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1
Estimation of $$Delta$$${it R}$/${it R}$ values by benchmark study of the M$"o$ssbauer Isomer shifts for Ru, Os complexes using relativistic DFT calculations
金子 政志; 安原 大樹*; 宮下 直*; 中島 覚*
Hyperfine Interactions, 238(1), p.36_1 - 36_9, 2017/11
Ru, Os錯体の結合状態に対する密度汎関数計算の妥当性を評価することを目的として、$$^{99}$$Ru, $$^{189}$$Osのメスバウアー異性体シフト実験値を用いて理論計算手法のベンチマークを行った。結果、Ru錯体およびOs錯体の原子核位置での電子密度の計算値はメスバウアー異性体シフト実験値とよく相関した。
2
New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC
上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.
Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11
MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.
3
Simulation study of personal dose equivalent for external exposure to radioactive cesium distributed in soil
佐藤 大樹; 古田 琢哉; 高橋 史明; Lee, C.*; Bolch, W. E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(9), p.1018 - 1027, 2017/09
福島第一原子力発電所事故で土壌に沈着した放射性セシウム($$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Cs)による外部被ばくに対する公衆の放射線安全性を確保するため、新生児, 1歳, 5歳, 10歳, 15歳及び成人が装着した個人線量計でモニタされる個人線量当量を、放射線輸送計算コードPHITSを用いて解析した。放射性セシウムは土壌中の特定の深さ(0.0, 0.5, 2.5, 5.0, 10.0及び50.0g/cm$$^2$$)に平板一様分布しているとし、各年齢の人体は精密人体数値模型により再現した。年齢別の個人線量当量の解析結果から、年齢が小さいほど個人線量当量の値が大きくなることが分かった。しかし、汚染環境中においても実用量である個人線量当量は防護量である実効線量をよく代表することと、地上100cm高さの周辺線量当量の値を超えないことが明らかになった。また、体積分布した線源に対する個人線量当量を導出する加重積分法により、福島で観測された指数分布線源による個人線量当量を解析したところ、解析値は福島で成人男性が装着した個人線量計により取得された実測値とよい一致を示した。
4
Thermal-hydraulic analyses of the High-Temperature engineering Test Reactor for loss of forced cooling at 30% reactor power
高松 邦吉
Annals of Nuclear Energy, 106, p.71 - 83, 2017/08
固有の安全性を持つ高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、強制冷却喪失(LOFC)事象を模擬した安全性実証試験を実施した。本論文では、冷却材流量が定格の45t/hから0t/hまで低下し、制御棒が炉心に挿入されず、原子炉出力制御系が作動しない条件における、原子炉出力9MWからの強制冷却喪失時の熱流動特性を示す。解析により、1次純化設備による強制対流の下降流は、燃料体内で発生した自然対流による上昇流を抑え込むが、原子炉出口冷却材温度に与える影響を除いて、炉内の熱流動特性に与える影響は小さいことを明らかにした。以上により、原子炉圧力容器内の3次元熱流動特性を定量的に示すことができた。
5
Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data
日高 昭秀; 横山 裕也
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), p.819 - 829, 2017/08
福島第一原子力発電所事故の評価では、炉内事象と環境モニタリング測定との結びつきの議論が重要であるが、事故から6年近く経過した現在でも、両者の事象を統合的に扱った研究は必ずしも進んでいない。WSPEEDIコードと環境モニタリングデータから逆算で詳細化された$$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs比に基づき、福島事故後期における原子炉建家等の地下汚染水からの気液分配に基づく$$^{131}$$I放出量を再評価するとともに、これまで検討が行われなかった$$^{137}$$Cs放出挙動に関して化学形や放出機構等について検討した。原子炉建屋等の地下汚染水からの$$^{131}$$I放出量に関する再評価では、全ソースタームに対する地下汚染水からの$$^{131}$$I放出の寄与分は約10%となった。また、3/21$$sim$$3/23及び3/30$$sim$$3/31の$$^{131}$$I放出量に対する$$^{137}$$Cs放出量の超過は、炉心冷却水がわずかに不足したことに伴う炉心温度の再上昇により、制御材を起源として生成するCsBO$$_{2}$$の放出でほぼ説明できる見通しを得た。
6
Corrigendum; Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data, J. Nucl. Sci. Technol. 2017, Corrected vertical axis of Figure 6
日高 昭秀; 横山 裕也
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(8), P. i, 2017/08
以前に発表した論文(Examination of $$^{131}$$I and $$^{137}$$Cs releases during late phase of Fukushima Daiichi NPP accident by using $$^{131}$$I/$$^{137}$$Cs ratio of source terms evaluated reversely by WSPEEDI code with environmental monitoring data [Journal of Nuclear Science and Technology, vol.54(8), pp.819-829 (2017)])における図6の縦軸の訂正である。
7
Summary of 21st joint EU-US Transport Task Force Workshop (Leysin, September 5-8, 2016)
Mantica, P.*; Bourdelle, C.*; Camenen, Y.*; Dejarnac, R.*; Evans, T. E.*; G$"o$rler, T.*; Hillecheim, J.*; 井戸村 泰宏; Jakubowski, M.*; Ricci, P.*; et al.
Nuclear Fusion, 57(8), p.087001_1 - 087001_19, 2017/08
 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)
本会議報告は2016年9月5日$$sim$$8日にスイス、レザンにて開催されたthe 21st Joint EU-US Transport Task Force Workshopにおける報告と議論をまとめたものである。ワークショップは以下の8つのトピックから構成された: full-F運動論的乱流シミュレーションの進展; 高Z、低Z不純物の輸送、制御、および、プラズマ閉じ込めへの影響; 炉心、周辺輸送への3次元効果(MHD、外部磁場、ステラレータを含む); 予測性の高いプラズマ設計; 電子熱輸送とマルチスケール統合; Scrape-Off Layer(SOL)におけるパワー減衰長の理解; L-H遷移におけるSOLの役割; 乱流計測に対する乱流基礎特性の実証研究。
8
Flexible alpha camera for detecting plutonium contamination
森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 根本 典雄
Radiation Measurements, 103, p.33 - 38, 2017/08
核燃料施設では、プルトニウム(Pu)やウランが扱われる。ZnS(Ag)シンチレーション検出器で測定できない狭い場所がPuの汚染源となることがある。例えば、グローブボックスの窓と架台の間の隙間やフランジ、ポートカバーの隙間などである。そこで我々は現場の狭い場所の汚染源の特定が可能なフレキシブルアルファカメラと呼ばれるイメージング検出器の開発をした。検出器の厚みはZnS(Ag)シンチレーション検出器の1/5で、その効率は5.5MeVアルファ線に対し42.7%(4pi)であった。検出下限放射能は0.014Bqであった。4種のPuO$$_{2}$$のサンプルをフレキシブルアルファカメラで測定し、PuO$$_{2}$$粒子を自動で同定することができた。フレキシブルアルファカメラを用いることで、Pu汚染源を早期に検知することができ、汚染拡大の防止につながる。
9
Temperature performance of portable radiation survey instruments used for environmental monitoring and clean-up activities in Fukushima
三枝 純; 柳澤 華代; 波澄 篤; 清水 武徳; 内田 芳昭*
Radiation Physics and Chemistry, 137, p.210 - 215, 2017/08
福島第一原子力発電所事故に伴い、県内各地で放射線モニタリングや環境修復活動が実施されている。現場の気温は夏期に40$$^{circ}$$C、冬期に-20$$^{circ}$$Cに達し、各種サーベイメータの想定使用温度の範囲外である。そこで福島で多く用いられている国産サーベイメータ4機種を対象として、恒温槽を用いた温度特性試験を実施し、指示値の温度依存性を調べた。
10
Eddy-induced transport of the Kuroshio warm water around the Ryukyu Islands in the East China Sea
上平 雄基; 内山 雄介*; 御手洗 哲司*
Continental Shelf Research, 143, p.206 - 218, 2017/07
沖縄本島を含む琉球諸島周辺海域を対象とした2段ネストJCOPE2-ROMSダウンスケーリング海洋モデルを用いて、本海域特有のサブメソスケール(SMS)乱流の発達とそれに伴う3次元的な物質混合過程を評価するべく、季節変動成分を除去した渦成分に対してeddy heat flux (EHF)解析を行った。EHFに対してHelmholtz分解を適用することで、EHFを黒潮流軸成分と直交成分とに分解し、その3次元構造について検討した、その結果、本海域では、傾圧不安定と地形性シアの相乗的な効果により、黒潮流軸に対して東シナ海側では低気圧性のSMS渦が表層および水深500m程度の中層に発達すること、反対に沖縄本島側では混合層周辺に高気圧性のSMS渦が発生すること、およびその両者によって黒潮横断方向の渦熱輸送が3次元的に促進されていることを見出した。
11
Optimization of fusion kernels on accelerators with indirect or strided memory access patterns
朝比 祐一*; Latu, G.*; 伊奈 拓也; 井戸村 泰宏; Grandgirard, V.*; Garbet, X.*
IEEE Transactions on Parallel and Distributed Systems, 28(7), p.1974 - 1988, 2017/07
 パーセンタイル:100(Computer Science, Theory & Methods)
セミ・ラグランジュ法における間接メモリアクセス、有限差分法におけるストライドメモリアクセスといった複雑なメモリアクセスパターンを有する核融合プラズマ乱流コードの高次元ステンシル計算をGPGPUやXeon Phiプロセッサ等の演算加速器上で最適化した。どちらのデバイスでも、Array of Structure of Array (AOSOA)データレイアウトが連続的なメモリアクセスに有効である。Xeon Phiでは時空間データ局所性の向上によるローカルキャッシュの効率的利用が必要不可欠である。GPGPUではテクスチャメモリの利用がセミ・ラグランジュ法の間接メモリアクセス性能を向上する。これらの最適化により、アクセラレータ用核融合カーネルはCPU用カーネルに比べてSandy Bridge (CPU)用最適化コードに比べて1.4x - 8.1x高速化した。
12
Analyses with latest major nuclear data libraries of the fission rate ratios for several TRU nuclides in the FCA-IX experiments
福島 昌宏; 辻本 和文; 岡嶋 成晃
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.795 - 805, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
FCAの複数の系統的に異なる中性子スペクトル場における7つのTRU核種($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{242}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の核分裂率比に関するベンチマークモデルを用いて、主要な核データライブラリ(JENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2)に対する積分評価を行ったものである。いずれの主要核データライブラリによる解析値は、$$^{244}$$Cm対$$^{239}$$Pu核分裂比を大幅に過大評価することが示された。また、中間エネルギーの中性子スペクトル場における$$^{238}$$Pu対$$^{239}$$Pu核分裂比に関して、核データ間で有意な差異があることが示され、感度解析によりこの原因について調査を行った。
13
Development and verification of a new nuclear data processing system FRENDY
多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.806 - 817, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
原子力機構では、評価済み核データJENDLやMARBLE2, SRAC, MVP, PHITSをはじめとした多くの核計算コードの開発を実施してきた。JENDLやこれらの核計算コードは多くの国々で広く使われているが、核計算コードが利用する断面積ライブラリを生成する核データ処理システムについてはこれまで日本では開発されておらず、NJOYやPREPROなどの諸外国の核データ処理システムを利用してきた。新しい核データライブラリが公開された際に、核計算コード用の断面積ライブラリを独立かつ適切に処理するため、原子力機構では新しい核データ処理システムFRENDYの開発を2013年から開始した。本論文では、FRENDYの概要、特徴そして検証について説明する。
14
Mitigation technologies for damage induced by pressure waves in high-power mercury spallation neutron sources, 4; Measurement of pressure wave response and microbubble effect on mitigation in mercury target at J-PARC
粉川 広行; 直江 崇; 二川 正敏; 羽賀 勝洋; 涌井 隆; 原田 正英; 高田 弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.733 - 741, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
J-PARCの核破砕中性子源では、中性性ビームを生成するために水銀ターゲットシステムを運転している。水銀ターゲットでは、大強度のパルス陽子ビームが入射することによって水銀の急激な発熱により圧力波が発生する。圧力波によって、水銀を内包するターゲット容器に繰返し応力だけでなくキャビテーション損傷を引き起す。圧力波を低減することは、ターゲット容器の寿命を保つ上で非常に重要な課題である。我々は、微小気泡を水銀中に注入し、圧力波を低減する技術の開発を行っており、今回、微小気泡発生器を水銀ターゲット容器に実装し、圧力波により励起されるターゲット容器の変位速度をその場診断装置で測定し、陽子ビーム条件や微小気泡の効果を調査した。その結果、ターゲット容器の変位速度は微小気泡により減少し、変位速度のピーク値は、気泡の注入量が0.4%, 0.1%の場合、気泡を注入しない場合に比べて各々1/3, 2/3に低減することを明らかにした。
15
Features of Zr-rich corner of the Zr-N-O ternary system by controlled low-pressure oxidation and thermodynamic analysis
Lam, Do Van*; Do, Thi Mai Dung*; 小川 徹
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(7), p.784 - 794, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
Zr-N-O三元系のZr過剰領域の特徴を明らかにするために、金属ジルコニウムに窒化と低酸素分圧酸化とを施した。低酸素分圧はMo/MoO$$_{2}$$あるいはCu$$_{2}$$O/CuOのREDOX対を用いることで発生させた。処理後の資料はX線回折、金相観察、EPMAにより特性を把握した。実験結果を副格子モデルを用いた熱力学的解析と組み合わせることで、1373Kにおける三元系等温図を作成した。
16
High-precision mass analysis of RI sample for cross-section measurements
中村 詔司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修
KURRI Progress Report 2016, P. 66, 2017/07
ImPACTプロジェクトの分担研究において、放射化法による$$^{135}$$Cs中性子捕獲断面積測定に使用する試料として$$^{137}$$Cs標準溶液中に含まれる$$^{135}$$Csの利用を考えて、$$^{137}$$Cs溶液の高精度の質量分析を行なった。わずか10Bq(pgオーダー)の$$^{137}$$Cs溶液を分析し、不純物として含まれている$$^{135}$$Csを確認するとともに、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を0.5%の精度で導出することができた。
17
Effects of grain size on ultrasonic attenuation in type 316L stainless steel
Wan, T.; 直江 崇; 涌井 隆; 二川 正敏; 大林 寛生; 佐々 敏信
Materials, 10(7), p.753_1 - 753_17, 2017/07
A lead bismuth eutectic (LBE) spallation target will be installed in the Target Test Facility (TEF-T) in the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The spallation target vessel filled with LBE is made of type 316 stainless steel. However, various damages, such as erosion/corrosion damage and liquid metal embrittlement caused by contact with flowing LBE at high temperature, and irradiation hardening caused by protons and neutrons, may be inflicted on the target vessel, which will deteriorate the steel and might break the vessel. To monitor the target vessel for prevention of an accident, an ultrasonic technique has been proposed to establish off-line evaluation for estimating vessel material status during the target maintenance period. Basic R&D must be carried out to clarify the dependency of ultrasonic wave propagation behavior on material microstructures and obtain fundamental knowledge. As a first step, ultrasonic waves scattered by the grains of type 316 stainless steel are investigated using new experimental and numerical approaches in the present study. The results show that the grain size can be evaluated exactly and quantitatively by calculating the attenuation coefficient of the ultrasonic waves scattered by the grains. The results also show that the scattering regimes of ultrasonic waves depend heavily on the ratio of wavelength to average grain size, and are dominated by grains of extraordinarily large size along the wave propagation path.
18
Emergent Weyl fermion excitations in TaP explored by $$^{181}$$Ta quadrupole resonance
安岡 弘志; 久保 徹郎*; 岸本 恭来*; Kasinathan, D.*; Schmidt, M.*; Yan, B.*; Zhang, Y.*; 籐 秀樹*; Felser, C.*; Mackenzie, A. P.*; et al.
Physical Review Letters, 118(23), p.236403_1 - 236403_6, 2017/07
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
$$^{181}$$Ta四重極共鳴(NQR)法を用いてワイル半金属TaPの微視的磁気特性を調べた。核スピン$$I$$=7/2のTa核におけるエネルギー準位の四極子分裂間の遷移に基づく3つのゼロ磁場NQR信号を見出した。四重極結合定数$$nu_Q$$= 19.250MHz、および電場勾配の非対称パラメータ$$eta$$= 0.423は理論計算とよく一致する。磁気励起を調べるために、$$f_2$$線($$pm 5/2 leftrightarrow pm 3/2$$遷移)のスピン格子緩和率($$1/T_1T$$)の温度依存性を測定した。異なる緩和プロセスを有する2つの領域が存在することを見出した。$$T$$*$$approx$$30K以上においては、温度に依存する軌道超微細結合とワイルノードによる磁気励起に起因する($$1/T_1T)propto T^2$$の振る舞いが見出された。$$T$$*の下では、緩和は、($$1/T_1T$$)=定数のKorringaプロセスによって主に支配されるが、我々の実験データを再現するためには$$T^{-1/2}$$の依存性を含まなければならない。我々は、Ta-NQRがバルクワイルlフェルミオンとそれらの励起のための新規プローブであることを示す。
19
Development and validation of evaluation method on hypothetical total instantaneous flow blockage in sodium-cooled fast reactors and its application to a middle size SFR
深野 義隆
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
既往研究では、SAS4Aコードを用いた仮想的燃料集合体入口瞬時完全閉塞(HTIB)事象の評価が実施されているが、本研究ではSAS4Aコードに出力制御系モデルを追加するとともに、改良したSAS4Aコードを用いて「もんじゅ」のHTIB事象の評価を実施した。出力制御系を考慮した結果、出力領域中性子束高、または遅発中性子検出法によって原子炉は安全にシャットダウンされることを明らかにした。したがって、既往研究におけるHTIB事象の影響は流量減少時反応度抑制機能喪失事象と比較して非常に小さいという結論が本研究によって強く支持された。さらに、本研究では、HTIB事象を模擬した炉内試験を用いてSAS4Aコードの妥当性確認を行った。これによってSAS4AコードをHTIB事象の影響評価に適用することの妥当性がさらに高められた。
20
Biaxial-EDC test attempts with pre-cracked zircaloy-4 cladding tubes
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
The failure behavior of cladding tube was investigated by using the improved EDC test apparatus. Cold-worked, stress-relieved and recrystallized Zircaloy-4 tubes with a pre-crack were used as test specimens: this pre-crack simulated the crack which is considered to form in the hydride rim of high-burnup fuel cladding at the beginning of PCMI failure. In the EDC test, a tensile stress in axial direction was applied and displacement-controlled loading was performed to keep the strain ratio of axial/hoop as a constant. The data of cladding deformation had been achieved in the range of strain ratio of 0, 0.25, 0.5 and 0.75 and pre-crack depth of 41-87 micrometers. Failures in hoop direction were observed in all the tested samples, and a general trend that higher strain ratio and deeper crack depth lead to lower failure limit in hoop direction could be seen. Different crack propagation mode was observed between recrystallized and stress relieved and cold worked samples.
21
High temperature oxidation of Zry-4 in oxygen-nitrogen atmospheres
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
Zry-4 fuel cladding tubes were exposed in mixtures of oxygen and nitrogen at temperatures of 800-1380 $$^{circ}$$C. The influence of various flow rates of oxygen and nitrogen as well as specimen height on the weight gain was examined. The overall weight gain was substantially affected by both the applied flow rates and the height of specimens. The oxidation kinetics in air was assessed based on the results of weight gain measurements. A transition in the kinetics was observed at 800 and 1000 $$^{circ}$$C. The kinetics in the post-transient regimes was rather accelerated than linear. The equation proposed in this study for air condition was in good agreement with the Leistikow-Berg correlation and the Baker-Just correlation. Prior $$beta$$-phase shrinked when the oxide scale along with the $$alpha$$-Zr(O) layer progressed. Eventually, both the specimen plastic strain and maximum load decreased due to the shrinkage and increasing embrittlement of the prior $$beta$$-phase.
22
Fluid dynamic analysis on hydrogen deflagration in vertical flow channel with annular obstacles
松本 俊慶; 佐藤 允俊; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
Hydrogen combustion including deflagration and detonation could become a significant threat to the integrity of containment vessel or reactor building in a severe accident of nuclear power stations. In the present study, numerical analyses were carried out for the ENACCEF No.153 test to develop computational techniques to evaluate the flame acceleration phenomenon during the hydrogen deflagration. This experiment investigated flame propagation in the hydrogen-air premixed gas in a vertical channel with flow obstacles. The reactingFoam solver of the open source CFD code, OpenFOAM, was used for the present analysis. Nineteen elementary chemical reactions were considered for the overall process of the hydrogen combustion. For a turbulent flow, renormalization group (RNG) k-e two-equation model was used in combination with wall functions. Three manners of nodalization were applied and its influences on the flame propagation acceleration were discussed.
