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小泉 光生; 余語 覚文*
Isotope News, (802), p.11 - 14, 2025/12
ボリュームのある試料を非破壊で分析するには、透過力の高い放射線の利用が有効である。中性子共鳴透過分析(neutron resonance transmission analysis (NRTA))法は、パルス状の熱
熱外中性子ビームを用いて、時間分解された透過率から試料中に含まれる様々な核種の面密度(単位面積当たりの粒子数)を分析する技術である。超高強度レーザーを用いてレーザーショットにより中性子を生成するレーザー駆動中性子源(laser-driven neutron source (LDNS))は、高強度かつ短パルスの中性子を生成できることから、NRTAへの適用が期待されている。本紹介記事では、大阪大学レーザー科学研究所(ILE)のニュークリアフォトニクス(NP)グループが開発したLFEXレーザーおよびLDNSを用いて行った、NRTAによる面密度測定実証実験の概要とその結果を紹介する。
Chauvin, N.*; Martin, P.*; 尾形 孝成*; Calabrese, R.*; Janney, D.*; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Staicu, D.*; McClellan, K.*; White, J.*; et al.
NEA/NSC/R(2024)1 (Internet), 289 Pages, 2025/07
OECD/NEAのWorking Party on Scientific Issues of Advanced Fuel Cycles(WPFD)/Expert Group on Innovative Fuel Elementsでは、各国の核燃料研究の専門家による協力のもとで、酸化物及び金属燃料を対象とした推奨燃料物性値を取りまとめ、燃料照射挙動解析コードのベンチマークに反映する活動を行ってきた。本報告は、公開文献をベースに推奨燃料物性値を取りまとめたものであり、格子定数、融点、熱膨張、熱伝導率、比熱、弾性率、酸素ポテンシャル及び相変化について、物性値、評価式及びそれらの適用範囲を示す。
月森 和之; 矢田 浩基
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), p.031901_1 - 031901_9, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)日本では、福島第一原子力発電所の事故以来、原子力プラントに対して厳しい安全対策が取られている。シビアアクシデント時において、放射性物質を内包する危機がそのバウンダリ機能を維持できるか否かが重要な関心事となる。本研究では、高速炉の1時冷却材を内包する容器等のバウンダリを構成する構造部材である鏡板とベローズに着目し、設計を超える過大な圧力を受けた場合の座屈、座屈後変形、さらにバウンダリの貫通破損(バウンダリ機能喪失)までの挙動を検討した。研究は、2013年度に始まり、段階的に進められたが、最終段階として、新たに提案する破損クライテリアの鏡板、ベローズへの適用結果を示すものである。
豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 栄一*
Research & Development in Material Science (Internet), 21(5), p.2632 - 2637, 2025/06
316FR steel, a modification of 316 austenitic stainless steel, will be used as a structural material in the sodium cooled fast reactor (SFR), one of the initiatives being developed in Japan to achieve carbon neutrality in order to combat global warming. To withstand the high-temperature operating environment of the SFR, the alloy design of the 316FR steel has been optimized to have high creep strength for a long time with controlled precipitation by optimizing the alloy composition. In order to clarify that 316FR steel can maintain its properties under the high temperature (around 550
C) irradiation environment of the SFR, the authors mainly conducted in-situ observations under electron beam irradiation at high temperatures to investigate in detail the irradiation effects on the precipitates (mainly carbides), which are characteristic of 316FR steel. As a result, it was found that the precipitates in 316FR steel are more stable than those in type 304 stainless steel under irradiation without coarsening at grain boundaries or within grains. The characteristics and attractiveness of 316FR steel, the results obtained, and the mechanism of creep behavior under irradiation are also explained.
永井 佑哉; 木村 泰久; 平野 宏志*; 北村 哲浩
保健物理(インターネット), 59(4), p.168 - 181, 2024/12
核燃料物質で汚染されたグローブボックス類の解体撤去に関連し、工程室の壁のすぐそばに設置されたグローブボックスと複数の工程室の壁を通る移送トンネルの一部について撤去した事例について報告する。これらの事例では従来型の密封包蔵手段が取れなかったため、新たな手段を構築して解体作業を行うこととした。本稿では検討・準備した包蔵手段と解体工法を、実際に行った作業内容と共に紹介した。
ions椎名 陽子*; 木下 亮*; 舟田 周平*; 松田 誠; 今井 誠*; 川面 澄*; 左高 正雄*; 笹 公和*; 金子 敏明*; 冨田 成夫*
Physical Review A, 110(6), p.062826_1 - 062826_7, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Optics)We investigated the target thickness dependence of convoy electron yields resulting from bombardments with 3.5 MeV/atom C (n = 1 - 3) cluster ions. We observed that for bombardments with C
and C
ions, the convoy electron yield per atom, Y/n, reaches a maximum around 3-5 
g/cm
and decreases with increasing target thickness from 3.1 to 10.5 g/cm, and ultimately reaches an asymptotic value. This asymptotic value of the convoy electron yield was nearly proportional to the size of the cluster n, that is, Y 
n, consistent with previous observations. We found that the escape length of the convoy electrons for C and C is much longer than that of C bombardment. The present result suggests that the enhancement of the escape length could be the origin of this vicinage effect (i.e., Y 
nY
) on the convoy electron yield.
