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論文

Benefits of sensor integration and data fusion in CBRN agents measurements

Woloszczuk, K.*; Maik, P.*; Safronov, A.*; Wieczorek, A.*; 森下 祐樹; 眞田 幸尚; Szklarski, L.*

Zeszyty Naukowe SGSP, 2(96), p.105 - 121, 2025/12

https://doi.org/10.5604/01.3001.0055.5459

In an era of rapidly evolving Chemical, Biological, Radiological and Nuclear (CBRN) threats, integrated detection systems using real-time data fusion are increasingly essential for public safety. This article examines how sensor integration enhances the accuracy and timeliness of CBRN measurements, focusing on radiological detection as a representative case. Through literature review, prototype development and laboratory evaluations in an accredited facility, the study shows that combining multiple sensor outputs-such as dose-rate data and gamma spectra-reduces false positives and improves situational awareness for first responders. The results highlight the value of modular system architectures that unify heterogeneous sensor data into standardised formats, supporting faster decision-making at both tactical and command levels. Advanced calibration, real-time processing and peak-detection algorithms further enhance measurement reliability across a wide dose range. Providing concise, context-relevant data to on-site teams while retaining richer datasets for strategic use also helps prevent cognitive overload during emergencies. These outcomes form a basis for extending the integrated framework to other CBRN agents and for scaling to complex real-world environments.

報告書

大規模イベント等のための核セキュリティ技術開発(共同研究)

高橋 時音; 持丸 貴則*; 小泉 光生; 吉見 優希*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*; 伊藤 史哲*

JAEA-Review 2025-039, 34 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-039.pdf:2.18MB

大規模イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為を未然に防ぐために、それらの物質を持ち込ませない、あるいは、持ち込まれたとしても迅速に検知し対応するための監視技術の強化が求められている。従来は、イベント会場及びその周辺の要所にゲートモニターを設置し、通過する人や車両等を監視して、不審な物品の持ち込みがないことを確認する手法がとられてきたが、監視をすり抜ける場合を考慮すると、ゲート内のエリアを継続的にサーベイする補完的な技術が必要である。サーベイする領域が広い場合には、移動しながら放射線を測定し、各測定点の放射線量を地図上に記録していく放射線マッピングが有効である。複数の検出器を用いて並行して測定を進め、結果を集約することで、より効率的にサーベイを行うことができる。そこで本技術開発では、屋外で位置情報と放射線を同時に計測できる可搬型検出器を開発し、測定結果をネットワークで集約し、即時にマップ上で確認できる技術の開発を進めた。屋内においては、通過した場所の周辺環境地図を作成するSLAMに放射線測定結果を統合し、3次元地図を作成する技術を開発した。また、核物質を含む中性子源の迅速な検知のために、高速中性子検出器を用いた線源探索技術開発を進めた。本稿では、広域サーベイシステムのコンセプトについて述べるとともに、これまでの技術開発で得られた成果等について報告する。

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (V); $$^{94}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{95}$$Zr and $$^{96}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{97}$$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, 14 Pages, 2025/11

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 $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of $$^{94}$$Zr and $$^{96}$$Zr, which contribute to the production of $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$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 $$gamma$$-ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9$$pm$$0.6 millibarns for the $$^{94}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{95}$$Zr reaction, and 21.9$$pm$$0.3 millibarns for the $$^{96}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{97}$$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.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (IV); $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m,166g}$$Ho reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(11), p.1086 - 1099, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2525327
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

During the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive wastes are generated from structural materials. When considering the disposal or reuse of such wastes, accurate neutron capture cross-sections are required to evaluate the amounts of radioactive nuclides among the wastes. The present work selected $$^{165}$$Ho among nuclides included in the list for clearance levels in decommissioning, and measured the thermal-neutron capture cross-sections for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 166g}$$Ho reactions by the neutron activation method. The thermal cross-section measurements were performed with the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor under the 5-MW operation and the thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. In this work, a value of 2.79$$pm$$0.04 barn was obtained for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho reaction, and 61.2$$pm$$0.6 barn for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho reaction. The combination of these cross-sections presented 64.0$$pm$$0.6 barn, which supports the recent evaluated data of 64.69 barn and 64.4$$pm$$1.2 barn within the limit of uncertainties.

