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Am and 
Np capture cross sections
erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.
EPJ Web of Conferences, 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09
被引用回数：3 パーセンタイル：83.03(Nuclear Science & Technology)There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of Am and Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of Am and Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.
Np content in spent nuclear fuel浅井 志保; 半澤 有希子; 今田 未来; 鈴木 大輔; 間柄 正明; 木村 貴海; 石原 量*; 斎藤 恭一*; 山田 伸介*; 廣田 英幸*
Analytical Chemistry, 88(6), p.3149 - 3155, 2016/03
被引用回数：8 パーセンタイル：26.39(Chemistry, Analytical)Npは主要な長寿命核種の1つであり、高レベル放射性廃棄物の処分場における長期的な安全性を評価するためにはNpの存在量を定量する必要がある。本研究ではNpのICP-MSによる測定に必要なAm/Np分離を目的として、小型の陰イオン交換ディスクカートリッジを作製した。多孔性のシートの細孔表面に、陰イオン交換性分子であるトリエチレンジアミン(TEDA)を導入した高分子鎖を密に付与し、0.08cm
のディスク状にカットして、分離用カートリッジとした(TEDAカートリッジ)。得られたカートリッジの性能を評価するため、使用済燃料中のNp分析に適用したところ、Npの回収率は90.4%となりNpのICP-MS測定に十分な値となった。また、市販の陰イオン交換樹脂カラムと性能を比較した結果、TEDAカートリッジの使用によってNpの分離に必要な全工程が約1/4に短縮できることがわかった。
佐伯 正克; 中田 正美; 川崎 武志*; 西村 健*; 北澤 孝史*; 竹田 満洲雄*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 270(2), p.379 - 384, 2006/11
被引用回数：3 パーセンタイル：23.40(Chemistry, Analytical)5価と6価のネプツニル化合物の構造と異性体シフトの相関に関する再評価を行った。その結果、5価ネプツニル化合物の異性体シフトと全配位子とネプツニウムとの平均結合距離の間に直線関係が成り立つことを見いだした。6価ネプツニル化合物の異性体シフトとの間にはネプツニル基内のネプツニウムと酸素の間に強い相関があることが判明した。さらに、ネプツニウムへ配位する配位子の電気陰性度の大きさに従い異性体シフトが変化することを示唆した。
佐伯 正克
JAERI-Review 2004-011, 54 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-011.pdf:5.21MB
本総説は、筆者が関係した実験研究のうちから、放射性ヨウ素,トリチウム及びネプツニウムに関する研究成果をまとめたものである。ヨウ素の放射化学的研究では、多くの実験結果を総合的に判断し、放射性有機ヨウ素の生成機構を解明した過程を詳細に論じた。この生成機構に基づき、原子炉事故時における有機ヨウ素の生成の可能性等を検討した結果にも言及した。トリチウムに関する研究については、市販トリチウムの水素同位体組成分析,トリチウムの物質中での存在状態と拡散挙動,トリチウムの物質表面での吸着・脱離挙動、について研究成果を簡潔にまとめた。ネプツニウムに関する研究では、Npメスバウア分光で得た異性体シフトとネプツニウムの構造について、及びネプツニウム(VI)の水酸化物について述べた。
向井 雅之; 田中 忠夫; 前田 敏克; 小川 弘道; 松本 潤子; 宗像 雅広; Zhao, Y.*; Guo, Z.*; Ni, S.*; Li, S.*
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.342 - 349, 2003/09
地質媒体中における核種移行の評価は野外試験に基づくデータが十分でない点で特にTRU核種の浅地層中処分における安全評価で重要である。日本原子力研究所と中国輻射防護研究院間の共同研究として、自然条件下でSr-90,Np-237,Pu-238を用いた野外移行試験を行い、実際の通気層における核種移行データを取得した。既存の移行評価式に入力するパラメータの値を、実験室実験及び野外調査により決定した。取得した値を使用して計算した核種移行分布は野外試験の実測データとおおむね一致し、核種移行評価式の適用性が確認できた。
Sr, Np, 
Pu and Am in loess media (Joint research)田中 忠夫; 向井 雅之; 前田 敏克; 松本 潤子; 小川 弘道; Li, S.*; Wang, Z.*; Wang, J.*; Guo, Z.*; Zhao, Y.*
JAERI-Research 2002-034, 20 Pages, 2002/12
JAERI-Research-2002-034.pdf:1.1MB