23
Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazard of low temperature and snow for sodium-cooled fast reactors
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
A Probabilistic Risk Assessment (PRA) should be performed not only for earthquake and tsunami which are major natural events in Japan, but also for other natural external hazards. However, PRA methodologies for other external hazards and their combination have not been sufficiently developed. This study is intended to develop PRA methodology for a combination of low temperature and snow for a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) that uses the ambient air as its ultimate heat sink for decay heat removal under accident conditions. Annual excess probabilities of low temperature and of snow are statistically estimated based on the meteorological records of low temperature, snow depth and daily snowfall depth. To identify core damage sequence, an event tree was developed by considering the impact of low temperature and snow on decay heat removal systems (DHRSs), e.g., plugged intake and/or outtake for the DHRS and for the emergency diesel generator (EDG), unopenable door on the access routes due to accumulated snow, failure of the intake filters due to accumulated snow, possibility of freezing of the water in cooling circuits. Recovery actions (i.e., snow removal and filter replacement) to prevent loss of DHRS function were also considered in developing the event tree. Furthermore, considering that a dominant contributor to snow risk can be failure of snow removal around the intake and outtake induced by loss of the access routes, this study has investigated effects of electric heaters installed around the intake and outtake as an additional countermeasure. By using the annual excess probabilities and failure probabilities, the event tree was quantified. The result showed that a dominant core damage sequence is failure of the electric heaters and loss of the access routes for snow removal against the combination hazard at daily snowfall depth of 2 m/day, duration time (snow and low temperature) of 1 day.
24
Development of probabilistic risk assessment methodology of decay heat removal function against combination hazards of strong wind and rainfall for sodium-cooled fast reactors
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 12 Pages, 2017/07
本論文では、強風と降雨の重畳ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法について述べる。この重畳ハザードPRAでは、ハザード曲線を最大瞬間風速、1時間降水量、降雨継続時間について評価された。シナリオ分析により、強風と降雨の重畳ハザードから起こりうる事象シーケンスを導き出した。その事象シーケンスは、雨水液滴の繰返し接触による伝熱管疲労破損による補助冷却設備の機能喪失で特徴づけられた。この状況が起こるのは、強風起因の飛来物が空気冷却器雨どいに衝突して雨どい破損後に雨水液滴が侵入することが考えられる。この事象シーケンスは重畳ハザードによる機器破損を考慮するイベントツリーに取り入れた。最後に、離散的なハザード発生頻度に条件付除熱失敗確率を乗じて合計すると炉心損傷頻度が求められ、10$$^{-7}$$/yearのオーダーの結果を得た。支配的なシーケンスは飛来物による燃料タンク破損後に飛来物による補助冷却設備破損であった。支配的なハザードは最大瞬間風速40-60m/s、1時間降水量20-40mm/h、降雨継続時間0-10時間であった。
25
Analysis of fast reactor fuel irradiation behavior in the MA recycle system
小澤 隆之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
廃棄物減容・有害度低減に向けたマイナーアクチニド(MA)リサイクルシステムにおいて、再処理で分離されたMAはプルトニウム(Pu)やウラン(U)とともに混合酸化物(MOX)として高速炉で照射される。このような将来のリサイクルシステムでのMA含有率は約5wt.%となることが想定され、MAがMA含有MOX燃料の照射挙動に影響を及ぼすことが考えられる。MA含有による主な影響は燃料温度や被覆管応力の増加で、MA含有MOX燃料の照射挙動のうち、燃料組織変化、再分布、He生成及び被覆管腐食が重要であると考えられる。本研究では、常陽で実施した高Am含有MOX照射試験であるB8-HAMの結果を用い、MA含有MOX燃料の照射挙動を評価するために燃料物性や解析モデルを組み込んだCEPTAR.V2で照射挙動を評価した。その結果、Am含有MOX燃料の照射挙動を精度よく解析でき、Am含有による影響が明らかとなった。
26
HEPA filter clogging and volatile material release under solvent fire accident in fuel reprocessing facility
大野 卓也; 渡邊 浩二; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
福島第一原子力発電所事故以降、重大事故に対する対応策が日本における原子力施設の認可要件として求められている。セル内溶媒火災は重大事故の一つとして定義された。溶媒が燃焼すると煤を含むエアロゾルが発生する。これらは、換気系HEPAフィルタを目詰まらせ、差圧の上昇によって破損を生じさせる可能性がある。さらに、火災は、HEPAフィルタを通過する揮発性を有するガス状の放射性物質を放出させる可能性もある。これらの現象は、施設が有する閉じ込め機能の健全性及び公衆の被ばくを評価する上で重要である。我々は、溶媒火災に伴う目詰まり挙動とエアロゾルの放出挙動及び揮発性物質の放出挙動に着目して検討を行ってきた。本報告では、最近の研究における試験データと評価結果を報告する。
27
Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
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Uncertainty analysis for source term evaluation of high temperature gas-cooled reactor under accident conditions; Identification of influencing factors in loss-of-forced circulation accidents
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。
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ROSA/LSTF test on nitrogen gas behavior during reflux cooling in PWR and RELAP5 post-test analysis
竹田 武司; 大津 巌
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 11 Pages, 2017/07
An experiment focusing on nitrogen gas behavior during reflux cooling in a PWR was performed with the LSTF. The test conditions were made such as the constant core power of 0.7% of the volumetric-scaled PWR nominal power and the primary pressure of lower than 1 MPa. The steam generator (SG) secondary-side collapsed liquid level was maintained at a certain liquid level above the SG tube height. Nitrogen gas was injected stepwise into each SG inlet plenum at a certain constant amount. The primary pressure and the SG U-tube fluid temperatures were greatly dependent on the amount of nitrogen gas accumulated in the SG U-tubes. Non-uniform flow behavior was observed among the SG U-tubes with nitrogen gas ingress. The RELAP5/MOD3.3 code indicated remaining problems in the predictions of the primary pressure and the SG U-tube fluid temperatures after nitrogen gas inflow.
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Measurements of two-phase pressure drop in a simulated debris bed
Nava, M.*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07
Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in single and two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, in order to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.
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Splash during liquid jet impingement onto a horizontal plate
Zhan, Y.*; 大箭 直輝*; 榎木 光治*; 大川 富雄*; 大野 修司; 青柳 光裕; 高田 孝
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
ナトリウム(Na)冷却高速炉におけるNa漏えい・燃焼時の熱影響を適切な信頼性確保しつつ解析評価するためには、漏えいNaの液滴量を物理的な観点から合理的に設定することが重要である。本研究では基礎実験として、下向きの水噴流を水平板に衝突させ、その際の液滴化率を計測した。計測の結果として液滴飛散率は、ウェーバー数と無次元衝突頻度の関数として定式化できることが示された。
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Exotic hadrons from heavy ion collisions
Cho, S.*; 兵藤 哲雄*; 慈道 大介*; Ko, C. M.*; Lee, S. H.*; 前田 沙織*; 宮原 建太*; 森田 健司*; Nielsen, M.*; 大西 明*; et al.
Progress in Particle and Nuclear Physics, 95, p.279 - 322, 2017/07
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
RHICやLHCでの検出器の性能向上により、高エネルギー重イオン衝突において基底状態だけでなく励起状態のハドロンも測定できるようになった。そこで、重イオン衝突はハドロン分子状態やマルチクォーク状態などのエキゾチックハドロンの新しい手法となる。エキゾチックハドロンの構造は量子色力学の基本的性質と関連しているので、これらを研究することはハドロン物理の最も精力的な話題の一つである。本レビューでは、重イオン衝突で測定できるようなエキゾチックハドロン候補の幾つかに対して、現在の理解をまとめる。
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Calculation of fluence-to-effective dose conversion coefficients for the operational quantity proposed by ICRU RC26
遠藤 章
Radiation Protection Dosimetry, 175(3), p.378 - 387, 2017/07
国際放射線単位・測定委員会(ICRU)は、外部被ばく線量の測定に対し、防護量に基づいた新たなモニタリング量の提案を検討している。本研究では、その提案において、個人モニタリングのための個人線量当量の定義に必要な換算係数のデータセットを提供する。フルエンスから実効線量への換算係数を、光子, 中性子, 電子, 陽電子, 陽子, ミュー粒子, パイ中間子、そしてヘリウムイオンに対して計算した。換算係数は、放射線の入射角度が0$$^circ$$から90$$^circ$$までは15$$^circ$$間隔、また、180$$^circ$$、回転照射、等方照射、上半球等方照射、下半球等方照射の条件について計算し、表及びグラフで提供する。これらの換算係数は、ICRUが導入を検討している個人線量当量の定義とともに、個人線量計の設計や校正にも活用される。
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Chemical misfit origin of solute strengthening in iron alloys
譯田 真人*; 都留 智仁; 香山 正憲*; 尾崎 泰助*; 澤田 英明*; 板倉 充洋; 尾方 成信*
Acta Materialia, 131, p.445 - 456, 2017/06
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
多くの合金元素が転位芯と強い相互作用を示す一方、SiやPやCuなどのいくつかの元素では転位のパイエルスポテンシャルを低下させる。本研究では第一原理計算を用いて、"Easy-core"転位構造とそれらの合金元素が積層欠陥エネルギー表面の変化と強く相関があることを示した。さらに、相互作用エネルギーを用いて希薄合金の臨界分解せん断応力を推定し、実験とよく一致することを示した。
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Ligand exchange adsorption and coordination structure of Pd on $$delta$$-MnO$$_{2}$$ in NaCl solution
田中 万也; 田中 雅人*; 渡邊 直子*; 徳永 紘平*; 高橋 嘉夫*
Chemical Geology, 460, p.130 - 137, 2017/06
 パーセンタイル:100(Geochemistry & Geophysics)
深海海洋底に存在する鉄マンガン団塊・クラストにはPdが海水に比べてかなり濃集していることが知られている。しかし、こうしたPdの濃集機構はこれまでほとんど研究されてこなかった。そこで本研究ではX線吸収微細構造法を用いて鉄マンガン団塊・クラストの主要構成物質であるマンガン酸化物へのPd吸着機構を調べた。その結果、海水を模擬したNaCl水溶液中では塩化物錯体(Cl配位)であるPdはマンガン酸化物表面に吸着する過程で酸素配位に変化することが明らかとなった。さらに、マンガン酸化物表面に吸着したPdは単核二座配位と二核二座配位の2種類の内圏型錯体を形成することが分かった。これら2種類の内圏型錯体の形成は密度汎関数理論を用いた量子化学計算の結果からも支持された。こうした内圏型錯体の形成は、マンガン酸化物-NaCl水溶液間のPd吸着実験から得られた分配係数が大きいことと調和的であると言える。
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ベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に関する研究
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
フィルタ付ベントシステムの1つとして、ベンチュリスクラバがある。日本国内では、福島第一原子力発電所事故後の新規制基準の施行以降、ベンチュリスクラバの導入が複数の原子力発電所で進められている。この性能は既存試験にて確認されているものの、近年の報告によれば、事故時には、既存試験で確認された運転条件範囲を逸脱する可能性が示唆されている。また放射性物質の除去性能がベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動に大きく影響されると考えられているものの、実験的にベンチュリ管内の水-蒸気二相流挙動を確認した例は少ない。本研究では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動を明らかにするため、ベンチュリ管内の水-蒸気ならびに水-空気の二相流挙動可視化実験を実施した。その結果、ベンチュリ管の縮小部のガス流速が増加するにつれて、縮小部の圧力が増加することで、スクラビング水の供給量は減少し、最終的に停止することが確認された。また、ベンチュリ管内の二相流挙動を可視化したところ、実機のベンチュリスクラバで想定される水供給口からの噴霧は確認されず、水供給口下流以降に形成された液膜流からの断続的な噴霧が確認された。このようにベンチュリスクラバ内の二相流挙動は実機で想定される二相流挙動とは異なることが示唆された。
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実環境におけるベンチュリスクラバの除染性能に関する予測評価
堀口 直樹; 吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 阿部 豊*
第22回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/06
ベンチュリスクラバは原子力発電所におけるフィルタ付ベントシステムの構成機器として導入されており、核分裂生成物を含む微小なエアロゾルを除去する役割がある。しかしながら、ベントシステムの運用時に想定されうる全ての圧力条件範囲において除染性能を予測する手法はない。そこで、本研究は、機構論的な流動解析コードをベースとした除染性能解析手法を構築し、これによって実環境で想定される流動及び除染性能に関する知見を得ることを目的とした。解析の結果、ベンチュリスクラバの入口圧力が下がるにつれ、ベンチュリスクラバ喉部での流入する気相の速度は抑制されること、自吸される液相速度は変化すること、除染係数は増減傾向となることがわかった。またエアロゾル径が大きくなるにつれ除染係数が増加することがわかった。
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超深地層研究所計画における研究の歩み
笹尾 英嗣
原環センタートピックス, (122), p.4 - 12, 2017/06
原子力機構は、高レベル放射性廃棄物の地層処分事業と安全規制の両面を支えるため、地層処分技術に関する研究開発を進めてきた。このうち、東濃地科学センターでは、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、岐阜県瑞浪市において超深地層研究所計画を進めている。本報告では、本計画を中心に、これまでの経緯および成果、並びに研究開発の現状を紹介する。
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3次元輸送計算コードMCNPを用いた森林除染による空間線量率の低減効果の検討
邉見 光; 山口 徹治; 武田 聖司; 木村 英雄
原子力バックエンド研究(インターネット), 24(1), p.3 - 14, 2017/06
福島第一原子力発電所の事故起源の放射性セシウムにより汚染された森林の除染に関して、居住区域における空間線量率の低減が顕著になる汚染源の条件や除染の範囲を感度解析によって検討した。汚染源を$$^{134}$$Csおよび$$^{137}$$Csを含む堆積有機物層(A$$_{0}$$層)と表層土(A$$_{1}$$層)とし、モンテカルロ法による3次元輸送計算コードMCNPを用いて空間線量率を算出した。森林斜面の数、角度、汚染の分布状態、森林土壌中の放射性セシウムの量、除染範囲、林縁から評価点までの距離、評価点の高さをパラメーターとした。その結果、汚染の分布が均一の場合、林縁から20mまでのA$$_{0}$$層の除染が、空間線量率の低減に効果的であることがわかった。一方、林縁から20m以遠の汚染が20m以内よりも高いような、汚染の分布が不均一の場合、A$$_{1}$$層に比べA$$_{0}$$層に含まれる放射性セシウムの量が多い条件においてのみ、林縁から40mまでのA$$_{0}$$層の除染により、空間線量率が顕著に低減した。
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TRU廃棄物地層処分施設の化学的変遷を考慮した長期力学挙動解析コードの開発
三原 守弘; 平野 史生; 高山 裕介; 京川 裕之*; 大野 進太郎*
原子力バックエンド研究(インターネット), 24(1), p.15 - 25, 2017/06
TRU廃棄物地層処分施設の長期力学挙動を評価するための解析コードMACBECEを開発した。解析コードには、メント系材料のカルシウムの溶出やベントナイト系材料のカルシウム型化やスメクタイトの溶解などの化学的変遷に伴う力学特性変化および周辺岩盤との力学的な相互作用を考慮した。開発した解析コードを用いてクリープ変形が生じやすいと考えられる軟岩サイトを想定し、TRU廃棄物処分施設の建設段階から、処分施設閉鎖後10万年までの力学挙動解析を行った。緩衝材の力学挙動モデルとして、ECモデルを用いることで応力が降伏曲面の特異点付近に陥ることを解消でき、数値解析上、安定な解を得ることができた。さらに、周辺岩盤と処分施設の力学的相互作用を同時に解析することにより、周辺岩盤と処分施設の力学挙動を別々に解析した第2次TRUレポートの結果と比較して処分坑道の内径変位量が半分程度となることが示された。
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汚染水処理二次廃棄物保管容器の健全性に関する調査
飯田 芳久; 中土井 康真; 山口 徹治
原子力バックエンド研究(インターネット), 24(1), p.53 - 64, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所において発生する汚染水処理二次廃棄物の長期的な保管のための技術的知見を蓄積することを目的として、東京電力から発表されている情報を汚染水処理二次廃棄物管理の観点でとりまとめた。そして、長期保管に際する保管容器の健全性に対する懸案事項として、塩化物イオン共存および放射線下でのステンレス鋼製容器の腐食、酸性条件および活性炭共存下でのステンレス鋼製容器の腐食、およびスラリーを収納した高性能容器(HIC)の放射線劣化を抽出した。
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「日本放射線安全管理学会第15回学術大会」印象記
中嶌 純也
保健物理, 52(2), p.136 - 138, 2017/06
2016年11月30日から12月2日の3日間にかけて、岡山県岡山市にある岡山大学創立五十周年記念館において日本放射線安全管理学会第15回学術大会が開催された。本大会は各セッションのほか、特別講演、招待講演、モーニングレクチャー、シンポジウム、企画委員会セッションが組まれた。本稿では、筆者の所感を交えながら本大会の概要を報告する。
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国立研究開発法人日本原子力研究開発機構における量子ビーム利用の研究開発について
武田 全康
放射線と産業, (142), p.34 - 37, 2017/06
日本原子力研究開発機構(原子力機構)から量子ビーム応用研究の一部と核融合研究の業務を分離し、放射線医学総合研究所に移管統合することで発足した量子科学技術研究開発機構(量研機構)が動き出して約1年が過ぎた。本稿では量研機構に移管されずに原子力機構に残った量子ビーム応用研究の現状を紹介する。
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Beamline test of a transition-edge-sensor spectrometer in preparation for kaonic-atom measurements
橋本 直*; 谷田 聖; 他49名*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 27(4), p.2100905_1 - 2100905_5, 2017/06
We are developing a new technique to apply transition-edge sensors (TESs) to X-ray spectroscopy of exotic atoms, especially of kaonic atoms. To demonstrate the feasibility of this pioneering project, performance of a TES-based X-ray detector was evaluated in pion- and kaon-beam environments at particle accelerators. We successfully observed X-rays from pionic-carbon atoms with a resolution as good as 7 eV FWHM at 6 keV. Also at a kaon beamline, we confirmed that the TES spectrometer will be able to achieve our resolution goal, 6 eV, in our first scientific campaign to measure X-rays from kaonic-helium atoms.
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Three-dimensional magnetic domain structure in a model with exchange randomness
横田 光史
Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 432, p.532 - 538, 2017/06
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
Surface magnetic domain structure can be different from internal one. Both of them are influenced by structural randomness. Three-dimensional numerical simulations are performed using a model with random exchange interactions and dipolar interactions on a lattice with the periodic boundary condition for the horizontal directions to simulate infinite system in the directions and with the free boundary condition for vertical direction (z) to represent the existence of surface. The lattice sizes are $$64times 64times (2L_z +1)$$ for $$L_z =1, 2, 4$$ and $$32times 32times (2L_z +1)$$ for $$L_z=8, 16$$. To simulate highly anisotropic materials, time dependent Ginzburg-Landau equation using a model with Ising symmetry is solved numerically. Dependence of magnetic domain patterns on thickness of the system and the degree of disorder is investigated for systems with small thickness. Magnetic structure factor for the surface layer is compared with that for the internal layer. The inverse of the wave number that gives the maximum value of the magnetic structure factor depends on the thickness of the system $$T$$ as $$T^{0.3}$$ approximately. The distribution of the local magnetization depends on the disorder rather differently for different thicknesses of the system.
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Accessible length scale of the in-plane structure in polarized neutron off-specular and grazing-incidence small-angle scattering measurements
丸山 龍治; Bigault, T.*; Wildes, A. R.*; Dewhurst, C. D.*; Saerbeck, T.*; Honecker, D.*; 山崎 大; 曽山 和彦; Courtois, P.*
Journal of Physics; Conference Series, 862(1), p.012017_1 - 012017_6, 2017/06
中性子偏極スーパーミラーを偏極中性子散乱測定に用いる際には、試料の磁化や中性子ビームの偏極率への影響を小さく抑えるために、これを構成する多層膜が磁気的にソフトであることが重要である。これらの多層膜は交換結合長(数十nm)よりもサイズの小さい結晶粒から構成され、磁気特性はバルクとは異なり隣り合うスピン間での交換相互作用による結晶磁気異方性の平均化(ランダム異方性モデル)によって理解される。本研究では、磁化の過程における多層膜の面内磁気構造を偏極中性子非鏡面反射及び斜入射小角散乱を用いて測定し、散乱データの歪曲波ボルン近似による散乱強度分布シミュレーションを行うことにより面内方向の長さスケールの異なる非鏡面反射と斜入射小角散乱で得られたデータの比較を行った。本発表では2つの散乱手法の特徴や適応可能な面内構造の長さスケールの範囲に関する議論を行う。
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Reference curve of fatigue crack growth for ferritic steels under negative R ratio provided by ASME Code Section XI
長谷川 邦夫*; Mares, V.*; 山口 義仁
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(3), p.034501_1 - 034501_5, 2017/06
 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)
Reference curves of fatigue crack growth rates for ferritic steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI Appendix A. The fatigue crack growth rates under negative R ratio are given as da/dN vs. K$$_{max}$$. It is generally well known that the growth rates decreases with decreasing R ratios. However, the da/dN as a function of K$$_{max}$$ are the same curves under R = 0, -1 and -2. In addition, the da/dN increases with decreasing R ratio for R$$<$$-2. This paper converts from da/dN vs. K$$_{max}$$ to da/dN vs. $$Delta$$K$$_{I}$$, using crack closure U. It can be seen that the growth rate da/dN vs. $$Delta$$K$$_{I}$$ is better equation than da/dN vs. K$$_{max}$$ from the view point of stress ratio R. Furthermore, extending crack closure U to R = -5, it can be explained that the da/dN decreases with decreasing R ratio in the range of -5 $$<$$ R $$<$$ 0. This tendency is consistent with the experimental data.