論文

Simulations of magnetic field effects on 3-GeV proton beam brought by magnets for muon beam in future proton beam transport line of J-PARC

山口 雄司; 近藤 恭弘; 明午 伸一郎; 篠崎 信一; 高柳 智弘; 藤森 寛*; 河村 成肇*

Journal of Physics; Conference Series, 3094(1), p.012023_1 - 012023_5, 2025/09

https://doi.org/10.1088/1742-6596/3094/1/012023

J-PARCでは、3GeV陽子ビーム輸送施設によって3GeVシンクロトロンから物質・生命科学実験施設(MLF)へ大強度陽子ビームを輸送している。陽子ビーム輸送施設のビームライン最下流部には、ミュオンビーム輸送用の偏向電磁石とソレノイドがあるため、これらの磁場による3GeV陽子ビームへの影響を補正する必要がある。シミュレーションにより偏向電磁石による軌道のずれとソレノイドによるプロファイルの回転に伴う垂直方向ビームサイズの増大を模擬し、それぞれの影響を補正する方法を検討した結果、追加の偏向電磁石とソレノイドを用いることで補正でき、安定なビーム輸送が可能であることがわかった。

論文

Upper limit for the $$^{248}$$Cm($$^{50}$$Ti,xn)$$^{298-x}$$Og reaction cross section

Gall, B. J.-P.*; 浅井 雅人; 伊藤 由太; 豊嶋 厚史*; 他30名*

Journal of the Physical Society of Japan, 94(9), p.094201_1 - 094201_9, 2025/09

https://doi.org/10.7566/JPSJ.94.094201
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00

$$^{50}$$Tiビームを$$^{248}$$Cm標的に照射してOg同位体を探索する実験を理化学研究所の仁科加速器科学研究センターにて実施した。準弾性後方散乱の励起関数から導出した準弾性散乱障壁分布より最適ビームエネルギーを決定した。実験の結果、Og同位体の崩壊は見つからず、1事象検出断面積として0.27pb、1$$sigma$$信頼度の断面積上限値として0.50pbの値を見積もることができた。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.617 - 630, 2025/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：1 パーセンタイル：89.74(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Development of the buckling evaluation method for thick cylindrical vessels with a conical section in fast reactors made of austenitic stainless steel

岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 渡壁 智祥; 安藤 勝訓; 宮崎 真之

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07

https://doi.org/10.1115/PVP2025-154772

The intermediate heat exchanger (IHX) and safety vessel in the demonstration reactor under design study in Japan are supposed to be designed a structure with a conical section as a transition member between cylinders with different diameters. However, the effect of the conical section on the buckling strength is not considered in both the current rules in the JSME and the proposed buckling evaluation method for cylinder structure. In this study, buckling mode and buckling load were confirmed by buckling tests of a cylindrical structure with conical section, and a buckling evaluation equation considering the effect of conical section was also examined.

論文

Neutron capture cross-section measurement at TC-Pn in KUR for holmium among nuclides in decommissioning

中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*

KURNS Progress Report 2024, P. 31, 2025/06

本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から$$^{166}$$Hoを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho反応について2.79$$pm$$0.04 barnを得た。従来の報告値は3.4$$pm$$0.5(b)に対して、誤差1.4$$%$$に向上して導出することができた。また副産物として、$$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho反応について61.2$$pm$$0.6 barnを得た。$$^{rm 166m}$$Hoと$$^{rm 166g}$$Hoの生成の断面積を合わせて、64.0$$pm$$0.6 barnを求めた。今回の結果は、TOF法による過去の報告値64.4$$pm$$2.8(b)や、最近の評価値64.69 barn、64.4$$pm$$1.2 barnを誤差の範囲で支持した。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2427244
 被引用回数：1 パーセンタイル：53.96(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

隠匿された核物質の現場検知システムの開発; 核セキュリティ強化に向けた取組

田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 67(3), p.198 - 202, 2025/03