Sr(II),Np(V),Pu(IV)及び Am(III)の黄土への吸着メカニズムと吸着モデルを吸着脱離実験結果に基づき検討した。Sr及びNpの分配係数はPu及びAmより2
3桁小さい値であった。分配係数が小さなSr及びNpの黄土への吸着は、主にイオン交換によって支配されていた。一方、黄土に吸着した大部分のPu及びAmは、鉄やマンガンの水酸化物・酸化物や腐植物質との選択的な化学結合によって支配されていた。得られた吸着脱離実験結果に基づき、黄土中における放射性核種の移行を解析する手法を確立するため、吸着の可逆性,反応速度等を考慮した吸着モデルを提案した。
峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。
大井川 宏之; 篠原 伸夫; 向山 武彦; H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; S.Raman*
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.341 - 346, 1997/00
マイナーアクチノイド核種であるNp-237、Am-241、及びAm-243について、即発及び遅発中性子の核分裂当りの収率を測定した。即発中性子収率はミズーリ大学研究炉の144keVフィルタービームを用いて測定した。測定結果はENDF/B-VIやJENDL-3.2よりも20%程度大きく、今後この差異の原因を解明する必要のあることがわかった。遅発中性子収率はテキサスA&M大学のTRIGA型研究炉において測定した。測定値のENDF/B-VI及びJENDL-3.2に対する比はNp-237で1.19及び1.06、Am-241で1.14及び1.09、Am-243で1.05及び0.88となった。この他に遅発中性子の6群パラメータ(
i及び
i)も測定し、ENDF/B-VIと比較した。
U,Np, and 
AmH.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; 大井川 宏之; S.Raman*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 103, p.393 - 400, 1995/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.84(Instruments & Instrumentation)高速中性子スペクトル場におけるU、Np、Amの核分裂中性子数(
)を求めるために実験を行った。中性子源としてはミズーリ大学研究炉(MURR)の144keVフィルタービームを用い、試料からの核分裂中性子は3本の陽子反跳検出器を用いて計数した。検出器は
Cf中性子源を用いて校正した。さらに、固体飛跡検出器(SSNTD)を用いて核分裂反応率の絶対測定を行い、核分裂1回当りの放出中性子数を求めた。U、Np、Amそれぞれの測定値は2.54
0.06、3.130.12、4.000.35となった。Uの測定値は以前に行われた測定値と良く一致しており、本測定手法が妥当であることを示している。
Np in spent nuclear fuels安達 武雄; K.Kammerichs*; L.Koch*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Letters, 117(4), p.233 - 241, 1987/04
使用済燃料中のNpを精度良く定量するため、
Npをスパイクとして用いた同位体希釈放射化学的定量法を確立した。使用済燃料中には
Amの娘核種であるNpが存在しており、これをスパイクとして用いた。NpをTTA(テノイル-トリフルオロアセトン)溶媒抽出法を用いてU,Pu,Am,Fpから分離後NpとNpに放射能比を
線スペクトロメトリで同時に測定する。別に求めたAm濃度とこの放射能比からNp量を求める。使用済LWR燃料中のNp分析に適用した。
中村 詔司; 寺田 和司; 木村 敦; 中尾 太郎; 岩本 修; 原田 秀郎; 上原 章寛*; 藤井 俊行*
no journal, ,
原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、研究炉中性子を用いた放射化法によりマイナーアクチノイド等の核種の熱中性子捕獲断面積を高精度に測定する研究を進めている。Np-237の熱中性子捕獲断面積について、サンプル定量のための線放出率や実験手法等の点から、過去の報告値の違いの要因を議論する。
Np中性子捕獲断面積及び全中性子断面積の測定堀 順一*; 八島 浩*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 原田 秀郎
no journal, ,
原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」の一環として、京大炉ライナックを用いてTOF法によるNpの中性子捕獲断面積及び全断面積測定を行った。特に、透過中性子TOFスペクトル中の時間依存バックグラウンド決定のために、中性子成分を含まない高エネルギー線のコンプトン成分を利用した新たな評価手法を開発し、適用した。本手法で決定した時間依存バックグラウンドは、従前の方法(ノッチフィルター法)による共鳴エネルギーでのバックグラウンド値を再現することを確認した。得られた断面積を、過去の実験値及び評価値と比較・議論する。
Np核分裂計数管を用いた核破砕中性子場の測定岩元 大樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太*; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; 八島 浩*; 西尾 勝久; et al.