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Time-of-flight elastic and inelastic neutron scattering studies on the localized 4d electron layered perovskite La$$_5$$Mo$$_4$$O$$_{16}$$
飯田 一樹*; 梶本 亮一; 水野 雄介*; 蒲沢 和也*; 稲村 泰弘; 星川 晃範*; 吉田 幸彦*; 松川 健*; 石垣 徹*; 河村 幸彦*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 86(6), p.064803_1 - 064803_6, 2017/06
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
The magnetic structure and spin wave excitations in the quasi-square-lattice layered perovskite compound La$$_5$$Mo$$_4$$O$$_{16}$$ were studied by a combination of neutron diffraction and inelastic neutron scattering techniques using polycrystalline sample. Neutron powder diffraction refinement revealed that the magnetic structure is ferrimagnetic in the $$ab$$ plane with antiferromagnetic stacking along the $$c$$-axis. The inelastic neutron scattering results display strong easy-axis magnetic anisotropy along the $$c$$-axis due to the spin-orbit interaction in Mo ions. The model Hamiltonian consisting of in-plane anisotropic exchange interactions, the interlayer exchange interaction, and easy-axis single-ion anisotropy can explain our inelastic neutron scattering data well. Strong Ising-like anisotropy and weak interlayer coupling compared with the intralayer exchange interaction can explain both the high-temperature magnetoresistance and long-time magnetization decay recently observed in La$$_5$$Mo$$_4$$O$$_{16}$$.
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日本原子力学会「2017春の年会」「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の展望,2; 核計算分野におけるOECD/NEA国際ベンチマーク
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (117), p.5 - 14, 2017/06
経済協力開発機構原子力機関原子力科学委員会(OECD/NEA/NSC)は、ベンチマーク計算の実施を活動の柱の一つとしており、現在「国際ベンチマーク」と言うと、NEA/NSCで実施しているベンチマークを指すことが比較的多いと思われる。本稿では、(i) OECD/NEA/NSCで実施している炉物理関連のベンチマークの現状、(ii)ベンチマーク計算の核計算システムへの反映、(iii)将来の研究開発の資産としてのベンチマーク計算、(iv)実験データに基づくベンチマーク計算の例、そして(v) OECD/NEA/NSCにおけるベンチマークの提案方法を示し、国際ベンチマーク実施の意義を論じる。
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日本原子力学会「2017春の年会」「シグマ」特別専門委員会、核データ部会、炉物理部会合同セッション; ベンチマーク問題や積分実験を用いたJENDL及び核計算コードのV&Vの現状と今後の課題,4; 核データ検証自動実行システムVACANCEの開発
多田 健一
核データニュース(インターネット), (117), p.23 - 29, 2017/06
積分実験を用いた核データの検証は、重要な核データ検証プロセスの一つである。近年、核データや核計算コードの高度化に伴い、これらに求められる精度要求が厳しくなってきており、積分実験を用いた核データの検証の重要性が高まってきている。積分実験を用いた核データの検証には、炉物理や核データ処理、核計算コードに関する深い知識が必要であり、核データ評価者だけで実施することは困難であり、長年炉物理の専門家が担当してきた。また、これらの作業は多くの手間と時間が必要であり、今までのJENDLの検証でも多くの労力が割かれてきた。そこで、次期JENDLに向けた効果的な核データ検証サイクルを実現するため、これらの作業を自動化し、核データ評価者自身が積分実験を用いた核データの検証が行えるシステムを構築するため、臨界実験解析と解析結果を編集する自動核計算実行システムVACANCE(Validation Environment for Comprehensive and Automatic Neutronics Calculation Execution)を開発した。本発表ではVACANCEの機能の概要と核データ評価とそれに連なる臨界実験解析の例について発表する。
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第29回NEA核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合報告
原田 秀郎; 岩本 修; 木村 敦; 横山 賢治; 多田 健一
核データニュース(インターネット), (117), p.36 - 51, 2017/06
経済開発協力機構原子力機関(OECD/NEA)の第29回核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)会合が、2017年5月15日$$sim$$19日にOECD本部で開催された。期間中に開催されたWPEC本会合及びサブグループ会合について報告する。
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福島県内の空間線量率トレンドの解析; 環境半減期、積雪の影響
三枝 純; 依田 朋之; 村上 晃洋; 武石 稔
環境放射能除染学会誌, 5(2), p.79 - 93, 2017/06
2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故後、福島県内各地において放射線モニタリングが継続して行われている。事故から5年が経過したのを機に、原子力発電所から20$$sim$$60kmに位置する15地点で得られた空間線量率のトレンド(2011年5月$$sim$$)を解析し、線量率の減衰傾向や積雪による遮蔽効果について考察した。線量率のトレンドは放射性セシウムの物理的減衰とウェザリング等その他の要因を加味した関数に適合することができ、この結果から環境半減期は3$$sim$$27年(平均10年)と評価された。また、積雪による遮蔽の影響で線量率は下がり、積雪深20 cmで15%から50%低下した。この影響により、5年間の積算線量は積雪がなかった場合に比べて最大約7%低くなることがわかった。
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海水塩析出物を伴う海水の流動沸騰熱伝達に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 永武 拓; 吉田 啓之
混相流, 31(2), p.162 - 170, 2017/06
東京電力福島第一原子力発電所事故では、非常用冷却水の注水・除熱機能が失われたため海水が注水された。しかし、炉内への海水注入は行われたことがなく、海水による燃料集合体の冷却は検討されていない。本研究では、海水を用いてプール核沸騰実験を実施し、伝熱面温度と伝熱面上の海水塩析出層厚さの測定を行い、海水塩析出物が核沸騰熱伝達へ与える影響について評価した。また、燃料棒と同様な寸法の内管加熱部を持つ鉛直二重管流路での上向き強制流動沸騰実験を実施し、海水の流動沸騰への影響についても議論した。その結果、高濃度の人工海水では、一定かつ低い熱流束であっても壁面過熱度が次第に増加し、既存の伝熱評価式から外れる、伝熱面温度の逸走が起きることを確認した。海水塩析出層厚さの測定から、この伝熱面温度の逸走は、伝熱面上に海水塩の1つである硫酸カルシウムが析出し、時間とともに析出層が厚くなることにより、表面までの熱抵抗が増加して起きる現象であると考えられる。また、海水塩濃度が高いほど、より低い熱流束で伝熱面温度の逸走が起きており、海水塩の伝熱面上での析出は、伝熱面近傍の海水塩濃度が関係すると考えられる。流動沸騰条件では、下流では海水の濃縮が進むため、下流の伝熱面にはプール核沸騰実験よりも低い熱流束で海水塩が析出し、伝熱面温度の逸走が発生することを確認した。
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Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor
小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06
For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.
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Design approach for mitigation of air ingress in high temperature gas-cooled reactor
佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00495_1 - 16-00495_11, 2017/06
本報告では、高温ガス炉の減圧事故時における炉心への空気侵入に対して、受動的な抑制を可能とする原子炉構造を提案する。第1に、従来、側部反射体内に設けられた冷却材上昇流路を内部反射体に移動する。第2に上部可動反射体を流路反転を行う構造に変更する。提案する原子炉構造の有効性評価として、冷却材流路での自然対流や炉内構造物での熱伝導、熱放射等、原子炉内の重要な物理現象を考慮した熱物質収支計算を行った。その結果、在来の原子炉構造に比べて減圧事故時の空気侵入量を大幅に低減可能であることが明らかにした。
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Load and resistance factor design approach for seismic buckling of fast reactor vessels
高屋 茂; 佐々木 直人*; 浅山 泰; 神島 吉郎*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00558_1 - 16-00558_12, 2017/06
本論文では、より合理的な容器の設計を可能にするために、荷重耐力係数設計法を用いて、地震による容器の座屈防止に関する新しい設計評価法を開発した。さらに、現行規定との比較により、提案手法の有効性を示した。
57
Sensitivity study on forest fire breakout and propagation conditions for forest fire hazard curve evaluations
岡野 靖; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06
本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%$$sim$$-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。
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Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.
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Evaluation of sodium pool fire and thermal consequence in two-cell configuration
高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。
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Polar rotor scattering as atomic-level origin of low mobility and thermal conductivity of perovskite CH$$_{3}$$NH$$_{3}$$PbI$$_{3}$$
Li, B.; 川北 至信; Liu, Y.*; Wang, M.*; 松浦 直人*; 柴田 薫; 河村 聖子; 山田 武*; Lin, S.*; 中島 健次; et al.
Nature Communications, 8, p.16086_1 - 16086_9, 2017/06
Perovskite CH$$_{3}$$NH$$_{3}$$PbI$$_{3}$$ exhibits outstanding photovoltaic performances, but the understanding of the atomic motions remains inadequate even though they take a fundamental role in transport properties. Here, we present a complete atomic dynamic picture consisting of molecular jumping rotational modes and phonons, which is established by carrying out high-resolution time-of-flight quasi-elastic and inelastic neutron scattering measurements in a wide energy window ranging from 0.0036 to 54 meV on a large single crystal sample, respectively. The ultrafast orientational disorder of molecular dipoles, activated at approximately 165 K, acts as an additional scattering source for optical phonons as well as for charge carriers. It is revealed that acoustic phonons dominate the thermal transport, rather than optical phonons due to sub-picosecond lifetimes. These microscopic insights provide a solid standing point, on which perovskite solar cells can be understood more accurately and their performances are perhaps further optimized.
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福島の環境回復に向けた取り組み,2; 事故進展と放射性物質の放出・沈着分布の特徴
斎藤 公明; 永井 晴康; 木名瀬 栄; 武宮 博
日本原子力学会誌, 59(6), p.40 - 44, 2017/06
福島の環境回復に関してまとめた連載記事の一つである。福島第一原子力発電所事故の進展と放射線物質の放出・大気拡散・沈着過程の解明が、シミュレーションおよび環境測定データの解析により進められている。大規模環境調査により福島周辺における放射線環境の経時変化等の特徴が明らかになりつつあり、この知見に基づいて空間線量率の分布状況変化モデルが開発され将来予測に活用されてきた。事故後に測定された種々の環境測定データは集約され、データベースを通して簡単な解析ツールとともに継続的に公開されている。これら一連の取り組みについて概説している。
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高速炉に適用する厚肉積層ゴムの研究開発; 準実大厚肉積層ゴムを用いた経年特性試験
渡壁 智祥; 山本 智彦; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 諸菱 亮太*; 櫻井 祐*; 加藤 亨二*
日本機械学会論文集(インターネット), 83(850), p.16-00444_1 - 16-00444_14, 2017/06
厚肉積層ゴムとオイルダンパーから構成される免震装置の高速炉への適用が計画されているが、積層ゴムを実機に適用する場合、供用期間中の経年変化を考慮して建屋支持機能や復元機能の構造健全性を評価することが重要となる。そこで、本報告では、加熱促進劣化により経年を模擬した準実大の試験体を用いて静的加力試験を行い、経年が剛性や線形限界ひずみ等の力学特性に及ぼす影響について検討した。
63
Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system
上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。
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Recent advances in modeling and simulation of the exposure and response of tungsten to fusion energy conditions
Marian, J.*; Becquart, C. S.*; Domain, C.*; Dudarev, S. L.*; Gilbert, M. R.*; Kurtz, R. J.*; Mason, D. R.*; Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Snead, L. L.*; et al.
Nuclear Fusion, 57(9), p.092008_1 - 092008_26, 2017/06
 被引用回数:1
ITER後に計画されているDEMO炉の構造材料は、これまでにないような照射、熱条件にさらされる。このような極限環境を実験的に模擬することはできないが、計算科学的な方法によって材料挙動を研究し実験的方法を補足することができる。高温や照射に対するすぐれた耐性から、タングステンは第一壁やダイバータ等のプラズマ対向面の材料として最善の候補とされている。このレビューではプラズマ対向材および高速中性子に照射されるバルク材としてのタングステンの最近の計算科学によるモデリングの成果についてまとめた。特に、計算科学的な方法によるいくつかの顕著な発見に重点を置き、残された将来の課題を指摘した。
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Simultaneous measurement of neutron-induced fission and capture cross sections for $$^{241}$$Am at neutron energies below fission threshold
廣瀬 健太郎; 西尾 勝久; 牧井 宏之; 西中 一朗*; 太田 周也*; 永山 達郎*; 田村 信行*; 後藤 真一*; Andreyev, A.; Vermeulen, M. J.; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 856, p.133 - 138, 2017/06
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
Fission and capture reactions were simultaneously measured in the neutron-induced reactions of $$^{241}$$Am at J-PARC. Data were taken with the TOF method in $$E_n$$ = 0.1$$sim$$20 eV. The fission events were observed by detecting prompt fission neutrons using liquid organic scintillators. The capture reaction was measured by detecting $$gamma$$ rays from the compound nuclei using the same detectors, where the prompt fission neutrons and capture $$gamma$$ rays were separated by a pulse shape analysis. The cross sections were obtained by normalizing the relative yields at the first resonance to evaluations or other experimental data. The ratio of the fission to capture cross sections at each resonance is compared with those from an evaluated nuclear data library and other experimental data. Some differences were found between the present values and the library/literature values at several resonances.
66
Observation of doubly-charged ions of francium isotopes extracted from a gas cell
Schury, P.*; 和田 道治*; 伊藤 由太*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; 平山 賀一*; 木村 創大*; 小浦 寛之; MacCormick, M.*; 宮武 宇也*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 407, p.160 - 165, 2017/06
Ac, Ra, FrやRnといった様々な同位体を$$^{48}$$Caビームを用いた原子核融合-蒸発反応にて生成した。エネルギーを持ったイオンはヘリウムガスセル内で止まり、そして引き出される。引き出された個々のイオンは多反射時間飛行質量分光器を用いて同定されるが、アルカリ金属であるFrを含むイオンの荷電状態の主要な価数が(+1価でなく)+2価となるという結果を観測した。
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花崗岩類中の鉱物分布および鉱物組合せとその量比(モード組成)の新たな評価手法の構築; 走査型X線分析顕微鏡で取得した元素分布図を用いた画像解析
石橋 正祐紀; 湯口 貴史*
応用地質, 58(2), p.80 - 93, 2017/06
花崗岩類中の鉱物分布やモード組成は、その形成過程の検討、花崗岩類中の割れ目の分布特性や基質中の物質移動を理解する上で有用な情報である。モード解析手法としては、ポイントカウンティング法、電子顕微鏡など用いた画像解析手法などが提案される。しかし、既存手法では観測者の技量や解析可能な領域が狭いなどの課題がある。そこで、本研究は、測定領域が広い走査型X線分析顕微鏡(SXAM)で取得した元素分布図を用いて、鉱物個々の化学組成の不均質性を考慮し、花崗岩類中の二次鉱物も含めた鉱物分布とモード組成を簡易かつ客観的に評価できる新たな手法(MJPD法)を提示する。MJPD法は、各鉱物から出力される元素のX線強度分布を正規分布と仮定し、X線強度のバラつきを考慮して各画素の鉱物種を同定可能とした。土岐花崗岩の肉眼観察で顕著に変質を被る試料と被らない試料を対象としてMJPD法の妥当性を検証した結果、岩石薄片程度であれば、SXAMで約10,000秒測定することで簡易にモード組成が把握でき、かつ鉱物分布図の構築が可能であることを確認した。また、MJPD法は、他の機器で取得した元素分布図にも適用可能であり、今後の適用の拡大が期待できる。
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Monte Carlo shell model studies with massively parallel supercomputers
清水 則孝*; 阿部 喬*; 本間 道雄*; 大塚 孝治*; 富樫 智章*; 角田 佑介*; 宇都野 穣; 吉田 亨*
Physica Scripta, 92(6), p.063001_1 - 063001_19, 2017/06
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
モンテカルロ殻模型の手法およびその応用について概説する。モンテカルロ殻模型は、効率的に多体基底を生成することによって、従来の直接対角化では計算不可能だった物理系に対する殻模型計算を目指した手法である。このレビュー論文では、モンテカルロ殻模型のここ10年以内の発展をまとめた。手法面では、エネルギー分散を用いた外挿による厳密解の推定法や共役勾配法の導入による効率的な基底生成など、数値計算面では、より効率的な並列化や計算機の実効性能を高める数値計算アルゴリズムなどについて概説する。最近の応用としては、非常に大きな模型空間が必要な第一原理計算および中性子過剰なニッケル領域とジルコニウム領域の計算結果を紹介する。後者の中性子過剰核領域では、変形共存に興味が集まっているが、モンテカルロ殻模型では、変形の分布を解析するT-plotと呼ぶ新しい手法を開発することによって、これらの原子核の変形を直感的に理解することが可能となった。この手法は、軽い原子核のクラスター状態を調べるのにも有用である。
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Achievement of a low-loss 1-MW beam operation in the 3-GeV rapid cycling synchrotron of the Japan Proton Accelerator Research Complex
發知 英明; 原田 寛之; 林 直樹; 加藤 新一; 金正 倫計; 岡部 晃大; Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 田村 文彦; 谷 教夫; et al.
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 20(6), p.060402_1 - 060402_25, 2017/06
RCSは、1MWのビーム出力を目指す世界最高クラスの大強度陽子加速器である。こうした加速器では、ビーム損失により生じる機器の放射化がビーム出力を制限する最大の要因となる。ビーム損失の原因(誤差磁場、空間電荷効果、像電荷効果等)は多様で、複数の効果が絡み合った複雑な機構でビーム損失が生じるため、その解決を果たすには、高度なビームの運動学的研究が必要となる。RCSでは、実際のビーム試験と共に、計算機上での数値シミュレーションを精力的に行ってきた。実験と計算の一致は良好で、観測されたビーム損失の発生機構の解明、また、その解決策を議論するうえで、数値シミュレーションが重大な役割を果たしている。ハードウェア系の改良と共に、こうしたビーム試験と数値シミュレーションを反復的に行うアプローチにより、RCSでは、10$$^{-3}$$という極めて少ないビーム損失で1MW相当のビーム加速を達成したところである。本論文では、RCSのビーム増強過程で顕在化したビーム損失の発生機構やその低減に向けた取り組みなど、大強度加速器におけるビーム物理に関する話題を中心に、RCSビームコミッショニングにおけるここ数年の成果を時系列的に紹介する。
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Improvement of the gross theory of $$beta$$ decay by inclusion of change in parity
小浦 寛之; 千葉 敏*
Physical Review C, 95(6), p.064304_1 - 064304_6, 2017/06
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
$$beta$$崩壊の巨視的模型計算である大局的理論の単一粒子構造における改良を行った。大局的理論は$$beta$$崩壊遷移の総和則を考慮して構築された模型で、$$beta$$崩壊半減期や遅発中性子放出確率を核図表における幅広い領域で計算し、実験結果をよく再現できる。今回、この大局的理論に単一粒子状態におけるパリティに注目し、崩壊前と崩壊後に原子核基底状態のパリティが変化する場合に$$beta$$崩壊許容遷移を抑制する効果を新たに導入した。単一粒子状態の推定はわれわれが従来から考案しているWoods-Saxonポテンシャル計算を用いた。今回の改良により、これまでの大局的理論では2重閉殻原子核付近で過小評価していた$$beta$$崩壊半減期が系統的に改良された。
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Reliability estimation of neutron resonance thermometry using tantalum and tungsten
甲斐 哲也; 廣井 孝介; Su, Y.; 篠原 武尚; Parker, J. D.*; 松本 吉弘*; 林田 洋寿*; 瀬川 麻里子; 中谷 健; 及川 健一; et al.
Physics Procedia, 88, p.306 - 313, 2017/06
Neutron resonance thermometry, which measures material temperature by analyzing the Doppler broadening of a neutron resonance peak, is one of the applications of energy-resolved neutron imaging at RADEN of J-PARC. Although this technique is promising, advantages and disadvantages have not been discussed in practical applications. The authors measured neutron transmission rates of tantalum and tungsten foils in a heater chamber up to 300 degrees Celsius at RADEN. The energy-dependent neutron transmission rates with different statistics were obtained after the measurements by selecting arbitrary measuring intervals from one measurement, and the temperatures of the foils were estimated from those transmission rates with different statistics. The reliability of the neutron resonance thermometry with statistical accuracy, irradiation time and spatial resolution are discussed.