曽我部 丞司; 石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 神山 健司; 小野田 雄一; 松場 賢一; 山野 秀将; 久保 重信; 久保田 龍三朗*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle (GLOBAL2024) (Internet), 4 Pages, 2024/10
日仏協力の枠組みにおいて、タンク型ナトリウム冷却高速を対象とした過酷事故の評価手法を定義し、解析評価を実施した。
酒瀬川 英雄; 中島 基樹*; 加藤 太一朗*; 野澤 貴史*; 安堂 正己*
Materials Today Communications (Internet), 40, p.109659_1 - 109659_8, 2024/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.77(Materials Science, Multidisciplinary)酸化物分散強化型鋼鋼のナノメートルサイズの酸化物粒子はクリープ強度の向上に対して重要な役割を持つ。以前の研究では旧粉末境界という焼結前に機械的合金粉末の表面であった組織因子に注目した。その結果、より小さなサイズの粉末で製作され微細な旧粉末境界を持つ酸化物分散強化型鋼は、より大きなサイズの粉末で製作され粗大な旧粉末境界を持つ酸化物分散強化型鋼よりも、短いクリープ寿命を示すことを確かめた。これより、機械的合金粉末の大きさがクリープ強度特性に影響を及ぼすことを明らかとなった。本研究では非球状である機械的合金粉末の形状がクリープ強度特性に及ぼす影響に注目した。このような形状がクリープ強度特性に異方性を生じさせる可能性が考えられたからである。ここでは異なった切り出し方位を持つ試験片に対してスモールパンチクリープ試験を実施することで異方性に注目した。これより、クリープ寿命は試験片の切り出し方位によって変化することを確かめて、形状がクリープ強度特性に及ぼす影響を明らかとした。
山岸 功; 波戸 真治*; 西原 健司; 津幡 靖宏; 佐川 祐介*
JAEA-Data/Code 2024-002, 63 Pages, 2024/07
JAEA-Data-Code-2024-002.pdf:2.91MB
JAEA-Data-Code-2024-002-appendix(CD-ROM).zip:9.42MB
福島第一原子力発電所事故で発生した放射性セシウムを含む汚染水処理にゼオライトを充填した吸着塔が使用されている。汚染水処理が進むにつれて吸着塔内の放射性セシウムは高濃度となり、吸着塔は高い放射線源となる。吸着塔内の崩壊熱や水素発生量を評価するには、吸着塔内の放射性セシウム濃度が必要となるが、測定では評価することが容易ではないためシミュレーションによって推定される。本研究では、ゼオライトを充填した吸着塔(カラム)に放射性セシウムなどの放射性物質を注入したときの吸着塔内の濃度を算出できるゼオライトカラム吸着挙動解析(ZAC)コードを開発した。本コードの妥当性は、既存コードによる計算結果との比較および小カラム試験の実験結果との比較により確認した。本稿は開発したコードに関するモデルの詳細、コードの取扱い方および結果の妥当性を提示するものである。
Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生
Journal of Applied Physics, 135(18), p.184903_1 - 184903_10, 2024/05
被引用回数：2 パーセンタイル：29.63(Physics, Applied)We report on the findings of a quantitative nondestructive analysis of the natural isotopic abundances of hafnium and tungsten elements using nuclear resonance fluorescence. Commercial samples of hafnium and tungsten were irradiated to six quasi-monochromatic 
-ray beams generated by laser Compton scattering in the energy range of 2.4-3.2 MeV. Multiple nuclei were simultaneously excited at each of the six -ray beam energies. A high-purity germanium detector array detected deexcitations of the nuclei. In total, 
transitions were unprecedentedly employed to estimate the isotopic abundances of heavy elements nondestructively. The estimated abundances of three hafnium isotopes and three tungsten isotopes are consistent with standard known natural abundances within the experimental uncertainties. The deviation from the standard values ranges from 0.18% to 1.36%. This work is a contribution of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to the International Atomic Energy Agency (IAEA) under the agreement of the coordinated research program (CRP), J02015 (Facilitation of Safe and Secure Trade Using Nuclear Detection Technology - Detection of RN and Other Contraband). This work was a part of a study of the nuclear resonance fluorescence aiming at nuclear security and safeguards applications, being supported by the subsidiary for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.