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.3_198

鉛等で隠匿された$$^{235}$$Uに対する非破壊測定技術の開発は、長年、核セキュリティ上の最重要課題と言われてきたが、依然として現場レベルでの検知は困難な状況にある。我々は$$^{252}$$Cf回転照射法と呼ばれる新たな核物質非破壊測定手法を提案し、回転照射装置と水チェレンコフ中性子検出器で構成される運搬性の高い現場検知システムを開発、本システムによる核物質検知を実証した。本報では、開発したシステムを概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

Mobile radiation measurement system by multiple small gamma-ray detectors for radioisotope detection and identification supporting responders in the field of nuclear detection and nuclear security

木村 祥紀; 山口 知輝

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.60 - 66, 2025/03

https://doi.org/10.15669/pnst.7.60

Rapid and precise detection or identification of artificial radioisotopes is one of the challenging issues in the field of nuclear detection and nuclear security. Although many handheld instruments capable of automated radioisotope detection and identification using small gamma-ray detectors have been recently employed in the field of nuclear security, the performance of such instruments is suffered from the limitation on cost of their detectors in many cases due to limited efficiency or limited energy resolution of the small size detectors. In this paper, a mobile radiation measurement system using multiple small gamma-ray detectors for radioisotope detection and identification has been proposed. The performance of the proposed mobile system for radioisotope identification has been tested for measured gamma-ray spectra of artificial radioisotopes and nuclear materials by CZT detector and CsI(Tl) detector. By analyzing the combined spectrum to be output by the proposed system, significant improvements in the minimum detection time for peaks from radioisotopes and lower detection limits for nuclear materials have been confirmed, comparing to the spectra measured by individual detectors. The authors have also discussed the optimization of detector combinations in terms of detector cost and improvement of sensitivity performance by performing simulations for several types of gamma-ray detectors.

論文

Verification of direct coupling code system using FRENDY version 2 and GENESIS for light water reactor lattices

藤田 達也; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2410918
 被引用回数：1 パーセンタイル：30.56(Nuclear Science & Technology)

本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO$$_{2}$$及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。

論文

Vicinage effect on the yield of convoy electrons emitted from thin carbon foil induced by the penetration of 3.5 MeV/atom C$$_{n}$$$$^{+}$$ 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

https://doi.org/10.1103/PhysRevA.110.062826
 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$$_{n}$$$$^{+}$$ (n = 1 - 3) cluster ions. We observed that for bombardments with C$$_{2}$$$$^{+}$$ and C$$_{3}$$$$^{+}$$ ions, the convoy electron yield per atom, Y$$_{n}$$/n, reaches a maximum around 3-5 $$mu$$g/cm$$^{2}$$ and decreases with increasing target thickness from 3.1 to 10.5 $$mu$$g/cm$$^{2}$$, 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$$_{n}$$ $$propto$$ n$$^{2}$$, consistent with previous observations. We found that the escape length of the convoy electrons for C$$_{3}$$$$^{+}$$ and C$$_{2}$$$$^{+}$$ 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$$_{n}$$ $$>$$ nY$$_{1}$$) on the convoy electron yield.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning; $$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{64}$$Zn, $$^{109}$$Ag, and $$^{113}$$In

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(11), p.1415 - 1430, 2024/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2346347
 被引用回数：2 パーセンタイル：69.12(Nuclear Science & Technology)

廃止措置においては、生成放射能の評価に資する核データとして、中性子捕獲断面積を整備する必要がある。本研究では、整備すべき対象核種のうち$$^{45}$$Sc, $$^{63}$$Cu, $$^{65}$$Zn, $$^{109}$$Ag及び$$^{113}$$Inを選定し、KURのTC-Pnを用いてそれらの熱中性子捕獲断面積測定を行った。その結果、熱中性子捕獲断面積の結果が、以下のとおり得られた:$$^{45}$$Sc(n, $$gamma$$)$$^{46}$$Sc反応は27.18$$pm$$0.28 barn、$$^{63}$$Cu(n, $$gamma$$)$$^{64}$$Cu反応は4.34$$pm$$0.06 barn、$$^{64}$$Zn(n, $$gamma$$)$$^{65}$$Zn反応は0.719$$pm$$0.011 barn、$$^{109}$$Ag(n, $$gamma$$)$$^{rm 110m}$$Ag反応は4.05$$pm$$0.05 barn、そして$$^{113}$$In(n, $$gamma$$) $$^{114}$$In$$^{m1+m2}$$反応は8.53$$pm$$0.27 barn。ScとZnの結果は、これまでに報告されている評価値を誤差範囲で支持するが、一方、他の核種については評価値と異なる結果となった。得られた結果は、生成量評価にはもちろん、これらの核種を中性束モニタとして利用する場合に用いることが考えられる。