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Implementation of tetrahedral-mesh geometry in Monte Carlo radiation transport code PHITS
古田 琢哉; 佐藤 達彦; Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Kim, C. H.*; Brown, J. L.*; Bolch, W. E.*
Physics in Medicine and Biology, 62(12), p.4798 - 4810, 2017/06
 パーセンタイル:100(Engineering, Biomedical)
モンテカルロ輸送計算コードPHITSに、ポリゴン体系の一種である四面体メッシュ体系を利用できる機能を導入した。四面体メッシュは自由な形状を記述することに優れており、曲面を含む様々な複雑な体系を記述することができる。また、形式変換をすることでCAD等のソフトウェアを利用した三次元体系の設計も可能となった。本機能の導入に際し、初期段階で四面体メッシュ体系に対する分岐マップを準備し、輸送計算の計算時間を短縮する工夫を加えた。この工夫により、同数のメッシュ数であれば、ボクセルメッシュと同程度の計算時間で、四面体メッシュ体系の輸送計算を可能にした。四面体メッシュでは、異なるサイズおよび形状の四面体を組み合わせることで、より少ないメッシュ数で人体ファントム等の複雑体系を表現できる。人体ファントムに対する線量計算では、四面体メッシュを採用することで、計算時間をボクセルメッシュの計算に比べて4倍短縮できることが分かった。
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Development of a robot simulation system for remotely operated robots for operator proficiency training and robot performance verification
川端 邦明; 鈴木 健太; 磯和 充*; 堀内 一憲; 伊藤 倫太郎
Proceedings of 14th International Conference on Ubiquitous Robots and Ambient Intelligence (URAI 2017) (USB Flash Drive), p.561 - 564, 2017/06
本論文では、遠隔操作ロボットのためのシミュレーションシステムの開発について報告する。開発中のシステムは、操作習熟度訓練およびロボット等の性能試験のために用いることを目的としたものであり、特に福島第一原子力発電所の廃炉に貢献するものである。シミュレータには産総研の開発したChoreonoidをベースにし、視覚的なノイズや通信障害などの機能を設計開発して実装している。また、水中ロボットのシミュレーションについても実装している。開発システムの現状について報告を行う。
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Characteristics of pressure drop and void fraction in a simulated debris bed
伊藤 大介*; Nava, M.*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 神山 健司; 鈴木 徹*
Proceedings of 2017 Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics (JUS 2017), 4 Pages, 2017/06
Two-phase flow through porous media should be well understood to develop a severe accident analysis code not only for light water reactor but also sodium-cooled fast reactor (SFR). When a core disruptive accident occurs in SFR, the fuel inside the core become melted and interacts with the coolant. As a result, gas-liquid two-phase flow will be formed in the debris bed, which may have porous nature depending on the cooling process. Thus, as first step, the present work focuses on the characteristics of pressure drop in two-phase flows in different porous media conditions (porous size, liquid and gas flow velocity). In addition, to construct an experimental database, the measured pressure drop under different conditions was compared with existing correlations.
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A Remote-operated system to map radiation dose in the Fukushima Daiichi primary containment vessel
Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, J. M.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*
Proceedings of 5th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
福島第一原子力発電所の原子炉内部のマッピングを目的とし、放射線検出器を組み合わせた潜水可能なROVシステムを開発している。$$gamma$$線強度のマップを得るとともに放射性同位体を同定するため、CeBr$$_{3}$$無機シンチレータ検出器をROVに組み込んでいる。ROVは、直径約150mmの円筒形状で、自由度5で制御可能な5つのポンプを持つ2つのエンドキャップを備えている。CeBr$$_{3}$$検出器は、熱中性子束をマッピングすることが可能な$$^{6}$$Liホイルを有する単結晶化学蒸着中性子検出器で置き換えることが可能である。
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Development of a back analysis method for the estimation of in situ stress based on the measured convergence in the Horonobe Underground Research Laboratory
青柳 和平; 亀村 勝美*; 名合 牧人*; 菅原 健太郎*; 松原 誠*
Proceedings of ITA-AITES World Tunnel Congress 2017 (WTC 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
高レベル放射性廃棄物地層処分場の建設において、地下坑道の設計の高度化に資するために、処分場周辺の初期地圧状態の情報が重要である。これまで、初期地圧計測は、国内外の多くの現場で行われてきたが、評価結果のバラつきは大きいことがしばしばある。そのため、坑道の支保設計への反映が難しいという問題がある。この背景を踏まえ、本研究では、坑道で取得された内空変位計測結果に基づき、広域的な地圧状態を推定するための逆解析手法を構築することを目的とした。解析には、幌延深地層研究センターの深度350mの周回坑道において、様々な方向で計測された内空変位のデータを使用した。また、解析モデルには、周回坑道周辺の断層や不連続面を取り入れ、地質構造の影響も含めて詳細な検討を行った。解析による地圧の推定結果は、地下施設建設前に実施した水圧破砕法による測定結果に概ね整合するものであったため、広域地圧状態の推定における本手法の適用可能性が示された。
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Experience in MOX fuel fabrication at the PFPF for the fast reactor
鈴木 紀一; 沖田 高敏; 青野 茂典
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)では、1988年より、工学規模での高速炉用MOX燃料の製造技術開発及び常陽・もんじゅの用MOX燃料の製造を行ってきた。特に、低密度仕様である「もんじゅ」の燃料製造では、様々な課題に直面したものの、製造技術の高度化により、それらの課題を克服してきた。本発表では、これまでにPFPFで培われた工学規模でのMOX燃料製造技術及び近年の燃料製造技術開発成果について報告する。
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Basic visualization experiments on eutectic reaction between boron carbide and stainless steel under sodium-cooled fast reactor conditions
山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06
本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500$$^{circ}$$Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、B$$_{4}$$C-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをB$$_{4}$$Cペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりB$$_{4}$$C-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。
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The Safety design criteria development and summary of its update for the Generation-IV SFR systems
Sofu, T.*; 岡野 靖
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
第4世代原子炉に関わる国際フォーラム(GIF)は第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリア(SDC)構築を2013年5月に完了した。SDCはGIFの安全・信頼性目標を反映し、GIFの基本的安全アプローチを踏襲したものである。SDCのねらいは、系統機器に関わるクライテリアの標準を構築し、GIF参加国間の安全設計のハーモナイゼーションを達成することにある。SDCの公開に続き、SDCは国際機関及び各国規制関連機関によるレビューとその反映が図られた。2年間にわたるレビュー及びフィードバックは、IAEA、米国NRC、フランスIRSN、中国NNSAとの間でなされた。本論文はSDC構築の経緯と国際レビューでのコメント及び提案を基にした改定の概要をまとめたものである。
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Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。
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Recent activities of the safety and operation project of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV International Forum
Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将; Kang, S. H.*; Ashurko, I.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06
安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。
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放射光X線回折法を用いた積層型高強度鋼板におけるマルテンサイト層の局所変形挙動評価
小島 真由美*; 城 鮎美*; 鈴木 裕士; 井上 純哉*; 菖蒲 敬久; 徐 平光; 秋田 貢一; 南部 将一*; 小関 敏彦*
材料, 66(6), p.420 - 426, 2017/06
The strain distribution in a multilayered steel composite, which consists of martensite and austenite layers, was evaluated by energy dispersive X-ray diffraction to investigate the homogeneity of deformation in the martensite layer under uniaxial loading. A dog-bone shape specimen with a martensite layer with 0.2 mm in a thickness, sandwiching by austenite layers with 0.4 mm in thickness, was utilized in this study. A change in strains as a function of tensile loading was measured at the center of the martensite layer as well as near the interface between the martensite and austenite layers. Furthermore, the residual strain distributions were measured in the martensite layer of the unloaded specimens after different applied strains. As a result, slight inhomogeneous deformation was found at the beginning of the plastic deformation in the martensite layer although no local deformation was recognized even near the interface between austenite and martensite layers. After further deformation, mismatch of plastic deformation between austenite and martensite layers was reduced, and the martensite layer deformed homogeneously. Therefore, an unstable interface phenomenon might not be caused by the intrinsic factors with a mesoscopic scale discussed in this experiment.
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Origin of 6-fold coordinated aluminum at (010)-type pyrophyllite edges
奥村 雅彦; Sassi, M.*; Rosso, K. M.*; 町田 昌彦
AIP Advances (Internet), 7(5), p.055211_1 - 055211_9, 2017/05
 パーセンタイル:100(Nanoscience & Nanotechnology)
放射性セシウムを比較的強く吸着すると予想されている粘土鉱物のエッジは、実験的に調べることが困難であり、未だに構造がわかっておらず、数値シミュレーションによる研究が有効である。これまでに、最も単純な2:1珪酸塩鉱物であるパイロフィライトについて、密度汎関数法等を用いた研究が進められており、エッジ部分のアルミニウムは5つの酸素と共有結合し、さらに、水分子を配位子とした6配位構造が安定であることが知られていた。しかし、電荷の中性条件からは水分子が配位する必要はなく、なぜ6配位が最安定構造なのかは明らかになっていなかった。そこで、我々は、密度汎関数法を用いて詳細に調べた。その結果、アルミニウムが水分子の酸素原子を引きつけ、さらに、水分子の水素とエッジを構成するヒドロキシル基が水素結合のネットワークを構成し、6配位構造が安定化することがわかった。
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New p- and n-type ferromagnetic semiconductors; Cr-doped BaZn$$_{2}$$As$$_{2}$$
Gu, B.; 前川 禎通
AIP Advances (Internet), 7(5), p.055805_1 - 055805_6, 2017/05
 パーセンタイル:100(Nanoscience & Nanotechnology)
We find new ferromagnetic semiconductors, Cr-doped BaZn$$_{2}$$As$$_{2}$$, by employing a combined method of the density functional theory and the quantum Monte Carlo simulation. Due to a narrow band gap of 0.2 eV in host BaZn$$_{2}$$As$$_{2}$$ and the different hybridization of 3d orbitals of Cr impurity, the impurity bound states have been induced both below the top of valence band and above the bottom of conduction band. The long-range ferromagnetic coupling between Cr impurities is obtained with both p- and n-type carriers.
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Numerical investigation of the random arrangement effect of coated fuel particles on the criticality of HTTR fuel compact using MCNP6
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05
This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k$$_{rm inf}$$) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k$$_{rm inf}$$ of about 0.32-0.52%$$Delta$$k/k than the NUP model. In additions, the difference of k$$_{rm inf}$$ could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k$$_{rm inf}$$ was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.
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Characterization of rare earth elements (REEs) associated with suspended particles in deep granitic groundwater and their post-closure behavior from a simulated underground facility
岩月 輝希; 宗本 隆志*; 久保田 満*; 林田 一貴; 加藤 利弘*
Applied Geochemistry, 82, p.134 - 145, 2017/05
瑞浪超深地層研究所において、地下水及び懸濁態粒子に含まれる希土類元素の挙動について研究を行った。その結果、地下水中の希土類元素の10$$sim$$60%が懸濁粒子に付着して存在することが確認された。希土類元素が付着する懸濁粒子は主に炭酸塩コロイドであり、一般的な地下水は炭酸塩鉱物に対して飽和平衡状態にあることから、炭酸塩コロイドの起源は炭酸塩鉱物と推察された。また、坑道閉鎖環境においては、地下水中の溶存態及びコロイド態の希土類元素濃度が、周辺の地下水に比べて有意に低下することが確認された。熱力学計算により地下水に溶存する希土類元素は主に炭酸錯体と推測され、坑道壁面のセメント吹付上に炭酸塩コロイドとともに吸着・共沈していると考えられた。以上の事から、地下施設におけるセメント材料の使用は、希土類元素の移動し難い環境を形成すると考えられる。
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Micro-orientation control of silicon polymer thin films on graphite surfaces modified by heteroatom doping
下山 巖; 馬場 祐治; 平尾 法恵*
Applied Surface Science, 405, p.255 - 266, 2017/05
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
イオンビームによりヘテロ原子ドーピングを行ったグラファイト基板上に蒸着したポリジメチルシラン(PDMS)薄膜の配向構造を調べるため、吸収端近傍X線吸収微細構造(NEXAFS)分光法を用いた。Si ${it K}$端NEXAFSスペクトルは非照射基板上とN$$_{2}$$$$^{+}$$照射基板上で互いに逆の傾向を示す偏光依存性を示し、Ar$$^{+}$$イオン照射基板上では偏光依存性を示さなかった。第一原理計算によるNEXAFSスペクトルの理論的解釈に基づき、PDMSは非照射基板で水平配向、N$$_{2}$$$$^{+}$$照射基板上で垂直配向、Ar+イオン照射基板上でランダム配向をとることがわかった。我々はさらに光電子顕微鏡を用いた分析を行い、同一基板上で照射・非照射領域が分離した表面でPDMS薄膜が$$mu$$mオーダーで異なる配向を持ちうることを見いだした。これらの結果は集光イオンビームを用いたグラファイトの表面改質が有機薄膜のための新たな微細配向制御法となる可能性を示唆している。
88
Sorption behavior of Np(V) on microbe pure culture and consortia
大貫 敏彦; 香西 直文; 坂本 文徳; 宇都宮 聡*; 加藤 憲二*
Chemistry Letters, 2(5), p.771 - 774, 2017/05
 パーセンタイル:100(Chemistry, Multidisciplinary)
微生物共同体及び単離された鉄還元バクテリアへのNp(V)の吸着挙動を、休眠状態の細胞を用いてpH3$$sim$$7において調べた。不活性雰囲気における鉄還元菌へのNp(V)の吸着量及び大気状態での微生物共同体への吸着量は、pH5以下で大気条件下における鉄還元菌への吸着量より多かった。この結果は、微生物細胞表面への吸着以外のメカニズム、すなわちNp(IV)への還元反応が関わっている可能性を示唆する。
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海水プール核沸騰素過程に関する研究
上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
第54回日本伝熱シンポジウム講演論文集(CD-ROM), 8 Pages, 2017/05
東京電力福島第一原子力発電所事故時の海水注入が伝熱流動へ与える影響を、その物理現象を含めて理解するため、海水及び蒸留水を用いてプール核沸騰実験を行い、プール核沸騰素過程に与える海水の影響について検討した。その結果、海水を用いた場合、沸騰核が減少した。この沸騰核の減少は、沸騰や二次気泡の形成、及び熱伝達表面の過熱度の増加に影響を及ぼすことを確認した。また、濃縮された海水では、海水塩析出層が伝熱面上に形成され、その厚さの増加に伴って熱抵抗が増加し、加熱面上の沸騰による冷却性能が大幅に低下することで、伝熱面が焼損することを確認した。これは、蒸留水での伝熱面焼損とは異なる物理機構であり、海水の場合は蒸留水よりも低い発熱量でも伝熱面が焼損する可能性がある。
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Oxygen chemical diffusion coefficients of (U, Pu)O$$_{2-x}$$
渡部 雅; 砂押 剛雄*; 加藤 正人
Defect and Diffusion Forum, 375, p.84 - 90, 2017/05
(U, Pu)O$$_{2-x}$$の酸素化学拡散係数を熱重量測定法を用いて決定した。また、酸素化学拡散係数の算出においては試料の表面反応も考慮した。その結果、酸素化学拡散係数の活性化エネルギーは、(U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2-x}$$及び(U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$についてそれぞれ60kJ/mol, 65kJ/molとなった。
91
Defect chemistry and basic properties of non-stoichiometric PuO$$_{2}$$
加藤 正人; 中村 博樹; 渡部 雅; 松本 卓; 町田 昌彦
Defect and Diffusion Forum, 375, p.57 - 70, 2017/05
PuO$$_{2-x}$$の実験データをレビューし、酸素ポテンシャル、電気伝導率及び第一原理計算結果を用いて欠陥濃度を評価した。欠陥濃度を評価する式を導出し、様々な基礎特性の間の整合性を確認するとともに、熱物性を評価するための機構論的モデルを導出した。
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First report of (U-Th)/He thermochronometric data across Northeast Japan Arc; Implications for the long-term inelastic deformation
末岡 茂; 田上 高広*; Kohn, B.*
Earth, Planets and Space (Internet), 69(1), p.79_1 - 79_18, 2017/05
東北日本弧の地質時間スケールにおける変形像解明のため、島弧横断方向に(U-Th)/He年代測定を実施した。アパタイト(U-Th)/He年代では52-1.5Ma、ジルコン(U-Th)/He年代では39.6-11.0Maの加重平均年代が得られた。前弧側の阿武隈山地は52-49.6Maの比較的古い年代を示し、新生代ほぼ全体を通じて安定な地質環境(削剥速度:約0.01-0.1mm/yr)だったと推定された。対照的に、奥羽脊梁山地や背弧側の朝日山地は11.2-1.5Maの若い年代を示し、日本海拡大以降の山地形成による急冷(削剥速度:約0.1-1mm/yr)を反映していると解釈できる。奥羽脊梁山地(あるいは朝日山地も)では山頂側でより大きな削剥速度が推定され、西南日本弧の断層地塊山地とは異なる隆起・削剥様式を有している可能性が指摘された。以上の成果は、典型的な島弧である東北日本弧でも、熱年代に基づいた山地の隆起・削剥史解析が有効であることを示している。
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Current R&D status of thermochemical water splitting iodine-sulfur process in Japan Atomic Energy Agency
笠原 清司; 岩月 仁; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小貫 薫; 久保 真治
International Journal of Hydrogen Energy, 42(19), p.13477 - 13485, 2017/05
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉を熱源として利用する熱化学法ISプロセスによる水素製造法の研究開発を行っている。ISプロセスの実用化に向けて、主要反応器について耐食性及び処理性能に関する信頼性評価を完了し、これらの反応器を統合し全系を実用工業材料で製作した連続水素製造試験装置により2016年2月に10NL/h、8時間の水素製造を達成した。また、水素製造における熱効率向上を目指し、電解電気透析法(EED)に関する評価を行い、アノード側の硫酸精製の省略や、膜性能の向上により、大幅に必要熱量を低減できることを示した。本報では、これらのISプロセスの研究開発の現状・成果について報告する。
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Coupling the advection-dispersion equation with fully kinetic reversible/irreversible sorption terms to model radiocesium soil profiles in Fukushima Prefecture
操上 広志; Malins, A.; 武石 稔; 斎藤 公明; 飯島 和毅
Journal of Environmental Radioactivity, 171, p.99 - 109, 2017/05
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
土壌中の放射性セシウムの鉛直方向移動を記述するための修正拡散-収着-固定化モデルを提案した。このモデルでは、可逆サイトに対するカイネティックスを新たに導入している。このモデルは初期Exponential分布を再現することができる。初期のrelaxation massは拡散深さ、すなわち分配係数、収着速度、分散係数に依存することがわかった。また、このモデルは深い個所での放射性セシウム分布のテイリングを表現する。これは、収着と脱着の速度の違いによるものと考えられる。
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Modeling watershed-scale $$^{137}$$Cs transport in a forested catchment affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident
Wei, L.*; 木内 豪*; 吉村 和也; Velleux, M. L.*
Journal of Environmental Radioactivity, 171, p.21 - 33, 2017/05
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
This study developed a watershed $$^{137}$$Cs migration model on the basis of the Two-Dimensional Runoff, Erosion, and Export model (TREX) framework and was applied in a forested catchment in Fukushima. This model considered the conditions of $$^{137}$$Cs field loss from the vegetation layer and downward movement in soil, two $$^{137}$$Cs distribution phases in water, and multiple solid particle classes. The model represented observed $$^{137}$$Cs transport well. Our simulations show that the $$^{137}$$Cs was transported from the catchment by clay, silt, and sand at a ratio of 17:70:13. The source of transported $$^{137}$$Cs is estimated to originate from hillside and areas near the river bank, and the accumulation of $$^{137}$$Cs was also evaluated.