no journal, ,
加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発及び京都大学におけるADS未臨界炉物理実験に資する核反応データを取得することを目的として、2019年10月より京都大学のFFAG (Fixed Field Alternating Gradient)加速器を用いたADS用核データの実験的研究を行なっている。本発表では、2022年度実施した107MeV陽子入射による鉛及びビスマスに対する中性子生成二重微分断面積の解析結果及び核反応モデルによる解析値との比較結果について報告するとともに、Np核分裂計数管を用いた核破砕中性子場測定実験の内容及び実験結果についても報告する。
Np in variable neutron field at KURRI-LINAC高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八島 浩*; 中村 詔司; 原田 秀郎
no journal, ,
To improve the accuracy of nuclear data on minor actinides (MAs) and long-lived fission products (LLFPs), the project entitled as "Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC)" has been started in Japan from October 2013. In this study, we proposed the thermal capture cross section measurement methods using variable neutron fields, developed in the Kyoto University Research Reactor Institute - Linear Accelerator (KURRI-LINAC), and investigated neutron spectra in these fields using TOF and activation methods. In this study, the variable neutron field for the measurements of neutron capture reaction rate of MAs was developed with the moderator activated boric-acid solution at KURRI-LINAC. The measurement of neutron capture reaction rate of Np was carried out in the variable neutron spectrum field. The three cases of boric-acid concentration of the light water moderator, namely 0, 850 and 2740 ppm, were used for the experiment. As a result, the reaction rate of Np was 2.78
10 [/s] within 2% statistical error in the condition of 850 ppm boric-acid concentration. In the conference, the detail of the experiment will be reported.
入澤 恵理子*; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人
no journal, ,
使用済み核燃料の再処理において、ステンレス鋼部品は濃縮硝酸や核分裂生成物から放出されるガンマ線照射を含む極めて腐食性の高い環境に曝露される。本研究では、ネプツニウム-237(Np)を含む硝酸溶液中における超低炭素ステンレス鋼(R-SUS304ULC)の腐食挙動に対するガンマ線照射の影響を調査した。
Coガンマ線源を用いて、浸漬腐食試験および極化抵抗測定を含む電気化学測定を実施した。浸漬腐食試験および電気化学測定は、Coガンマ線源(最大線量率: 3.2kGy/h)を用いて行われた。結果、55
Cにおいてガンマ線照射は腐食速度を著しく低下させ、これは放射分解による硝酸(HNO
)の生成に起因し、六価ネプツニウム(NpO)を還元し、溶液の酸化電位を低下させたためである。80Cでは、HNOの熱分解によりこの効果が減弱した。極化抵抗法は、ネプツニウム含有硝酸溶液中の腐食速度を推定する信頼性の高い手法として検証された。しかし、照射下では変換係数(K)が予想より低かったことは、陽極極化挙動の変化に起因する可能性が示唆された。ポテンシオスタティック測定により、照射下での陽極電流の増加は金属溶解のみに起因するものでないことがさらに明らかになった。電流の一部は、HNOや硝酸から由来する放射線分解生成物に関連する他の酸化反応に起因すると推定された。これらの結果は、核燃料再処理環境における腐食メカニズムの理解を深め、材料性能評価において放射線誘起化学変化を考慮する重要性を強調している。照射条件下での腐食予測モデルを改善するためには、これらの追加の酸化反応の性質に関するさらなる調査が必要である。
