流力設計上の評価を実施し、その結果を纏めたものである。

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

JRR-3冷中性子源装置における高性能減速材容器の開発

新居 昌至; 田村 格良; 羽沢 知也

JAEA-Technology 2015-010, 52 Pages, 2015/05

JAEA-Technology-2015-010.pdf:7.11MB

研究炉加速器管理部では、より多くの冷中性子をユーザーに供給するため、既存のCNS減速材容器の約2倍の冷中性子束を取り出すことのできる高性能減速材容器の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書では、高性能減速材容器の基本設計仕様に基づき、設計強度評価、試験体を用いた強度試験、液体水素の流動解析、異材接合部の強度評価を行った。評価の結果、開発した高性能減速材容器がJRR-3のCNS減速材容器として適用可能であることを確認した。

Development of a prompt gamma-ray analysis combined with multiple gamma-ray detection

藤 暢輔; 大島 真澄; 小泉 光生; 長 明彦; 木村 敦

AIP Conference Proceedings 819, p.603 - 604, 2006/03

https://doi.org/10.1063/1.2187938

原子核科学研究グループでは核物理手法の応用研究として多重即発線分析法の開発研究を実施している。即発線分析は迅速・非破壊分析であり、試料の化学状態や形による影響を受けない。多重即発線分析(MPGA)では、同時に放出される即発線を2台以上の検出器を用いて検出し、2次元スペクトルを作成して解析を行う。これにより従来法に比べて分解能が飛躍的に向上する。MPGAでは元素の出す即発線のエネルギーだけでなく、核構造データも必要となるが、即発線のエネルギーに比べ原子核の励起状態は解明されていない領域が多く存在している。そのため、MPGAに必要な核構造に関するデータベース構築を行う予定である。このためにMPGAの検出装置をJRR-3Mの中性子ガイドホールに設置した。この装置は3台のクローバー型Ge検出器及びBGOコンプトンサプレッサーで構成されており、1MeVの線に対する絶対効率は8%程度である。サンプルチェンジャー、ADC-DSPによるデータ収集モジュール、液体窒素自動補給装置等を整備し、Cd, Auなどの即発線による基本性能テストを行った。本研究は新エネルギー・産業技術総合開発機構(NEDO)産業技術研究助成事業の一部として実施された。

大強度中性子ビームの利用; 基礎研究から産業利用まで

藤井 保彦

原子力eye, 51(9), p.18 - 19, 2005/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/40006874925

建設中のJ-PARCから発生する大強度中性子ビームを利用して期待される基礎研究から産業利用までの主要な研究分野と、それらの波及効果を概観する。

大強度陽子加速器施設における中性子産業利用計画と利用制度

森井 幸生; 今瀬 肇*

放射線と産業, (107), p.52 - 55, 2005/09

http://ci.nii.ac.jp/naid/40006907688

J-PARCにおける中性子産業利用制度と運営方法などについて検討状況を説明する。また、茨城県のサイエンスフロンティア構想とJ-PARCにおける中性子BL設置計画などについて説明する。

中性子ラジオグラフィによる原子力燃料・材料の内部観察

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 松江 秀明; 中西 友子

第5回放射線による非破壊評価シンポジウム講演論文集, p.31 - 34, 2005/02

中性子ラジオグラフィは、照射済燃料・材料の健全性評価を行うための照射後試験の有効な非破壊試験ツールである。特に、中性子CT法,イメージングプレート法は、3次元情報の取得,組成の定量評価等を可能にし、より高次な情報を抽出することができると考えられる。本稿では、中性子CT法及びイメージングプレート法の照射後試験への有効性を検討するために行った未照射の燃料・材料を用いて試験の結果について報告する。

-中性子即発線分析による土壌及び底質標準物質の多元素定量

松江 秀明; 米澤 仲四郎

分析化学, 53(7), p.749 - 751, 2004/07

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.53.749

法に基づく中性子即発線分析法(-PGA)により、日本分析化学会が調製した金属添加褐色土標準物質(JASC401),森林土壌標準物質(JASC411)及び独立行政法人産業技術総合研究所計量標準総合センター(NMIJ/AIST)が調製した海底質標準物質(NMIJ CRM 7302-a)及び湖底質標準物質(NMIJ CRM 7303-a)の多元素定量を行った。-PGAでは、元素の相対濃度が求められるが、絶対濃度は直接求められない。このため、標準添加法によりTiの定量を行い、これをもとに、-PGAによりそのほかの元素の絶対濃度を求めた。その結果、試料に応じて、1115元素を定量することができ、分析値は、認証値あるいは参考値とほぼ10%以内で一致した。