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Investigation of Zircaloy-2 oxidation model for SFP accident analysis
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。
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Development of a short-term emergency assessment system of the marine environmental radioactivity around Japan
小林 卓也; 川村 英之; 藤井 克治*; 上平 雄基
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(5), p.609 - 616, 2017/05
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
東京電力福島第一原子力発電所事故により環境中に放出された放射性物質は、北太平洋、特に本州北東部の沿岸海域に深刻な海洋汚染を引き起こした。このようなシビアアクシデントにより海洋に放出される放射性物質の海洋中移行を調べるために、日本原子力研究開発機構は日本周辺海域における放射性物質濃度を予測する緊急時海洋環境放射能評価システム(STEAMER)を開発した。STEAMERを緊急時環境線量情報予測システム(世界版)WSPEEDI-IIと結合して用いることで、大気および海洋環境中における正確な放射能汚染予測が可能となる。本論文では、STEAMERに海洋データの入力として用いる2種類の3次元海流場、海洋中放射性物質拡散モデル、モデルの適用例、そしてSTEAMERの機能について記述した。
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Benchmark study of the recent version of the PHITS code
岩元 洋介; 佐藤 達彦; 橋本 慎太郎; 小川 達彦; 古田 琢哉; 安部 晋一郎; 甲斐 健師; 松田 規宏; 細山田 龍二*; 仁井田 浩二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(5), p.617 - 635, 2017/05
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、加速器遮蔽設計、医学物理計算など様々な目的で利用されている。本研究では、最新のPHITSバージョン2.88を用いて、核反応による粒子生成断面積、中性子輸送計算、電磁カスケード等に対する58ケースのベンチマーク計算を実施した。本稿では、このうち特徴的な結果を示した22のケースについて詳細に報告する。ベンチマーク計算の結果、100MeV以上の陽子、中性子、重イオン等の入射反応や電磁カスケードについては、PHITSによる計算結果は実験値を概ね再現した。一方、100MeV未満の粒子入射反応は、PHITSが設定を推奨している核内カスケードモデルINCL4の適用範囲外のエネルギー領域であるため、再現性が悪いことが確認された。また、100MeV以上の陽子入射反応のうち、核分裂成分の収率に対して、蒸発モデルGEMの高エネルギー核分裂過程の取り扱いの問題から実験値を再現しない場合があった。これらの課題は、評価済み核データJENDL4.0/HEをPHITSに組み込むこと等で改善していく予定である。以上のように、本研究でPHITSの様々な適用分野における計算精度を検証するとともに、今後の効率的な改善に重要な指針を得ることができた。
99
高速炉の高サイクル熱疲労解析評価における実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」の整備; 品質マネジメントの実装に関する検討
田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 22, 4 Pages, 2017/05
ナトリウム冷却高速炉における重要な評価課題の一つである高サイクル熱疲労現象に対する数値解析評価手法の整備およびそれによる実機評価では、不確かさ評価を含むV&Vの実施が重要となる。そのため、原子力学会で策定されたモデルV&Vに関するガイドラインに準拠した実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」を整備しており、整備課題の一つである品質マネジメントの実装について、日本計算工学会標準「工学シミュレーションの標準手順」を基づいて検討した結果について報告する。
100
Evaluation of austenite volume fraction in TRIP steel sheets using neutron diffraction
徐 平光; 友田 陽*; 新垣 優; Harjo, S.; 末吉 仁*
Materials Characterization, 127, p.104 - 110, 2017/05
The volume fractions of austenite ($$f_{rm A}$$) in TRIP steels were evaluated using time-of-flight neutron diffraction through four methods. They include the analysis method with random texture assumption, the correction method of ($$hkl$$) peak intensities, the Rietveld refinement method using the summed spectrum without distinguishing the specimen orientations, and the combined Rietveld analysis method for textures and volume fractions. It was found that for a near-random spectrum obtained by the summation of all the measured neutron spectra, the Rietveld refinement provided a satisfactory precision for $$f_{rm A}$$. Moreover, the precision was further improved through the combined Rietveld analysis method. If the texture measurement is unavailable, it is suggested to measure the neutron spectrum along the transverse direction, and to analyze the $$f_{rm A}$$ using conventional correction method of ($$hkl$$) peak intensities. It was also confirmed that the increment of $$f_{rm A}$$ evidently improved the combinations of tensile strength and uniform elongation (TS$$times$$UEl).
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Embrittlement without hardening; Grain boundary embrittlement
山口 正剛
NEA/NSC/R(2016)5 (Internet), p.303 - 316, 2017/05
原子炉圧力容器鋼などの劣化現象には、中性子照射による硬化により生じる硬化型脆化とともに、溶質元素や不純物元素の粒界偏析に起因する非硬化型脆化すなわち粒界脆化現象がある。溶質元素や不純物元素の粒界偏析によりなぜ粒界破壊が促進されるのか、そのミクロなメカニズムの研究の歴史、及び、われわれの研究をまとめた報告である。結晶粒界の電子論的計算は1980年代から始められたが、十分な計算ができるようになったのは、ここ10年ほどのことである。鉄の粒界に対する強化元素であるボロン,炭素は粒界の凝集エネルギーを増加させ、逆に脆化元素であるリン,硫黄,スズ,アンチモンが、粒界凝集エネルギーを減少させることが第一原理計算から判明し、粒界凝集エネルギーの増減が粒界脆化を支配する一つの重要な要因であることが明らかとなりつつある。
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Irradiation assisted stress corrosion cracking
Pokor, C.*; Herbelin, A.*; Couvant, T.*; 加治 芳行
NEA/NSC/R(2016)5 (Internet), p.317 - 360, 2017/05
高経年化BWRプラントにおいて、炉心シュラウドの中心位置では照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の感受性を持つ照射レベルになる。BWR炉内プログラムでは、BWRの炉内構造物における粒界型応力腐食割れ(IGSCC)進展特性の評価体系の開発を行ってきており、また日本の原子力安全基盤機構では、原子力発電所の高経年化維持管理のための安全研究開発の一環としてIASCC進展速度データに関するプロジェクトを実施してきている。多くの研究者がオーステナイト系ステンレス鋼やNi基合金のSCCやIASCC進展速度予測モデルを提案しているが、これらのモデルはまだ初期段階のモデルであることから詳細な実験結果と比較することによるモデルの高度化が必要である。
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Methods and approaches to provide feedback from nuclear and covariance data adjustment for improvement of nuclear data files
Palmiotti, G.*; Salvatores, M.*; 横山 賢治; 石川 眞
NEA/NSC/R(2016)6 (Internet), 42 Pages, 2017/05
For providing useful and physical feedback to nuclear data evaluators from cross section adjustment results, it is necessary to assess the reliability of the adjustment results. In addition, useless and unphysical systematic effects may occur in the cross section adjustments. In order to avoid the compensation effects and to point out systematic effects, several criteria with associated parameters/indices are recommended to be used. This document summarizes the methodology with the definitions of the parameters/indices. On the other hand, covariance data play an important role in the cross section adjustment. As one of contributions to the nuclear data evaluators, several comments or recommendations on the covariance data are described. To make the comments concrete and useful, the covariance data of the latest evaluated nuclear data libraries, JENDL-4.0 and ENDF/B-VII.1 are treated. The surveyed nuclides are five isotopes that are most important for fast reactor application. The two latest evaluated nuclear-data libraries supply excellent covariance data from the viewpoints of both quality and quantity. However, it is also true that the evaluation of the covariance data has not yet been matured or converged on the satisfactory level in their applications, therefore, the close communication on the evaluation of the covariance data is indispensable between the nuclear-data evaluators and users.
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KURAMA-IIを用いた走行サーベイ測定による東日本での天然放射性核種の空間線量率評価
安藤 真樹; 松田 規宏; 斎藤 公明
日本原子力学会和文論文誌, 16(2), p.63 - 80, 2017/05
走行サーベイ測定における福島第一原子力発電所事故による放射性セシウムの空間線量率への寄与を弁別するため、東日本地域において市町村平均値として天然放射線によるバックグラウンドを評価した。特定のエネルギーウインドウの計数率からバックグラウンドを求める簡易的手法をKURAMA-IIを用いた走行サーベイ測定に適用した。本研究で評価したバックグラウンドの分布傾向は、東日本地域での地質学的特徴を表しており、過去の空間線量率測定結果とも符合するものであった。また、舗装道路上においても地殻$$gamma$$線による空間線量率の特徴を反映した分布となることが分かった。汚染状況重点調査地域の指定を受けているような地域では、2014年時点の放射性セシウムの空間線量率への影響は測定不確かさを超える有意なものであった。その他の区市町村ではほとんど無視しうる程度であった。
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ジルコニウムの硝酸溶液中における$$gamma$$線照射下での放射線分解水素吸収挙動
石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌, 16(2), p.100 - 106, 2017/05
ジルコニウム(Zr)は沸騰硝酸中での耐食性に優れることから使用済燃料再処理機器の構造材料として使用されている。一方、使用済燃料溶液中で放射線分解水素が発生すること、またZrは水素ぜい化を生じる事も知られているため、Zrの硝酸溶液中における放射線分解水素吸収挙動の解明は重要である。本研究では、$$gamma$$線照射下での硝酸中浸漬試験を実施し、Zrの放射線分解水素吸収挙動を検討した。試験の結果、5および7kGy/hrの線量率において3mol/Lまでの硝酸溶液中でZr放射線分解水素を吸収した。水素吸収量は、放射線分解水素発生量と相関がみられ、また吸収された水素はZr表面に集中して水素化物を生成していた。これは、Zrの水素固溶量が極めて低く水素化物を生成しやすいためである。またこの表面に生成した水素化物により金属内部への水素拡散が抑制されること、さらに放射線分解水素吸収による水素侵入深さをZr水素化物中の水素拡散定数から評価可能であることも明らかにした。
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福島の環境回復に向けた取り組み,1; 環境回復に関する取り組みの進展
宮原 要; 大原 利眞*
日本原子力学会誌, 59(5), p.282 - 286, 2017/05
福島の環境回復に向けた取り組みに関わる連載講座の第1回として、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所における環境回復に関する取り組みの概要を紹介する。
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Cross-scale interactions between turbulence driven by electron and ion temperature gradients via sub-ion-scale structures
前山 伸也*; 渡邉 智彦*; 井戸村 泰宏; 仲田 資季*; 石澤 明宏*; 沼波 政倫*
Nuclear Fusion, 57(6), p.066036_1 - 066036_10, 2017/05
電子およびイオン温度勾配(ETG/ITG)モードを含むマルチスケールプラズマ乱流を電磁的ジャイロ運動論シミュレーションによって調べた。非線形モード結合の3波移行解析により、電子スケールとイオンスケールのスケール間相互作用を明らかにした。この相互作用の1つは、イオンスケール乱流による電子スケール乱流の抑制である。ここで、ITGが駆動する短波長の渦がせん断流れのように作用し、ETG乱流を抑制する。もう一つのスケール間相互作用は、電子スケール乱流の存在下でのイオンスケール乱流の増大である。これは、短波長の帯状流によって引き起こされる。この帯状流はITG乱流における運動論的通過電子の応答によって生成され、剪断によってITG乱流を抑制し、ETG乱流によって減衰される。どちらの場合も、電子スケールとイオンスケールの間のサブイオンスケールの構造が、スケール間相互作用において重要な役割を果たす。
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Radiochemical study of the kinematics of multi-nucleon transfer reactions in $$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cm collisions 10% above the Coulomb barrier
G$"o$tz, M.*; G$"o$tz, S.*; Kratz, J. V.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; Mokry, Ch.*; Runke, J.*; Th$"o$rle-Pospiech, P.*; Wiehl, N.*; Sch$"a$del, M.; Ballof, J.*; et al.
Nuclear Physics A, 961, p.1 - 21, 2017/05
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
$$^{48}$$Ca + $$^{248}$$Cmの多核子移行反応の運動学を多層捕集箔法と放射化学分離法を用いて調べた。過去の研究で、生成核の同位体分布の幅が、標的よりも重い同位体より軽い同位体の方が広いことが知られており、標的よりも軽い同位体の方がエネルギーロスの大きな衝突の成分が多いためと解釈されてきた。しかし、本研究で両者の平均的な全運動エネルギー損失、すなわち平均励起エネルギーの大きさが測定され、両者に大きな違いがないことが明らかになった。このことは過去の解釈と矛盾するため、本研究では、高い励起エネルギーを持って生成される標的よりも重い同位体は核分裂によって失われる、という新しい解釈を提案した。
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A Simple and practical correction technique for reactivity worth of short-sized samples measured by critical-water-level method
北村 康則*; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 186(2), p.168 - 179, 2017/05
短尺サンプルの反応度価値に関しては、臨界水位法による測定値と核データ・核計算手法の検証に用いられる従来の解析値との間に不一致があることが知られている。本研究は、この不一致を単純な理論的枠組みの観点から調べるとともに、補助的な実験等を行わずにサンプル反応度価値の測定値を補正するための簡便的かつ実用的な手法を提案した。臨界水位法により測定される典型的なサンプル反応度価値を模擬した一連のモンテカルロ計算は、この不一致が本補正法により効果的に減少することを示した。
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福島汚染土壌の除染と再利用のためのセシウムフリー鉱化法の開発
下山 巖; 本田 充紀; 小暮 敏博*; 馬場 祐治; 平尾 法恵*; 岡本 芳浩; 矢板 毅; 鈴木 伸一
Photon Factory News, 35(1), p.17 - 22, 2017/05
福島放射性汚染土壌のCs除染と再生利用に対して提案しているセシウムフリー鉱化法(CFM)について紹介すると共に、PFのJAEA放射光ビームラインで実施している研究について報告する。本研究では風化黒雲母(WB)からのCs脱離機構を調べるため、非放射性Csを収着させたWBにNaCl-CaCl$$_{2}$$混合塩を添加し、低圧加熱処理前後での組成と構造変化を調べた。蛍光X線分析により塩無添加の場合でも700$$^{circ}$$Cで約3割のCsが除去され、塩添加時はほぼ全てのCsとKが除去された。一方、Caは温度と共に増加し、700$$^{circ}$$CではSiよりも多い主成分となった。さらにX線回折法、透過型電子顕微鏡による分析によりWBが普通輝石などの異なるケイ酸塩鉱物に相変化することを明らかにした。これらの結果は相変化に伴ってイオン半径の大きい1価陽イオンが排出されるメカニズムを示唆しており、我々はこれに基づいてCFMの着想に至った。また、X線吸収分光法を用いたClの化学状態分析により、塩由来のClが反応の初期段階で粘土鉱物の酸素とCl-O結合を形成しながら生成物の鉱物中に取り込まれることを明らかにした。
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Bulk moduli and equations of state of ice VII and ice VIII
Klotz, S.*; 小松 一生*; 鍵 裕之*; Kunc, K.*; 佐野 亜沙美; 町田 真一*; 服部 高典
Physical Review B, 95(17), p.174111_1 - 174111_7, 2017/05
重水素化した氷VII相及びVIII相の圧縮挙動を、93-300K、2-13.7GPaの温度圧力領域にわたって、高圧中性子散乱によって調べた。その結果から、正確な体積弾性率B$${}_{0}$$,その圧力微分B'$${}_{0}$$及び常圧下での体積V$${}_{0}$$を含む状態方程式を決定した。このように決めた状態方程式は、過去のX線データと比べて氷VIIの安定領域のほほ全域を、また氷VIIIに関しては、約13GPaまでをカバーしている。両者の圧縮挙動に関して、低圧域では区別できないが、7GPa以上の圧力では氷VIIは予想以上に固くなることが分かった。これは、今回の圧力温度領域において過去の氷VIIIの研究[D.D. Klug et al., Physical Review B, 70, 144113 (2004)]で報告されている異常なフォノン硬化と関係しているかも知れない。
112
$$T$$ dependence of nuclear spin-echo decay at low temperatures in YbRh$$_2$$Si$$_2$$
神戸 振作; 酒井 宏典; 徳永 陽; 服部 泰佑; Lapertot, G.*; 松田 達磨*; Knebel, G.*; Flouquet, J.*; Walstedt, R. E.*
Physical Review B, 95(19), p.195121_1 - 195121_8, 2017/05
 パーセンタイル:100(Physics, Condensed Matter)
YbRh$$_2$$Si$$_2$$の単結晶について、$$^{29}$$Si核スピンエコー振動と減衰を測定した。これらの量は、300Kから20Kまで温度依存がないが、温度依存が20K以下であることを示している。これらの振動と減衰は、最近傍Si核間のRuderman-Kittelおよび擬似双極子相互作用によるものである。したがって、フェルミ準位近傍の電子状態は、20K以下で変化していることが結論できる。低温におけるフェルミ面の可能な改変について議論する。
113
New measurement of the $$^{8}$$Li($$alpha$$,n)$$^{11}$$B reaction in a lower-energy region below the Coulomb barrier
Das, S. K.*; 福田 共和*; 溝井 浩*; 石山 博恒*; 宮武 宇也*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; Jeong, S. C.*; 池添 博*; 松田 誠; et al.
Physical Review C, 95(5), p.055805_1 - 055805_4, 2017/05
 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
The $$^{8}$$Li($$alpha$$,n)$$^{11}$$B reaction is regarded as the key reaction in the inhomogeneous big bang and in type-II supernova nucleosynthesis. Recently, the importance of this reaction to solving the $$^{7}$$Li problem, i.e., the inconsistency between the predicted and the observed primordial $$^{7}$$Li abundances, has also been noted. The most recent cross-section data published by our collaboration group in 2006 [H. Ishiyama et al., Phys. Lett. B 640, 82 (2006)] cover the 0.7- to 2.6-MeV energy region in the center-of-mass system. Here, we present additional data spanning the 0.45- to 1.80-MeV energy region. Thus, the predominant energy region for the big bang nucleosynthesis, corresponding to T$$_{9}$$ = 1 (where T$$_{9}$$ is a temperature unit equivalent to 109 K), is almost completely spanned by the previous [H. Ishiyama et al., Phys. Lett. B 640, 82 (2006)] and present results together.
114
Measurements of $$B to J/psi$$ at forward rapidity in $$p+p$$ collisions at $$sqrt{s}=510$$ GeV
Aidala, C.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他425名*
Physical Review D, 95(9), p.092002_1 - 092002_18, 2017/05
 パーセンタイル:100(Astronomy & Astrophysics)
We report the first measurement of the fraction of $$J/psi$$ mesons coming from $$B$$-meson decay ($$F_{B to J/psi}$$) in $$p+p$$ collisions at $$sqrt{s}=510$$ GeV. The measurement is performed using the forward silicon vertex detector and central vertex detector at PHENIX, which provide precise tracking and distance-of-closest-approach determinations, enabling the statistical separation of $$J/psi$$ due to $$B$$-meson decays from prompt $$J/psi$$. The measured value of $$F_{B to J/psi}$$ is $$8.1% pm 2.3%{(rm stat)} pm1.9% {(rm syst)}$$ for $$J/psi$$ with transverse momenta $$0 < p_T < 5$$ GeV/$$c$$ and rapidity $$1.2<|y|<2.2$$. The measured fraction $$F_{B to J/psi}$$ at PHENIX is compared to values measured by other experiments at higher center of mass energies and to fixed-order-next-to-leading-logarithm and color-evaporation-model predictions. The $$bbar{b}$$ cross section per unit rapidity $$[dsigma/dy(pp to bbar{b})]$$ extracted from the obtained $$F_{B to J/psi}$$ and the PHENIX inclusive $$J/psi$$ cross section measured at 200 GeV scaled with color-evaporation-model calculations, at the mean $$B$$ hadron rapidity $$y=pm 1.7$$ in 510 GeV $$p+p$$ collisions, is $$3.63_{-1.70}^{+1.92}$$ $$mu$$b. It is consistent with the fixed-order-next-to-leading-logarithm calculations.
115
Angular decay coefficients of $$J/psi$$ mesons at forward rapidity from $$p+p$$ collisions at $$sqrt{s}=510$$ GeV
Adare, A.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他389名*
Physical Review D, 95(9), p.092003_1 - 092003_13, 2017/05
We report the first measurement of the full angular distribution for inclusive $$J/psirightarrowmu^{+}mu^{-}$$ decays in $$p$$$$+$$$$p$$ collisions at $$sqrt{s}=510$$ GeV. The measurements are made for $$J/psi$$ transverse momentum $$2 < p_{T} < 10$$ GeV/$$c$$ and rapidity $$1.2 < y < 2.2$$ in the Helicity, Collins-Soper, and Gottfried-Jackson reference frames. In all frames the polar coefficient $$lambda_{theta}$$ is strongly negative at low $$p_{T}$$ and becomes close to zero at high $$p_{T}$$, while the azimuthal coefficient $$lambda_{phi}$$ is close to zero at low $$p_{T}$$, and becomes slightly negative at higher $$p_{T}$$. The frame-independent coefficient $$tilde{lambda}$$ is strongly negative at all $$p_{T}$$ in all frames. The data are compared to the theoretical predictions provided by nonrelativistic quantum chromodynamics models.
116
$$gamma$$ decay of unbound neutron-hole states in $$^{133}$$Sn
Vaquero, V.*; Jungclaus, A.*; Doornenbal, P.*; Wimmer, K.*; Gargano, A.*; Tostevin, J. A.*; Chen, S.*; N$'a$cher, E.*; Sahin, E.*; 志賀 慶明*; et al.