nuclei constrain element abundancesXian, W.*; 伊藤 由太; 他30名*
Physical Review C, 109(3), p.035804_1 - 035804_10, 2024/03
被引用回数：6 パーセンタイル：74.27(Physics, Nuclear)Atomic masses of the neutron-rich isotopes 
Ga, 
Ge, 
As, 
Se, 
Br, 
Kr, and 
Rb have been measured with high precision and accuracy using the multi-reflection time-of-flight mass spectrograph at the RIBF facility. The masses of 
As were measured for the first time and the mass uncertainties of 
Ge and 
Se were significantly reduced from several hundred keV to below the 10 keV scale. Investigation of shell evolution and potential subshell closures are proceeded by analysis of two-neutron separation energy systematics. As a result of the precise mass measurements, no prominent change on the slope of the two-neutron separation energy beyond 
is observed in Se isotopes, indicating the subshell closure effect at of Se does not exist. Also, various leading mass models are compared with the measurements. The impact of the more precisely known data on r-process nucleosynthesis calculations is investigated in light of these new mass measurements, showing a remarkable reduction of reaction-rate uncertainties.
村上 健太*; 新井 拓*; 山田 浩二*; 門間 健介*; 辻 峰史*; 中川 信幸*; 鬼沢 邦雄
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 3 Pages, 2024/03
本論文では、長期運転に関連する日本の規制規則、規格、業界ガイドを国際安全規格と体系的に比較することにより、日本の規格・基準の将来像を検討し、日本の規格制度が国際安全規格の勧告を概ね満たしていることを確認した。日本の規格・基準の将来的な改善に関する提言は、5項目に要約された。
Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 澤畑 洋明; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 417, p.112795_1 - 112795_6, 2024/02
被引用回数：1 パーセンタイル：15.37(Nuclear Science & Technology)External sources of neutron provide stable and sufficient neutron for initial startup of a nuclear reactor. They also provide signals for neutron detectors to monitor the safety of reactor during shutdown. In the high temperature engineering test reactor, 
Cf is used as the external neutron source. However, the Cf sources must be renewed every approximately 7 years because of its relatively short half-life of 2.6 years. The renewal of Cf sources requires a high cost and a very complicated procedure. This study investigated the feasibility of using BeO rods as the secondary neutron sources to avoid renewing the Cf neutron sources periodically. The BeO rods could exist in the reactor for a long time so that if the reactor operates long enough, the neutron flux at the wide-range monitoring detectors remains significant even if the reactor is shutdown for as long as 5 years. The results of this study indicated that using BeO rods as the secondary neutron sources would be an attractive option for the future HTGR design with a long-life fuel cycle.
今野 力
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(1), p.121 - 126, 2024/01
被引用回数：3 パーセンタイル：45.53(Nuclear Science & Technology)JENDL-4.0/HEの中性子と陽子ACEファイルは2017年に作られ、そのうちの22核種の中性子ACEファイルと25核種の陽子ACEファイルがPHITSコードと一緒に公開されている。最近、JENDL-4.0/HEの中性子と陽子ACEファイルに入っている以下の5つのデータに問題があることが見つかった; 
Nと
OのACEファイル、発熱数、損傷エネルギー生成断面積、2次中性子多重度、核分裂断面積。そこで、これらの問題を修正したJENDL-4.0/HEの新しい中性子と陽子ACEファイルを作成した。この論文では問題点及び新しい中性子と陽子ACEファイルをどのように作成したかについて詳述する。
加藤 友彰; 山岸 功
JAEA-Technology 2023-018, 53 Pages, 2023/11
JAEA-Technology-2023-018.pdf:2.6MB