論文

An Evaluation on Inelastic Thermal Neutron Scattering Cross-Section Data of Crystalline Graphite

沖田 将一朗; 安部 豊*; 田崎 誠司*; 深谷 裕司

Radioisotopes, 73(3), p.233 - 240, 2024/11

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.73.233

In the latest nuclear data libraries ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5, the inelastic scattering cross-section data for reactor graphite and crystalline graphite are employed. The data for reactor graphite reproduces the measurement values very well, while the data for crystalline graphite tends to underestimate the measurement values, and there is room for improvement. Therefore, in the present study, for future updates of JENDL, a new molecular dynamics simulation model for crystalline graphite is prepared and inelastic scattering cross-section data are evaluated based on both incoherent approximation and Vineyard approximation. As a result, the obtained inelastic scattering cross-section data of crystalline graphite show very good agreement with the measured data and successfully presented more reliable data than those employed in ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5.

論文

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 2; Methodologies and calculations of severe accident phases

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。

論文

Compact and transportable system for detecting lead-shielded highly enriched uranium using $$^{252}$$Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector

田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*; 土屋 兼一*; 相楽 洋*

Scientific Reports (Internet), 14, p.18828_1 - 18828_10, 2024/08

https://doi.org/10.1038/s41598-024-69526-w
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Multidisciplinary Sciences)

The global challenge of on-site detection of highly enriched uranium (HEU), a substance with considerable potential for unauthorized use in nuclear security, is a critical concern. Traditional passive nondestructive assay (NDA) techniques, such as gamma-ray spectroscopy with high-purity germanium detectors, face significant challenges in detecting HEU when it is shielded by heavy metals. Addressing this critical security need, we introduce an on-site detection method for lead-shielded HEU employing a transportable NDA system that utilizes the $$^{252}$$Cf rotation method with a water Cherenkov neutron detector. This cost-effective NDA system is capable of detecting 4.17 g of $$^{235}$$U within a 12 min measurement period using a $$^{252}$$Cf source of 3.7 MBq. Integrating this system into border control measures can enhance the prevention of HEU proliferation significantly and offer robust deterrence against nuclear terrorism.

報告書

ゼオライトカラム吸着挙動解析コードZACの開発

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。

論文

Shedding light on the origin of $$^{204}$$Pb, the heaviest $$s$$-process; Only isotope in the solar system

Casanovas-Hoste, A.*; 原田 秀郎; 木村 敦; 他130名*

Physical Review Letters, 133(5), p.052702_1 - 052702_8, 2024/07

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.133.052702
 被引用回数：3 パーセンタイル：66.40(Physics, Multidisciplinary)

$$^{204}$$Tl(n, $$gamma$$) cross section was measured at the CERN neutron time-of-flight facility n_TOF, employing a sample of only 9 mg of $$^{204}$$Tl produced at the Institute Laue Langevin high flux reactor. At the $$s$$-process temperatures of kT $$approx$$ 8 keV and kT $$approx$$ 30 keV, Maxwellian-averaged cross sections (MACS) of 580(168) mb and 260(90) mb, respectively. These figures are about 3% lower and 20% higher than the corresponding values widely used in astrophysical calculations, which were based only on theoretical calculations. By using the new $$^{204}$$Tl MACS, the uncertainty arising from the $$^{204}$$Tl(n, $$gamma$$) cross section on the $$s$$-process abundance of $$^{204}$$Pb has been reduced from $$sim$$30% down to +8%/-6%, and the $$s$$-process calculations are in agreement with the latest solar system abundance of $$^{204}$$Pb reported by K. Lodders in 2021.

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