Physical Review Letters, 118(20), p.202502_1 - 202502_5, 2017/05
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
Excited states in $$^{133}$$Sn were populated following one-neutron knockout reaction from an unstable $$^{134}$$Sn beam at the RIBF laboratory in RIKEN. In addition to the already known $$gamma$$ rays, additional $$gamma$$ strength was observed for the first time in the excitation-energy range 3.5-5.5 MeV. Since the neutron separation energy of $$^{133}$$Sn is low, this observation provides direct evidence for the radioactive decay of neutron-unbound states in this nucleus. The ability of $$gamma$$ decay to compete with neutron emission was attributed to a mismatch between the wave functions of the initial and final states in the neutron emission case. These findings suggest that in the region south-east of $$^{132}$$Sn, nuclear structure effects play a significant role in the decay of unbound states, which are instead usually ignored in the evaluation of neutron-emission probabilities in astrophysical simulations.
117
Thermofluid dynamic analysis for THAI tests with passive hydrogen recombiner
佐藤 允俊; 松本 俊慶; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 12 Pages, 2017/05
In this study, thermofluid dynamic analyses were carried out for 3 tests, HR3, HR5 and HR12 in the OECD/NEA THAI project, with the Passive autocatalytic recombiner (PAR) manufactured by AREVA. The major parameters in these 3 tests were the initial pressure and steam concentration in the test vessel. The analyses were performed with an open source computational fluid dynamics code, OpenFOAM. The solver was modified by embedding the correlation equations of hydrogen recombination rate for the PAR. The results from the present analyses indicated that the modified solver well reproduced the measured characteristics for PAR behaviour such as hydrogen recombination rate, flow velocity and temperature distribution, hydrogen and oxygen concentration, and so on.
118
Baryon spectroscopy in $$(pi,2pi)$$ reactions with 10$$^{6}$$Hz pion beams at J-PARC
佐甲 博之; 長谷川 勝一; 細見 健二; 市川 裕大; 今井 憲一; Hicks, K.*; Ahn, J. K.*; Kim, S. H.*; Lee, J. W.*; Hwang, S. H.*
Proceedings of Science (Internet), 5 Pages, 2017/05
バリオン励起状態(N$$^{*}$$,$$Delta^{*}$$)は長年にわたって研究されてきたが、その性質や質量スペクトルに関する我々の知見は大変限られている。最近、Dynamical-Couple Channel (DCC)模型の発展により、$$(pi,2pi)$$反応がこれらの励起状態に大きく寄与することが分かってきた。しかしながら、$$(pi,2pi)$$反応データは1970年代に測定された24万事象に限られており、決定的に不足している。そのため、我々はJ-PARCにおいて統計を二桁上げるE45実験を提案した。この実験においては、$$10^6$$Hzの$$pi$$ビームを用いて超電導Helmholtz型双極磁石に設置したTime Projection Chamberでこれらの反応を測定する。これらの測定をビーム運動量を細かく変えながら高統計で測定する。本発表では実験の設計と準備状況、シミュレーションの結果を報告する。
119
Observation of $$Xi$$ bound states in the $$^{12}$$C$$(K^-,K^+)X$$ reaction at 1.8 GeV/$$c$$ in J-PARC
永江 知文*; 江川 弘行; 長谷川 勝一; 細見 健二; 市川 裕大; 今井 憲一; 佐甲 博之; 佐藤 進; 杉村 仁志; 谷田 聖; et al.
Proceedings of Science (Internet), 7 Pages, 2017/05
We have carried out a pilot data taking of the J-PARC E05 experiment to search for the bound state peaks of $$^{12}_{Xi}$$Be in the $$^{12}$$C$$(K^-,K^+)X$$ reaction at 1.8 GeV/$$c$$. The measurement was performed at the K1.8 beam line of the J-PARC hadron experimental hall with a typical $$K^-$$ beam intensity of $$6 times 10^5$$ every six seconds. So far the best energy resolution of about 6 MeV FWHM was achieved with the existing SKS spectrometer. With a reasonable statistics, we have succeeded to observe peak structures in the bound region, which seems to suggest that the potential depth of $$Xi$$ would be deeper than 14 MeV estimated in the previous measurements.
120
Multidimensional structure of chiral crystals in quark matter
Lee, T.-G.*; 安武 伸俊*; 丸山 敏毅; 巽 敏隆*
Proceedings of Science (Internet), 8 Pages, 2017/05
We discuss the possibility of a multidimensional structure of inhomogeneous chiral condensates, which might be realized in cold and dense quark matter or the core of compact stars. For one-dimensional structures, the system becomes unstable at finite temperature due to the Landau-Peierls instability attributed to the excitation of the Nambu-Goldstone modes, with the result that there is no long-range order, while quasi-long-range order is realized instead. On the other hand, chirally inhomogeneous phases with two- or three-dimensional modulations may be realized as a true long-range ordered phase at any temperature, as inferred from the Landau-Peierls theorem. We here consider possible strategies to explore a multidimensional structure of chiral crystals.
121
Analysis of $$(d,xn)$$ reactions on $$^{9}$$Be and $$^{12}$$C
中山 梓介; 河野 広*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; 緒方 一介*
RCNP Annual Report 2016 (Internet), 2 Pages, 2017/05
原子力機構では重陽子入射反応に関する理論研究を九州大学および大阪大学核物理研究センター(RCNP)と共同で行っている。本研究に関して、2016年度に得られた成果を大阪大学RCNPのアニュアルレポートに報告した。重陽子入射反応に関しては、近年、軽核(Li, Be, C等)に対する$$(d,xn)$$反応を用いた加速器中性子源が様々な応用分野において提案されているところである。このような施設の工学設計の際には、幅広い入射エネルギーにおいて軽核に対する$$(d,xn)$$反応を精度良く予測する必要がある。このため、本共同研究グループではこれまでに物理モデルに基づいた重陽子入射反応用の断面積計算コードDEURACSを開発してきた。2016年度の成果として、DEURACSを用いて厚い$$^{9}$$Beおよび$$^{12}$$C標的を重陽子で照射した際の二重微分中性子収量を計算したところ、入射エネルギー50MeVまでの範囲で計算値が実験値をよく再現した。このことからDEURACSが幅広い入射エネルギー範囲で軽核に対する$$(d,xn)$$反応を精度よく予測できることがわかったことや、反応成分ごとに分解した分析の結果、非弾性分解反応が中性子生成に支配的な寄与をしていることがわかったこと等を報告した。
122
Measurements of radon activity concentration in mouse tissues and organs
石森 有; 田中 裕史; 迫田 晃弘; 片岡 隆浩*; 山岡 聖典*; 光延 文裕*
Radiation and Environmental Biophysics, 56(2), p.161 - 165, 2017/05
 パーセンタイル:100(Biology)
吸入ラドンの体内動態を検討するため、約1MBq/m$$^{3}$$のラドンに曝露されたマウスの組織・臓器におけるラドン濃度を測定した。血液中のラドン濃度は液体シンチレーションカウンタで、組織・臓器は井戸型高純度半導体ゲルマニウム検出器で測定した。ラドン1MBq/m$$^{3}$$に曝露されたとき、血液中濃度の飽和値は0.410$$pm$$0.016Bq/gであった。分配係数は、肝臓で0.74$$pm$$0.19、筋肉で0.46$$pm$$0.13、脂肪組織で9.09$$pm$$0.49、その他臓器で0.22$$pm$$0.04であった。ラドンの体内動態モデルで上記結果を再現することにより、血液-空気間の分配係数は0.414と評価した。ラドン曝露中の血液中濃度の時間変動も評価した。また、本研究と先行研究の結果を詳細に比較検討した。
123
A Comprehensive extraction study using a mono-alkylated diglycolamic acid extractant; Comparison between a secondary amide group and a tertiary amide group
杉田 剛; 藤原 伊織*; 岡村 浩之; 大島 達也*; 馬場 由成*; 長縄 弘親; 下条 晃司郎
Solvent Extraction Research and Development, Japan, 24(2), p.61 - 69, 2017/05
ジグリコールアミド酸型抽出剤を用いた金属イオン抽出におけるアミド基の影響を調べた。本研究では、二級アミドである$$N$$-dodecyldiglycolamic acid (C$$_{12}$$DGAA)と三級アミドである$$N,N$$-dioctyldiglycolamic acid (DODGAA)の抽出挙動の違いを、56種類の金属イオンを対象とした網羅的抽出によって評価した。C$$_{12}$$DGAAはDODGAAと比較してSc(III)を除くレアアースに対する抽出分離能が低下した。一方で、比較的イオン半径の小さな金属に対して優れた抽出能を示した。さらに、C$$_{12}$$DGAAは二価金属イオン混合液からHg(II)を選択的に分離出来ることが明らかとなった。
124
Numerical analysis of residual stress distribution on peening process
生島 一樹*; 柴原 正和*; 秋田 貢一; 鈴木 裕士; 諸岡 聡; 西川 聡*; 古川 敬*
Welding in the World, 61(3), p.517 - 527, 2017/05
本研究では、先ず、ショットピーニングプロセスにおける残留応力の挙動を予測するための解析手法を提案した。この手法ではショットの衝突時の荷重分布をモデル化し、さらに、理想化陽解法FEM解析手法(IEFEM)に基づく動的解析法と組み合わせた。提案した解析システムの解析精度は、ショット一発が衝突した際の応力分布をABAQUSによる解析結果と比較することで確認した。IEFEMを用いて熱弾塑性解析を実施し、配管のマルチパス溶接における溶接残留応力の解析を実施し、解析結果をX線回折による残留応力測定結果と比較し、両者がよく一致することを確認した。次いで、ショットピーニングによる溶接残留応力の変化を提案システムによって解析した。その結果、多量のショットを衝突した場合の残留応力は、解析と実験とでよく一致した。
125
使用済み燃料プール事故条件での燃料被覆管酸化挙動
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*
材料と環境, 66(5), p.180 - 187, 2017/05
使用済み燃料プール(SFP)の冷却不全または冷却水損失による重大事故が発生した場合、使用済み燃料被覆管は空気中に露出し、崩壊熱による温度上昇が起こる。そのため空気中での被覆管の高温酸化の研究を行うことがSFPの安全性評価のために重要である。本研究では、燃料被覆管材料であるジルカロイ2(Zry2)およびジルカロイ4(Zry4)を用いて、温度および空気の流量を変化させた条件における熱天秤による酸化試験を行った。熱天秤の試験では試験温度の上昇に伴い酸化速度が上昇する傾向が見られたが、使用済み燃料ラック内でSFP事故時に想定される空気の流量範囲では、Zry2の場合は950$$^{circ}$$C以下、Zry4の場合は1050$$^{circ}$$C以下で明らかな流量の影響は見られなかった。一方、それ以上の温度では、流量が高い場合に酸化速度が顕著に速くなる傾向が見られ、その傾向は温度が高いほど顕著に現れた。空気中における酸化過程の詳細検討のため、酸化試験後、酸化層の詳細観察を行い、重量変化データとの比較を行った。その結果、重量変化は表面酸化膜の割れ以前の過程では、試料表面での緻密な酸化膜の成長に依存し、表面酸化膜の割れ以降の過程では、酸化膜の割れの下層での多孔質な酸化層の成長に依存することが明らかになった。
126
高放射性廃液貯槽環境におけるSUS316Lの腐食に及ぼす硫酸イオンの影響
安倍 弘; 佐野 雄一; 西塚 雄介*; 飯嶋 静香; 内田 直樹
材料と環境, 66(5), p.169 - 172, 2017/05
高放射性廃液貯槽環境における腐食挙動について、海水成分やコンクリート成分の1成分である硫酸イオンに着目した評価を実施した。SUS316Lを対象に、各種金属元素と硝酸からなる模擬高放射性廃液を用いて腐食試験を行った結果、硫酸イオンにより腐食速度が緩和されることを確認した。これは、XPSによる分析から、硫酸イオンが材料表面に吸着することでアノード反応が抑制されたためと考えられる。
127
Magnetocaloric effect of Sr-substituted BaFeO$$_{3}$$ in the liquid nitrogen and natural gas temperature regions
吉井 賢資; 林 直顕*; 水牧 仁一朗*; 高野 幹夫*
AIP Advances (Internet), 7(4), p.045117_1 - 045117_6, 2017/04
 パーセンタイル:100(Nanoscience & Nanotechnology)
磁場誘起強磁性を示すBa$$_{1-x}$$Sr$$_{x}$$Fe$$^{4+}$$O$$_{3}$$ (x$$underline{<}$$0.2)の磁気熱量効果を調べた。外部磁場50kOeの時の磁気エントロピー変化の最大値(-$$Delta$$S$$_{max}$$)は、$$sim$$5.8J kg$$^{-1}$$K$$^{-1}$$ (x=0)から$$sim$$4.9J kg$$^{-1}$$K$$^{-1}$$ (x=0.2)へと変化した。ただし、冷却能力は$$sim$$165J kg-1程度とほとんど変化しなかった。$$Delta$$S$$_{max}$$を示す温度は、xを増やすと共に、$$sim$$116Kから$$sim$$77Kと低下した。よってこの系は、天然ガスおよび窒素の液化温度領域をカバーする希土類フリーの磁気冷凍物質として提案できる。
128
微量放射性物質の測定前処理用固相抽出カートリッジの作製
浅井 志保; 斎藤 恭一*
Biomedical Research on Trace Elements, 28(1), p.1 - 10, 2017/04
放射性物質の定量分析には、一般に、放射線計測器あるいは質量分析計が用いられる。放射性物質のうち、透過力の強い$$gamma$$線放出核種は、非破壊測定が可能であり、化学分離などの前処理なしで測定できる。一方、アルファ線およびベータ線放出核種では、共存する放射性物質が放出するアルファ線やベータ線によって干渉を受けるため、測定前に化学分離によってそれらを除去する。また、質量分析においても、試料中に同重体やその他の干渉元素が共存する場合は、化学分離によって除去してから測定する。しかしながら、こうした化学分離操作は、しばしば煩雑で長時間を要するため、迅速かつ確実に化学分離できる分離材料が求められている。本稿では、放射性物質の測定前処理の迅速化を目的として作製した固相抽出カートリッジについて、その基本分離性能と適用例を紹介する。
129
繊維に接ぎ木した高分子鎖に絡めた無機化合物を利用する放射性物質の除去
斎藤 恭一*; 小島 隆*; 浅井 志保
分析化学, 66(4), p.233 - 242, 2017/04
福島第一原子力発電所では、放射性セシウムおよび放射性ストロンチウムを含む汚染水が毎日多量に発生している。本研究では、汚染水を効率的に浄化するため、Cs $$^{+}$$およびSr$$^{2+}$$を捕捉する無機結晶が担持された繊維を作製した。担持する無機結晶には、それぞれ、Cs $$^{+}$$およびSr$$^{2+}$$に優れた選択性を持つ不溶性フェロシアン化コバルトおよびチタン酸ナトリウムを選んだ。これらの無機化合物の沈殿を、放射線グラフト重合法によって市販の6-ナイロン繊維に接ぎ木した高分子鎖(グラフト鎖)内で析出させることにより、繊維表面に担持した。得られた沈殿は、多点の静電相互作用に基づいてグラフト鎖に巻き絡まるため、安定担持が実現する。本研究で提案する不溶性フェロシアン化コバルトあるいはチタン酸ナトリウム担持繊維は、従来の粒子状吸着材、例えば、ゼオライトやSrTreat(チタン酸ナトリウム担持樹脂)に比べて、吸着速度が大きく、無機化合物重量あたりの吸着量も大きくなった。
130
多段濃縮分離機構を備えるICP-MSによる放射性ストロンチウム分析
高貝 慶隆*; 古川 真*; 亀尾 裕; 松枝 誠; 鈴木 勝彦*
分析化学, 66(4), p.223 - 231, 2017/04
2つ以上の異なる原理による濃縮法や分離法を結合したカスケード濃縮分離法は、分析機器の感度と分析性能を飛躍的に向上させることができる。本論文では、東日本大震災による東京電力福島第一原子力発電所事故を発端として開発されたカスケード濃縮分離法を内蔵したICP-MSによる放射性ストロンチウム($$^{90}$$Sr)分析法について論じた。併せて、本分析法の特徴である混合ガス効果、内標準補正シグナル積算法、スプリットラインを利用する定量と回収率の同時測定法などについて総説した。これらを統合して使用する本分析法の$$^{90}$$Srに対する検出下限値は、20分程度の測定で0.056ppq(0.28Bq/L)が達成可能である。また繰り返し分析精度(n=10)は、10ppq(50Bq/L)に対して相対標準偏差2.9%が得られる。
131
福島第一原子力発電所事故により1号機から放出された放射性粒子の放射光マイクロビームX線分析を用いる化学性状の解明
小野 貴大*; 飯澤 勇信*; 阿部 善也*; 中井 泉*; 寺田 靖子*; 佐藤 志彦; 末木 啓介*; 足立 光司*; 五十嵐 康人*
分析化学, 66(4), p.251 - 261, 2017/04
2011年3月の福島第一原子力発電所事故により、1号機由来の放射性物質が飛来したと考えられる原子力発電所北西地域の土壌から、強放射性の粒子を7点分離した。分離された粒子は100um前後の大きさで歪な形状のものが多く、2号機から放出されたとされる直径数umの球形粒子(Csボール)とは明らかに異なる物理性状を有していた。これらの粒子に対して、大型放射光施設SPring-8において放射光マイクロビームX線を用いた蛍光X線分析、X線吸収端近傍構造分析、X線回折分析を非破壊で適用し、詳細な化学性状を解明した。1号機由来の粒子はCsボールに比べて含有する重金属の種類に富み、特にSrやBaといった還元雰囲気で揮発性が高くなる元素が特徴的に検出され、粒子内で明確な元素の不均一性が見られた。粒子本体はCsボールと同様にケイ酸塩ガラスであったが、Feなど一部の金属元素が濃集した数um程度の結晶性物質を含有していた。これらの粒子は3月12$$sim$$13日に大気中に放出されたものであると考えられ、核燃料と格納容器との熔融がかなり早い段階で進行していたことが示唆された。さらに放出源の推定において、放射性物質自体の化学組成情報が放射能比に代わる新たな指標となることが実証された。
132
Preliminary assessment of the highest potential transmissivity of fractures in fault zones by core logging
石井 英一
Engineering Geology, 221, p.124 - 132, 2017/04
 パーセンタイル:100(Engineering, Geological)
断層帯に関する既往の水理力学的研究によると、引張性/ハイブリッド性のダメージゾーン亀裂を伴わない断層帯は非常に脆性的な様式での断層運動を経験していない可能性が高く、断層帯中の亀裂の潜在的な最大透水量係数は10$$^{-8}$$m$$^{2}$$/s以下である可能性が高いことが想定される。本研究はこの想定を検証するために、断層帯中のダメージゾーン亀裂の破壊モード(引張性/ハイブリッド性/せん断性)と断層帯中の亀裂の最大透水量係数の関係を、幌延の珪質泥岩中のボーリング孔データ(コア観察結果と流体電気伝導度検層結果)から検討した。引張性/ハイブリッド性のダメージゾーン亀裂を伴わない断層帯の96%(35/36)は流体電気伝導度検層によって断層帯中に検出されるフローアノマリーの透水量係数は10$$^{-8}$$m$$^{2}$$/s以下であった。この結果は先述の想定を支持する。
133
Translocation of radiocesium released by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in Japanese chestnut and chestnut weevil larvae
佐々木 祥人; 石井 康雄; 阿部 寛信; 三田地 勝昭; 渡辺 貴善; 新里 忠史
Horticulture Journal, 86(2), p.139 - 144, 2017/04
2011年3月に発生した福島第一原子力発電事故により飛散した放射性セシウムの栗に対する移行を明らかにするために、果実の各部位と葉のオートラジオグラフィと放射性セシウム濃度を調べた。栗の果実は、可食部である子葉と鬼皮の間に薄皮をもつ。果実における放射性セシウム濃度は、鬼皮、薄皮、子葉ともに約1.0$$times$$10$$^{4}$$Bq・kg$$^{-1}$$で各部位においてほぼ同濃度であり、また葉もほぼ同濃度であった。さらに果実に寄生するクリシギゾウムシの幼虫の放射性セシウム濃度は、果実の可食部である子葉の約7分の一であることが示された。
134
抗酸化物質エダラボンによる活性酸素除去およびDNA酸化損傷の化学的修復
端 邦樹; Lin, M.*; 横谷 明徳*; 藤井 健太郎*; 山下 真一*; 室屋 裕佐*; 勝村 庸介*
放射線化学(インターネット), (103), p.29 - 34, 2017/04
エダラボン(3-メチル-1-フェニル-2-ピラゾリン-5-オン)は高い抗酸化作用を示す物質である。本研究では、$${}^{bullet}$$OHやN$$^{bullet}$$$$_{3}$$等の酸化性ラジカルとエダラボンとの反応をパルスラジオリシス法によって測定し、発生するエダラボンラジカルの生成挙動を観察した。その結果、$${}^{bullet}$$OH以外の酸化性ラジカルとの反応は電子移動反応であるが、$${}^{bullet}$$OHとは付加体を形成することが分かった。また、DNAのモノマーであるdeoxyguanosine monophosphate(dGMP)の一電子酸化型のラジカルとの反応についても調べたところ、電子移動反応によって非常に効率よくdGMPラジカルを還元することが示された。エダラボンを添加したプラスミドDNA水溶液への$$gamma$$線照射実験によって、実際のDNA上に発生したラジカルの除去効果を調べたところ、塩基損傷の前駆体に対してエダラボンが作用することが示された。これらの結果は、生体内においてエダラボンが酸化性ラジカルの捕捉作用だけでなく、ラジカルによって酸化されたDNAを化学的に修復する作用も示すことを示唆するものである。
135
ノルウェー滞在記OECD Halden Reactor Projectへの出向レポート
端 邦樹
放射線化学(インターネット), (103), P. 65, 2017/04
OECD/NEAの下で実施されている国際協力プロジェクトであるHalden Reactor Project(HRP)へ出向となり、平成27年5月からの約1年半の間ノルウェー南部の町ハルデンに滞在した。出向中は炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れに関する試験に従事した。現地での業務の内容や私生活に関して報告する。
136
Energy-resolved small-angle neutron scattering from steel
大場 洋次郎*; 諸岡 聡; 大石 一城*; 鈴木 淳市*; 高田 慎一; 佐藤 信浩*; 井上 倫太郎*; 土山 聡宏*; Gilbert, E. P.*; 杉山 正明*
Journal of Applied Crystallography, 50(2), p.334 - 339, 2017/04
 パーセンタイル:100(Chemistry, Multidisciplinary)
Recent progress of pulsed neutron sources has enabled energy-resolved analysis of neutron attenuation spectra, which include information on neutron scattering. In this study, a new analysis technique for small-angle neutron scattering (SANS) is demonstrated. A clear difference is observed in the neutron attenuation spectra between steels with different nanostructures; this difference can be understood as arising from attenuation due to SANS. The neutron attenuation spectra, calculated from the corresponding SANS profiles, agree well with the experimentally observed attenuation spectra. This result indicates that measurement of neutron attenuation spectra may enable the development of a novel experimental technique, i.e. energy-resolved SANS (ESANS).