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作業において多核種除去設備(ALPS)前処理設備で発生する放射性の炭酸塩スラリー廃棄物(炭酸塩スラリー)は、高性能容器(HIC)に一時保管されている。2015年に炭酸塩スラリーへの気泡の保持が原因と推定されるHIC外部への溢水事象が確認され、HICに格納された炭酸塩スラリー(HICスラリー)保管に対する安全評価の必要性が高まっている。この安全評価をする上で、炭酸塩スラリー内での気泡保持放出特性等に寄与する懸濁物質粒子の化学的特性およびレオロジー特性の評価が重要である。特に、HIC外部への溢水が確認されたHICスラリーは保管上のリスクが高いと推定される。そこで本報では、当該HICスラリーのALPS入口水中Mg/Ca質量比を模擬して作製した模擬炭酸塩スラリー(模擬スラリー)を用いて、前処理設備における反応槽滞留時間やその後の濃縮過程がスラリーの化学的特性に与える影響を検討した。さらに処理液等の混入による懸濁物質濃度(SS濃度)の低下および充填後の静置時間等外的因子がレオロジー特性、特に沈降性、流動特性に与える影響を検討した。スラリー作製時の反応槽滞留時間およびスラリー濃縮過程が化学的特性に与える影響を検討した結果、クロスフローフィルタ(CFF)による濃縮過程を経ることで反応槽滞留時間の粒度への影響が微小となること、実機の通常運転時の実績と同じSS濃度150g/Lで作製した模擬スラリーは0.4m以下の不定形の粒子によって構成されていることが明らかとなった。また、処理液等の混入による充填時のSS濃度の低下および静置時間がレオロジー特性に与える影響を検討した結果、SS濃度の低下は初期の沈降速度増加に寄与すること、SS濃度150g/Lのスラリーと比較し沈降層部の密度が低くなることを明らかにした。加えて沈降に伴う密度の増加とスラリーの降伏応力間に正の指数関数的な相関が確認され、静置初期のスラリーでは非ビンガム流動的特性であるのに対し、静置期間が長期になることでビンガム流動的特性へと変化することが示唆された。これら一連の成果は、実際の福島県で保管されている炭酸塩スラリーのHIC内での現在の状態を推察する知見を与え、HIC表面線量評価やスラリー移し替え時等の安全評価への貢献が期待される。他方で、放射線によるスラリーへの化学特性への影響および気泡の保持・放出特性は検討課題としてあげられる。
永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史
JAEA-Technology 2022-029, 55 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-029.pdf:2.77MB
JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が策定した2017年4月の施設中長期計画において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、二次汚染物の推定放射能量を評価するため、線量当量率の測定や核計算コード等を用いた放射能量の評価を行った。この結果、総放射能量は、原子炉停止後12年で2.73
10
Bq、原子炉停止後21年で1.4610Bqで、一次冷却系統が最も大きい評価となった。放射能量が大きい核種としては、H-3やFe-55、Co-60、Ni-63、Sr-90、Cs-137などであった。評価で得られた放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、一次冷却系統及び排水系統(第3排水系)がL2に、それ以外の系統はL3に区分された。区分結果に影響を与える核種としては、水力ラビット照射装置やOSF-1照射設備についてはCo-60のみであったのに対し、その他の系統ではH-3、Co-60、Sr-90、Cs-137などであった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、放射化汚染物の推定放射能量などの評価結果も考慮した上で廃棄物の放射能レベル区分を評価し、それぞれの区分に応じた適切な処理処分方法を検討する。
川村 奨; 菊地 将宣; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-041, 103 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-041.pdf:8.7MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新たに基準地震動を策定し平成30年11月に設置変更許可を取得した。その後、新たに策定された基準地震動を用いて本原子炉施設に設置されている制御棒について地震時の挿入性評価を実施し、その評価結果について令和2年10月及び令和3年1月に設計及び工事の計画の認可を取得した。本報告書は、設計及び工事の計画の認可を受けた制御棒の挿入性のうち、中性子吸収体及びフォロワ型燃料要素の地震時の挿入性について新たに時刻歴応答解析を実施し、その挿入性が既認可の評価に比べ十分な余裕を有することを確認した結果を示すものである。
菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB
JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。
廃炉環境国際共同研究センター; 電気通信大学*
JAEA-Review 2022-029, 37 Pages, 2022/11
JAEA-Review-2022-029.pdf:1.89MB
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3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始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、令和元年度に採択された「動作不能からの復帰を可能とする多連結移動ロボットの半自律遠隔操作技術の確立」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究の大目的は、多連結移動ロボット共通の課題である関節部のスタック状態からの復帰方法の確立である。この大目的に対し、本研究ではシステムの冗長性を巧みに利用することにより、多連結移動ロボットがスタック状態から復帰するための制御方法の提案を行う。さらに、提案制御則を利用するためのインタフェースとして、スタック状態を認識できるような描画インタフェース、提案制御の目標指示を行うための操作インタフェースの開発を行い、検証用実機を用いてその有効性を検証する。
Rodriguez, D. C.; Abbas, K.*; 小泉 光生; Nonneman, S.*; Oberstedt, S.*; Pedersen, B.*; Rossi, F.; Schillebeeckx, P.*; 高橋 時音
Proceedings of INMM 63rd Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2022/09
Under the MEXT subsidy to develop nuclear security related technology, we present the overview and ISCN analysis development of the Delayed Gamma-ray Spectroscopic Analysis project. We summarize the past analysis and instrumentation results and highlight how this affects the evaluation of fissile nuclides in spent nuclear fuel. We further discuss the direction of the third development phase.