137
Characteristics of radio-cesium transport and discharge between different basins near to the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant after heavy rainfall events
佐久間 一幸; 北村 哲浩; Malins, A.; 操上 広志; 町田 昌彦; 森 康二*; 多田 和広*; 小林 嵩丸*; 田原 康博*; 登坂 博行*
Journal of Environmental Radioactivity, 169-170, p.137 - 150, 2017/04
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
福島第一原子力発電所周りの流域について水の流れと土砂の輸送による放射性セシウムの再分布を理解するために流域モデリングを実施した。懸濁態と溶存態形態の放射性セシウム移行を計算するために、既往の3次元水理地質モデルを用いた水・土砂モデルを拡張した。2011年9月の台風Rokeと2013年9つの出水時を含む2013年をシミュレーションした。2013年の勢力の強い台風Man-yiと台風Wiphaは放射性セシウムの再分布引き起こした。2013年の9つの出水時に関して$$^{137}$$Cs流出量を計算した結果、観測値をよく再現した。堆積は主に氾濫原や流域下流部の河道が広がるところやダム湖で起こった。5つの流域間での$$^{137}$$Cs流出比の違いは流域内での初期フォールアウトの空間分布やダム湖の存在の有無、土地利用の違いによる河川への供給量の違いによって説明された。これらのシミュレーション結果は環境回復を支援するにあたり、将来の放射性物質の再分布を評価することが可能である。
138
三次元レーザスキャナ計測の坑道壁面の割れ目観察への適用性
早野 明; 板倉 賢一*
Journal of MMIJ, 133(4), p.76 - 86, 2017/04
大規模地下施設建設の坑道掘削時に行われる割れ目観察は、調査員の目視観察とクリノメーターを使用した割れ目方位の簡易計測といった従来からの手法に基づいている。そのため、調査の規模が大きいほどデータ品質の確保と調査員の安全確保が依然として課題である。計測対象物の三次元形状を表す点群を瞬時に取得できる三次元レーザスキャナ計測は、これらの課題解決に有効である。本研究では、レーザ計測の坑道壁面の割れ目観察への適用性を確認するために、坑道壁面の形状を表す点群から割れ目の方位やトレース長などの空間分布に関する情報を取得する方法を検討した。その手法は、坑道壁面形状を表す判読画像を用いた割れ目判読を基本としている。そして、その手法を掘削長50m程度の水平坑道に適用し、点群から取得できる割れ目データがどの程度従来手法に基づく割れ目データを再現しているのか確認した。その結果、調査員が目視観察により抽出した割れ目のうち8割強の割れ目が抽出され、割れ目方位も従来手法と比べて遜色ないことを確認した。点群から抽出できなかった割れ目のほとんどは、透水に寄与しないトレース長が短く密着性の良い割れ目であった。
139
CHIME monazite dating: Pb analysis on an R$$_{rm R}$$ =100 mm spectrometer and correction of interferences between Th, U, and Pb with natural monazite
清水 麻由子; 柴田 健二*; 鈴木 和博; 末岡 茂; 丹羽 正和
Journal of Mineralogical and Petrological Sciences, 112(2), p.88 - 96, 2017/04
ローランド円半径(R$$_{rm R}$$)100mmの分光器を備えたフィールドエミッション電子プローブマイクロアナライザ(FE-EPMA)を用いて、CHIME(Chemical Th-U-total Pb isochron method)年代測定を行った。R$$_{rm R}$$=100mmの分光器は、従来型のR$$_{rm R}$$=140mmの分光器と比較して感度が高く、短時間での測定が可能である。しかしその反面、X線の干渉の影響が大きいことからR$$_{rm R}$$=140mmの分光器に比べて波長分解能が低く、これまではCHIME年代測定に用いることが困難であった。本研究では、天然のモナザイトを用いてX線の干渉補正係数を求めることによりこの問題を克服し、R$$_{rm R}$$=100mmの分光器を使用したCHIME年代測定を可能にした。
140
Chemical state analysis of high-temperature molten slag components by using high-energy XAFS
岡本 芳浩; 大杉 武史; 赤堀 光雄; 小林 徹; 塩飽 秀啓
Journal of Molecular Liquids, 232, p.285 - 289, 2017/04
 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)
高温溶融スラグ(SiO$$_{2}$$-CaO-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$-CeO$$_{2}$$)中のセリウムの化学状態について調べるために、セリウムK吸収端を使用した高エネルギーXAFS測定を実施した。EXAFS解析から得られたCe-O距離の変化から、セリウムの化学状態は、溶融状態では4価、固体状態では3価をとっていることが分かった。室温におけるデバイワーラー因子は非常に大きく、その値は高温溶融状態でもその変化量は大変小さかった。この結果は、セリウム元素が固体スラグ中で極めて構造秩序が低く、かつ安定な状態にあることを示唆している。
141
Oxidation and reduction behaviors of a prototypic MgO-PuO$$_{2-x}$$ inert matrix fuel
三輪 周平; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Materials, 487, p.1 - 4, 2017/04
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
MgOを母材としたPuO$$_{2-x}$$含有イナートマトリックス原型燃料の酸化還元挙動を熱分析により調べ、MgO-PuO$$_{2-x}$$試料の酸化還元速度を実験的に決定した。MgO-PuO$$_{2-x}$$試料の酸化還元速度はPuO$$_{2-x}$$試料に比べ低くなった。また、高い酸素分圧条件において、MgO-PuO$$_{2-x}$$試料の定比からのO/Pu比の変化はPuO$$_{2-x}$$試料に比べ小さくなることがわかった。これより、MgOを母材にすることによりイナートマトリックス燃料からの酸素供給及び放出が抑制されることがわかり、被覆管酸化等の観点で懸念となる高い酸素ポテンシャルを有するマイナーアクチニド酸化物の母材としてMgOが有効であることがわかった。
142
Thermodynamic evaluation of the solidification phase of molten core-concrete under estimated Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident conditions
北垣 徹; 矢野 公彦; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Materials, 486, p.206 - 215, 2017/04
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
The solidification phases of molten core-concrete under the estimated molten core-concrete interaction (MCCI) conditions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 1 were predicted using the thermodynamic equilibrium calculation tool in order to contribute toward the 1F decommissioning work and to understand the accident progression via the analytical results for the 1F MCCI products. We showed that most of the U and Zr in the molten core-concrete forms (U,Zr)O$$_{2}$$ and (Zr,U)SiO$$_{4}$$, and the formation of other phases with these elements is limited. However, the formation of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ requires a relatively long time. Therefore, the formation of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ is limited under quenching conditions. The solidification phenomenon of the crust under quenching conditions and that of the molten pool under thermodynamic equilibrium conditions in the 1F MCCI progression are discussed.
143
Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。
144
On-line subcriticality measurement using a pulsed spallation neutron source
岩元 大樹; 西原 健司; 八木 貴宏*; Pyeon, C.-H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(4), p.432 - 443, 2017/04
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
To investigate the applicability of the pulsed neutron source (PNS) method using a pulsed spallation neutron source (PSNS) for an on-line subcriticality monitoring system for an accelerator-driven system (ADS), a subcriticality experiment is conducted using Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) in combination with the fixed-field alternating gradient (FFAG) accelerator. Reactivity values obtained from different traditional techniques, the area-ratio method and the $$alpha$$-fitting method, are discussed with respect to the applicability to on-line subcriticality monitoring. The result shows that the area-ratio method robustly and accurately monitors subcriticality in shallow subcritical states of negative reactivity of up to a few dollars; however with this method, it faces problems with temporal fluctuations, spatial dispersion, and sensitivity to the proton-beam current with increasing depth of subcriticality. As a complement to this method, it is shown that the $$alpha$$-fitting method alleviates such problems in deep subcritical state. Moreover, a proposed fitting technique using the maximum-likelihood estimation method based on the Poisson distribution is robust enough to be applicable for measuring negative reactivity of up to roughly nine dollars.
145
Local moments in the heterogeneous electronic state of Cd-substituted CeCoIn$$_5$$; NQR relaxation rates
酒井 宏典; Ronning, F.*; 服部 高典; 徳永 陽; 神戸 振作; Zhu, J.-X.*; Wakeham, N.*; 安岡 弘志; Bauer, E. D.*; Thompson, J. D.*
Journal of Physics; Conference Series, 807(3), p.032001_1 - 032001_6, 2017/04
量子臨界金属CeCoIn$$_5$$のInを少量のCdで置換した時の電子状態を核四重極共鳴(NQR)を用いて調べた。およそ半分のCd置換子周りで局所的にCeの局在モーメントが発生することを、縦緩和率$$1/T_1$$のサイト依存性から明らかにした。横緩和率$$T_{rm 2G}$$の測定も行い、局在スピン周りでは、$$T_1T/T_{rm 2G}^2$$が温度$$T$$に比例し、一方、置換子から離れたところでは、$$T_1T/T_{rm 2G}^2propto T^{0.7}$$となっており、純CeCoIn$$_5$$$$T^{0.75}$$に近く、バルクの電子状態は量子臨界状態のままである。
146
Magnetoresistance and Hall effect of antiferromagnetic uranium compound URhIn$$_5$$
芳賀 芳範; 松本 裕司*; Pospisil, J.; 立岩 尚之; 山本 悦嗣; 山村 朝雄*; Fisk, Z.*
Journal of Physics; Conference Series, 807(1), p.012015_1 - 012015_4, 2017/04
Transport characteristics of an antiferromagnetic uranium compound URhIn$$_5$$ are studied. The antiferromagnetic transition leads to a formation of a gap on the Fermi surface as demonstrated by a hump in the resistivity behavior as a function of temperature. Hall effect, magnetoresistance and de Haas-van Alphen study consistently demonstrate a small carrier concentration in the antiferromagnetic state suggesting that majority of the Fermi surface vanishes.
147
Development of stress intensity factors for cracks with large aspect ratios in pipes and plates
Li, Y.; 長谷川 邦夫*; 宇田川 誠
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(2), p.021202_1 - 021202_13, 2017/04
 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)
The stress intensity factors (SIFs) for pipes containing semi-elliptical cracks with large aspect ratios were calculated by finite element analysis. The cracks were circumferential and axial surface cracks inside the pipes. The parameters of the SIFs are crack aspect ratio, crack depth and the ratio of pipe radius to wall thickness. In comparing SIFs for plates and pipes, it can be clarified that SIFs for both plates and thin pipes with $$_{t}/R_{i}$$ $$<$$ 1/10 are almost the same, and the SIFs for plates are used as a substitute for pipes with $$_{t}/R_{i}$$ $$<$$ 1/10, where $$t$$ is the pipe wall thickness and $$R_{i}$$ is the inner radius of the pipe. This means that it is not necessary to provide SIF solutions for pipes with $$_{t}/R_{i}$$ $$<$$ 1/10, and it is suggested that number of tables for influence coefficients G values for pipes can significantly reduce.
148
Failure experiments on pipes with local wall thinning subjected to multi-axial loads
Li, Y.; 長谷川 邦夫; 三浦 直樹*; 星野 克明*
Journal of Pressure Vessel Technology, 139(2), p.021203_1 - 021203_7, 2017/04
 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)
原子力配管系の重要な荷重条件は、内圧,曲げ荷重及びねじり荷重である。しかし、これらの荷重条件を全て考慮した減肉配管の破壊評価手法は確立されていない。われわれはこれまでに有限要素法による極限荷重解析により、これらの多軸荷重条件が負荷された場合の局部減肉を有する配管の破壊評価手法を提案した。本研究では、局部減肉を有する炭素鋼小型配管試験体を対象に内圧による引張荷重,曲げ荷重及びねじり荷重を同時に負荷した破壊試験を実施した。これまでに提案した破壊評価手法により予測した破壊荷重は試験結果とよく一致したことから、提案手法の妥当性が確認できた。
149
Magnetic structure and quadrupolar order parameter driven by geometrical frustration effect in NdB$$_4$$
山内 宏樹; 目時 直人; 綿貫 竜太*; 鈴木 和也*; 深澤 裕; Chi, S.*; Fernandez-Baca, J. A.*
Journal of the Physical Society of Japan, 86(4), p.044705_1 - 044705_9, 2017/04
 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)
$$T_{rm 0}=17.2$$K、$$T_{rm N1}=7.0$$K、and $$T_{rm N2}=4.8$$Kで相転移を示すNdB$$_4$$の中間秩序相の磁気構造、および、秩序変数を決定するために、中性子回折実験を行った。II相($$T_{rm N1} < T < T_{rm 0}$$)で観測された回折パターンは、正方晶$$ab$$面内の静的磁気モーメントによる秩序構造を仮定することでよく説明できた。また、II相の磁気構造が二つのノンコリニアな反強磁性構造("all-in/all-out"型と"vortex"型)の線形結合で一意的に説明できることを見出した。この特異な磁気構造が実現する主要素として、我々は、「(1)磁気相互作用の優位性を抑制する幾何学的フラストレーションの効果、(2)ノンコリニアな磁気構造と四極子秩序を安定化させる四極子相互作用の重要性」の二つを提唱した。
150
Improvement of INVS measurement uncertainty for Pu and U-Pu nitrate solution
Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 牧野 理沙; 中村 仁宣
LA-UR-17-23474, 28 Pages, 2017/04
在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設においてMOX粉末及びPu溶液試料の査察に用いられる非破壊測定装置である。現在の測定不確かさは3-5%程度であるが、1%以下まで改善できれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、迅速測定等の効果が期待できる。本研究ではINVSの高精度化を目的とし、実際の硝酸Pu溶液及びU-Pu硝酸溶液を用いて、3つの手法(パッシブ校正曲線法、known-$$alpha$$法及びマルチプリシティ法)を検討した。まず検出器のパラメータの最適化及び特性試験を行った後、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法のための校正曲線を得た。3つの手法の測定結果より、現実的なサンプル濃度の範囲で、ダブルスカウントと$$^{240}$$Pu effective massとの間に良い相関があることを全手法について確認できた。特にパッシブ校正曲線法が最も相関がよく、known-$$alpha$$とともに目標精度である1%を達成した(22時間測定)。バックグラウンドシングルスの変化がこれらの校正の精度に影響すると考えられることから、精度を向上させるため、追加の遮蔽体をINVSに導入した。その結果、特にknown-$$alpha$$法の測定精度が向上した。また遮蔽体を用いた結果、パッシブ校正曲線法及びknown-$$alpha$$法で目標精度の1%以内を達成し、そのために必要な測定時間は1時間以内となることを確認できた。
151
Absence of a polar phase in perovskite chromite $$R$$CrO$$_{3}$$ ($$R$$=La and Pr)
吉井 賢資; 池田 直*; 下条 豊; 石井 慶信*
Materials Chemistry and Physics, 190, p.96 - 101, 2017/04
 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)
ペロブスカイト構造を持つクロム酸化物LaCrO$$_{3}$$, PrCrO$$_{3}$$およびLa$$_{0.5}$$Pr$$_{0.5}$$CrO$$_{3}$$の磁性と誘電性について調べた。これら酸化物は、近年、磁性と誘電性が重畳したマルチフェロイックであると報告されている$${it R}$$CrO$$_{3}$$系($${it R}$$:希土類)に属するため、対称系もマルチフェロイックであるとすれば興味深い。磁化測定からは、対象系はネール温度が240-288 Kの反強磁性体であることを観測した。中性子回折測定からは、これらの結晶構造は中心対称性を持つ斜方晶$${it Pnma}$$であり、NdCrO$$_{3}$$で報告された単斜晶構造とは異っており、強誘電体にはならないことを観測した。この結果と誘電率測定から、対象系の10000ほどの大きな誘電率は、電気双極子ではなく電荷の移動によるものと結論した。
152
高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00393_1 - 16-00393_10, 2017/04
高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の熱的影響を評価するためには、事故が核的に終息した後の再配置/冷却過程において、損傷炉心物質が炉容器内のどこに再配置し、それぞれの場所で長期にわたって安定冷却できるかを示す必要がある。本報では、IVR(In-Vessel Retention)成立性に関する見通しを得るために実施した低圧プレナム移行燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性評価について報告する。
153
高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要
鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04
高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。
154
高速炉自然循環崩壊熱除去時炉心内熱流動現象に対するプラント動特性解析コードの適用性に関する研究
浜瀬 枝里菜; 堂田 哲広; 鍋島 邦彦; 小野 綾子; 大島 宏之
日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00431_1 - 16-00431_11, 2017/04
日本原子力研究開発機構では、ナトリウム冷却高速炉の設計及び安全評価用の解析手法の1つとしてプラント動特性解析コードSuper-COPDを開発している。本研究では、自然循環時の炉心内ナトリウム温度分布の予測精度を向上させるため、燃料集合体内摩擦損失係数導出方法の見直しを行った。本解析コードの妥当性確認の一環として、ナトリウム試験装置PLANDTLを用いた自然循環崩壊熱除去運転模擬試験の解析を実施したところ、炉心内ナトリウム温度分布の解析結果は試験結果とよく一致した。これにより、本解析コードが自然循環時の主要な炉心内熱流動現象である燃料集合体内/間の流量再配分、集合体間熱移行を適切に再現できることを示した。
155
溶媒抽出法による白金族金属分離に関する最近の研究
成田 弘一*; 鈴木 智也*; 元川 竜平
日本金属学会誌, 81(4), p.157 - 167, 2017/04
 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)
Most of the refineries for platinum group metals (PGMs) in Japan have adopted solvent extraction methods for mutual separation of PGMs. Few effective extractants for industrial use have been found although some industrial processes were established in 1970s. Recently, some compounds have been reported as candidates for practical PGM extractants in addition to new concepts for PGM extraction mechanisms. In this review article, we present well-known PGM recovery processes based on solvent extraction, industrial extractants and their properties, and conventional extraction mechanism for PGMs. Additionally, we discuss recent interesting extraction systems (amide-type compounds and ionic liquid) and then introduce new extraction concepts based on the specific interactions at the outer-sphere of a metal complex in the organic phase.
156
Influence of mesh non-orthogonality on numerical simulation of buoyant jet flows
石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 314, p.326 - 337, 2017/04
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
本研究では浮力が支配的なジェット流れに対するメッシュの非直交性の影響を調査した。解析には三角形要素のメッシュと四角形要素のメッシュを用い、CFDコードOpenFOAMを適用した。非直交性補正を適用しない場合、三角形要素メッシュを用いて解析したジェットでは四角形要素メッシュを用いた場合よりも流れの不安定性が過大評価されることが分かった。一般に非直交補正によりメッシュの非直交性の影響は緩和されるが、計算時間が増大する。そこで、非直交補正を用いずにメッシュの非直交性の影響を緩和するための改良型ソルバを提案した。
157
Comparative study of Monte Carlo particle transport code PHITS and nuclear data processing code NJOY for recoil cross section spectra under neutron irradiation
岩元 洋介; 小川 達彦
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 396, p.26 - 33, 2017/04
 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)
中性子照射による一次はじき出し原子(PKA)が金属中に欠陥を生成するため、PKAスペクトル計算の妥当性を検証することは放射線損傷の評価において重要である。本研究では、評価済核データライブラリーTENDL2015、ENDF/B-VII.1等と粒子・重イオン輸送計算コードPHITSのイベントジェネレータモード及び核データ処理コードNJOYとを組み合わせて、原子炉で使用される代表的な材料のPKAスペクトルを計算し、計算値の相互比較を行った。また、PKAスペクトルの積分値である熱値をPHITSを用いて計算し、核データライブラリーのACEファイルに格納されている値と比較した。その結果、全ての核種に対して、TENDL2015とPHITS及びNJOYを組み合わせて得られたPKAスペクトルの差は小さくなった。また、ENDF/B-VII.1の$$^{72}$$Ge, $$^{75}$$As, $$^{89}$$Y及び$$^{109}$$Agにおける反跳核のエネルギーと角度分布が正しくない、TENDL2015のACEファイルに格納されている熱値は、中性子捕獲反応の$$gamma$$線データが正しくないため、本反応が起こるエネルギー領域で問題があること等が確認された。一方、PHITS+TENDL2015は全ての核種に対してPKAスペクトルや熱値を正しく計算できることがわかった。
158
Low-$$Z$$ shore of the "island of inversion" and the reduced neutron magicity toward $$^{28}$$O
Doornenbal, P.*; Scheit, H.*; 武内 聡*; 宇都野 穣; 青井 考*; Li, K.*; 松下 昌史*; Steppenbeck, D.*; Wang, H.*; 馬場 秀忠*; et al.
Physical Review C, 95(4), p.041301_1 - 041301_5, 2017/04
 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Physics, Nuclear)
中性子数20の魔法数は$$^{32}$$Mg近傍の中性子過剰核領域で消失することが知られており、その一群の原子核は核図表における「反転の島」と呼ばれている。陽子数が10よりも小さな原子核が反転の島に含まれるかどうかを示す実験的証拠はこれまでなかった。この研究では、理化学研究所RIビームファクトリー(理研RIBF)にて生成された中性子過剰核$$^{29}$$Fのインビーム$$gamma$$線分光から、$$^{29}$$Fの第一励起状態を初めて観測することに成功した。その励起エネルギーは1080(80)keVであり、中性子数20魔法数を仮定した計算による励起エネルギーの値である約3MeVよりも著しく小さいことから、この魔法数が消滅していることが明らかとなった。大規模殻模型計算によって励起エネルギーの実験値を再現することに成功するとともに、$$^{29}$$Fの基底状態および第一励起状態は中性子が2個殻ギャップから励起した状態によって支配されることがわかった。この第一励起状態は$$^{28}$$Oの第一励起状態に$$d_{5/2}$$軌道を占める陽子を結合させた状態が主であり、そのエネルギーが低いことから、$$^{28}$$Oは二重閉殻構造をもたないと考えられる。
159
Nonperturbative-transverse-momentum effects and evolution in dihadron and direct photon-hadron angular correlations in $$p+p$$ collisions at $$sqrt{s}$$ = 510 GeV
Adare, A.*; 長谷川 勝一; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他462名*
Physical Review D, 95(7), p.072002_1 - 072002_19, 2017/04
 パーセンタイル:100(Astronomy & Astrophysics)
Dihadron and isolated direct photon-hadron angular correlations are measured in $$p+p$$ collisions at $$sqrt{s}$$ = 510 GeV. Correlations of charged hadrons of $$0.7 < p_T < 10$$ GeV/$$c$$ with $$pi^0$$ mesons of $$4 < p_T < 15$$ GeV/$$c$$ or isolated direct photons of $$7 < p_T < 15$$ GeV/$$c$$ are used to study nonperturbative effects generated by initial-state partonic transverse momentum and final-state transverse momentum from fragmentation. The nonperturbative behavior is characterized by measuring the out-of-plane transverse momentum component $$p_{rm out}$$ perpendicular to the axis of the trigger particle, which is the high-$$p_T$$ direct photon or $$pi^0$$. Nonperturbative evolution effects are extracted from Gaussian fits to the away-side inclusive-charged-hadron yields for different trigger-particle transverse momenta ($$p_{T}^{rm trig}$$). The Gaussian widths and root mean square of $$p_{rm out}$$ are reported as a function of the interaction hard scale $$p_{T}^{rm trig}$$ to investigate possible transverse-momentum-dependent evolution differences between the $$pi^0$$-$$h^pm$$ and direct photon-$$h^{pm}$$ correlations and factorization breaking effects. The widths are found to decrease with $$p_{T}^{rm trig}$$, which indicates that the Collins-Soper-Sterman soft factor is not driving the evolution with the hard scale in nearly back-to-back dihadron and direct photon-hadron production in $$p+p$$ collisions. This behavior is in contrast to Drell-Yan and semi-inclusive deep-inelastic scattering measurements.
160
Intruder configurations in the ground state of $$^{30}$$Ne
Liu, H. N.*; Lee, J.*; Doornenbal, P.*; Scheit, H.*; 武内 聡*; 青井 考*; Li, K. A.*; 松下 昌史*; Steppenbeck, D.*; Wang, H.*; et al.
Physics Letters B, 767, p.58 - 62, 2017/04
 被引用回数:1 パーセンタイル:15.14(Astronomy & Astrophysics)
理化学研究所のRIBFにて、中性子過剰核$$^{30}$$Neビームを生成し、それを用いた$$^{12}$$C($$^{30}$$Ne, $$^{29}$$Ne+$$gamma$$)$$X$$陽子ノックアウト反応にて$$^{29}$$Neの励起状態を調べた。また、運動量分布も調べることにより、生成された状態のスピン・パリティを推定した。得られた励起準位の構造は、中性子数20が魔法数であると仮定したものとは大きく異なり、この原子核で侵入者配位(殻ギャップを超えて励起した状態)が基底状態および低励起状態が支配的となっていることがわかった。$$sd$$殻と$$pf$$殻の下半分の軌道を取り入れた大規模殻模型計算はこうした準位構造の性質自体は再現するものの、より定量的な一致を得るには$$pf$$殻を完全に取り入れた計算が必要であることがわかった。
161
Impact of plasma parameter on self-organization of electron temperature gradient driven turbulence
河合 智賀*; 井戸村 泰宏; 前山 伸也*; 小川 雄一*
Physics of Plasmas, 24(4), p.042303_1 - 042303_13, 2017/04
 パーセンタイル:100(Physics, Fluids & Plasmas)
ジャイロ運動シミュレーションとHasegawa-Mima (HM)方程式に基づいてスラブ電子温度勾配駆動(ETG)乱流の自己組織化を調べた。自己組織化乱流構造のスケールと異方性は、Rhinesスケールと、HM方程式の断熱応答項によって与えられる特徴的なスケールによって変化する。前者は線形波分散と非線形乱流カスケードの競合によって決定され、後者は乱流カスケードが妨げられるスケールとして与えられる。これらのスケールは、密度勾配、温度勾配、イオンと電子の温度比などのプラズマパラメータによって制御される。プラズマパラメータに依存して、ETG乱流は大きく異なる輸送レベルを与える等方的乱流、もしくは、帯状流のいずれかを示すことがわかった。プラズマパラメータにかかわらず変調不安定性が帯状流を励起するが、最終的な乱流構造は自己組織化過程によって決定される。
162
Heat treatment of phosphate-modified cementitious matrices for safe storage of secondary radioactive aqueous wastes in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant
入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc$'i$a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 6 Pages, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120 $$^{circ}$$C)の開放系及びリファレンスとして20$$^{circ}$$Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。$$geq$$ 90 $$^{circ}$$Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60$$^{circ}$$CのCAP中で発見され、90$$^{circ}$$Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120$$^{circ}$$CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90$$^{circ}$$CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。
163
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 4; Use of operational and maintenance experiences with the high temperature engineering test reactor
清水 厚志; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
本報告では、HTTR運転経験を活用したPRAパラメータ更新方法について検討した。初めに、実用高温ガス炉で安全機能を有し、高温ガス炉特有の環境下で供用される機器や他データベースで取扱わない機器を分析対象として選定した。次に選定機器について、機器バウンダリを設定するとともに、月例サーベイランス作動試験記録や運転保守データベース等、からパラメータ推定用必要情報を収集した。最後に、事前分布に軽水炉信頼性データベースに収録された評価値を用い、収集したデータに基づきベイズ統計により推定を行った。その結果、HTTR運転経験の活用が不確かさ低減に有効であることを明らかにした。
164
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 1; Project overviews
佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本報告では、高温ガス炉PRAの実施上の課題である、建屋や黒鉛構築物、配管など静的な系統、構築物及び機器の多重故障を考慮した地震PRA手法の確立に向け進めている、静的SSCの多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法構築、建屋、黒鉛構築物の損傷を考慮したソースターム評価手法構築、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法構築及び実用高温ガス炉への適用性評価の概要について報告する。
165
Analytical study on safety margins against significant core damage during loss-of-heat-removal-system events in a sodium-cooled fast reactor
深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 9 Pages, 2017/04
除熱機能喪失(LOHRS)事象は高速炉の最も支配的なシビアアクシデントのシーケンスである。このため、本研究では、燃料被覆管ギャップの大きい条件及び被覆管の破損を想定した場合のLOHRS事象における炉心の著しい損傷に対する安全余裕について検討した。改良した解析コードを用いて解析した結果、燃料被覆管ギャップの大きい条件及び被覆管の破損を想定しても、燃料の溶融やさらなる破損伝播がないことを明らかにした。すなわちLOHRS事象時の炉心の著しい損傷に対する高い安全裕度が確認された。これらの結果はシビアアクシデントあるいは設計基準外事象の安全上の判断基準の策定における重要なエビデンスとして有効活用される予定である。
166
Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors
上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。
167
Validation and applicability of reactor core modeling in a plant dynamics code during station blackout
森 健郎; 大平 博昭; 素都 益武; 深野 義隆
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 9 Pages, 2017/04
長期全交流電源喪失(SBO)のようなシビアアクシデントに対する安全対策は、高速増殖原型炉であるもんじゅにおいても求められており、その検討のためにプラント動特性解析コードの妥当性確認が必要である。これまでに自然循環時に重要な現象となる集合体間熱移行及び炉心冷却材の流量再配分を考慮するために、原子炉全集合体モデルが開発され、試験施設やプラントで実施された自然循環試験に基づき、妥当性確認が実施された。本研究では、もんじゅにおけるSBOの評価を合理的に行うために、同モデルをもんじゅの炉心解析モデルに適用し、熱出力40%タービントリップ試験の解析を実施した。試験結果をよく模擬できており、同モデルの圧力損失モデルが妥当であることを確認した。また、同モデルを用いてSBOの解析を実施した結果、集合体間熱移行及び流量再配分の効果によって集合体出口ナトリウム温度のバラツキが小さくなり、均一な温度となることを確認した。炉心冷却材の最高温度を合理的に評価するためには、両現象を集合体毎に適切にモデル化する必要があり、同モデルの有用性を確認した。
168
Metallurgical investigations on creep rupture mechanisms of dissimilar welded joints between Gr.91 and 304SS
山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.
169
SAS4A analysis study on the initiating phase of ATWS events for generation-IV loop-type SFR
久保田 龍三朗; 小山 和也*; 森脇 裕之*; 山田 由美*; 島川 佳郎*; 鈴木 徹; 川田 賢一; 久保 重信; 山野 秀将
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
様々な炉心状態について、炉心設計と整合性の高い出力及び反応度データを作成する手法を新たに整備した。この新手法を用いて、実証施設規模の第4世代SFRを対象に、SAS4Aコードによる、定格出力及び部分出力からのULOF及びUTOPの起因過程解析を実施し、即発臨界が回避される見通しを得た。
170
Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6
Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).
171
Measurement of temperature response of intermediate heat exchanger in heat application system abnormal simulating test using HTTR
小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 5 Pages, 2017/04
日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120$$^{circ}$$Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。
172
Failure evaluation analysis of reactor pressure vessel lower head in BWR due to severe accident
加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 逢坂 正彦
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 6 Pages, 2017/04
BWR下部ヘッドの形状の複雑さによる不均一な温度や応力分布を求めるために、制御棒駆動系配管やシュラウドサポートも考慮した圧力容器下部ヘッドの詳細3次元モデルを構築し、汎用有限要素法コードANSYS Fluent/Mechanicalを用いて溶融プールの3次元熱流動解析及び下部ヘッドのクリープ変形解析を実施した。その結果、BWR下部ヘッドの内面からの溶融と外面からのクリープが重畳する破損が生じる可能性が示唆された。
173
Design of test methods for remotely operated robots utilized for decommissioning tasks
川端 邦明; 谷藤 祐太; 毛利 文昭; 白崎 令人
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 4 Pages, 2017/04
本論文では、原子力緊急時対応および廃炉作業にもちられる遠隔操作ロボットの性能評価とオペレータ訓練のための試験法に開発について述べる。代表的なロボットの作業に対して時間解析を行い、作業効率の関連から環境要因について検証を行った。これらの検証事項にもとづいて、試験場モジュールをいくつか試作し、テストを行った。
174
Completion of solidification and stabilization for Pu nitrate solution to reduce potential risks at Tokai Reprocessing Plant
向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。
175
Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors
大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.
176
Comparative study on burnup characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor
大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.
177
Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts
Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.
178
Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.
179
Development of a numerical simulation method to evaluate molten material behavior in nuclear reactors
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
原子力機構では、過酷事故時の炉内溶融物移行挙動進展を現象論的に評価するために、数値流体力学的手法に基づく3次元多相多成分熱流動解析手法(JUPITER)の開発を行っている。本報では、過酷事故時の炉心溶融移行挙動予備解析として、3次元CADデータにより再現した詳細燃料集合体モデルによる溶融移行挙動予備解析、RPV底部から流出するコリウムのペデスタル底部での広がり解析並びに、ペデスタル底部の模擬デブリ周囲の自然対流冷却評価予備解析を実施した。炉心溶融移行挙動予備解析では、複雑構造物内での溶融物の移行挙動解析へ向けたフレームワークを構築することができた。コリウムのペデスタル底部での広がり解析では、ペデスタル底部での溶融物の冷却に伴う高粘性流体を安定して解析できることと、凝固を伴いながら進展する様子を評価できる見通しを得た。模擬デブリの空冷評価解析手法では、平板形状デブリと半球形状デブリによる周囲雰囲気温度への影響評価解析を行い、平板状デブリよりも半球状デブリの方が除熱効果が高いことが分かった。以上より、JUPITERの目標である炉心溶融挙動から圧力容器下部またはペデスタルへの溶融物移行挙動一貫解析を実現できる見通しを得た。
180
Fundamental experiments of jet impingement and fragmentation simulating the fuel relocation in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors
今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 5 Pages, 2017/04
SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。
181
Treatment of electric hydraulic control fluid (EHC Oil) with steam-reforming system
岡留 善裕; 青山 佳男; 佐々木 悠; 福嶋 峰夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Electric Hydraulic Control fluid (EHC Oil) is used as the working fluid in the high-pressure EHC system on steam turbine-generator unit of nuclear power plant. Disposal EHC Oil is stored as radioactive secondary waste and can be incinerated, however phosphorous compounds will be generated. Phosphorous compounds causes corrosion of incinerator wall and clogging of filter. The objective of this study is to develop the treatment for the disposal EHC Oil using steam-reforming system which has a potential for reduction of radioactive secondary waste. We conducted the treatment test using EHC Oil and n-dodecane mixture as simulated disposal EHC Oil with 3.5wt% of phosphorus compounds. We measured the weight reduction rate of the simulated disposal EHC Oil in the gasification chamber. As the results, more than 99% of the simulated disposal EHC Oil was gasified from the gasification chamber at temperature of 600 or more.
182
Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactor, 5; Accident progression analysis
本多 友貴; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高温ガス炉の確率論的リスク評価(PRA)手法の確立に向けて、静的機器損傷時のソースターム評価手法の開発を進めている。本論文は、構築物及び静的機器が損傷する地震に起因する公衆被ばく上重要な事象として減圧事故を想定し、ソースターム評価上重要因子となる自然循環流量及び燃料最高温度に対する(1)損傷個所(一次系配管破損、スタンドパイプ破損)、(2)緩和機能喪失(炉心冷却機能喪失、反応度制御機能喪失)の重畳の影響について実用高温ガス炉GTHTR300を対象として評価した。結果として、緩和機能喪失の重畳によりさらなる事故進展がないことを定量的に示した。これにより、高温ガス炉の特徴である安全性を活かした設計により、軽水炉と比較して事故シーケンス及びソースターム評価の簡素化が可能であることを示した。
183
Study of the reduction method of the helium gas leakage from bolted gasket flanged connection for HTGRs
濱本 真平; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 4 Pages, 2017/04
High temperature gas-cooled reactors (HTGRs) use helium as coolant. Because helium tends to leak, welding is often used for joints of pipes and containers. However, the bolt fastening flange is useful for enhancing the maintainability of the industrial plant. If the helium leak characteristic of the bolt fastening flange is clarified and the factor that reduces the leakage of helium can be controlled, it can lead to the reduction of the leak rate of helium. In this study, it was clarified that the temperature difference between the flange surfaces strongly influences the helium leak rate from the flange by experiment using Helium Gas Circulator installed in High Temperature engineering Test Reactor. We also demonstrated that helium leak can be reduced by using this correlation by controlling the flange temperature.
184
Cost performance design for high temperature helium heat transport piping of GTHTR300C and HTTR-GT/H $$_{2}$$ plants
野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; 佐藤 博之; Yan, X.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 9 Pages, 2017/04
実用高温ガス炉GTHTR300C及びHTTRに接続する熱利用システム(HTTR-GT/H $$_{2}$$プラント)の熱供給配管設計について報告する。二重管構造と内部断熱管構造を比較検討し、内部断熱管構造の方が配管物量を低減できることより、建設時の配管系据付コストとプラント運転中の熱損失コストを考慮した配管系コストを低減できることを示した。さらに、内部断熱管の外側に保温材を施工することで、熱損失及び高温ヘリウムの温度低下を低減できることを示した。また、耐圧管の材質をHTTRの二重管で使用されたクロム・モリブデン鋼から高温強度に優れたステンレス鋼に変更することで、より小口径で高温ヘリウムの温度低下条件を達成できた。以上の結果に基づき、GTHTR300Cプラント及びHTTR-GT/H $$_{2}$$プラントの熱供給配管仕様を設定した。
185
Current status of decommissioning activities at Ningyo-toge Environmental Engineering Center
石森 有
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
本論文では、人形峠環境技術センターの4施設の廃止措置の現状について概説する。(1)試験製錬所は1999年から2002年にかけて解体され、解体物は解体物管理施設に保管され、汚染量が測定されている。(2)製錬転換施設の主要機器は2008年から2013年にかけて解体撤去され、約530tの解体物が発生した。より簡易なエリア管理とするため、他の物品、設備の処置を講じている。(3)濃縮工学施設の遠心分離機の一部は、5%の希硫酸によって除染され、それらのいくらかがクリアランス後に再利用されている。遠心分離機を除いた主要な機器は、2014年から撤去が始まり、2022年に終了予定である。これまでに、約270tの解体物が発生した。(4)ウラン濃縮原型プラントの遠心分離機は、解体の前処理として2002年から$$mathrm{IF}_7$$による滞留ウラン除去を行っている。除染効果は、DOP-1では91%、DOP-2では99%であった。今後の計画については検討中である。(5)計測などの関連技術についても解説する。
186
Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi ). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.
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Study on reactor vessel coolability of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition; Water experiments using a scale model
小野 綾子; 栗原 成計; 田中 正暁; 大島 宏之; 上出 英樹; 三宅 康洋*; 伊藤 真美*; 中根 茂*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
ナトリウム冷却高速炉で想定されている複数種の崩壊熱除去システムの運用時における炉容器内の熱流動挙動を再現する水流動試験装置を製作した。製作した試験装置は、相似則検討および基礎試験結果により高速炉の縮尺模擬試験に適用することが示された。さらに、ループ型炉およびプール型炉で導入が検討されている浸漬型DHX運用時の炉内流動の可視化試験結果とFLUENTにより実験を数値シミュレーションした結果を示す。
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Control of fine particles accumulation in the extraction chromatography column system for minor actinide recovery
渡部 創; 後藤 一郎; 佐野 雄一; 野村 和則; 駒 義和
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
Clogging of the extraction chromatography column caused by inflow of insoluble residue into the bed possible to lead accumulation of decay heat and explosive gas inside the bed. Behavior of small particle is necessary to be investigated to prevent hazardous events. In this study, influence of fine particles contained in the feed solution on the clogging and on separation performance of the bed were evaluated by laboratory scale experiments. Discharging operation of the simulated particles from the bed was experimentally demonstrated using an engineering scale system. The particles were accumulated on top of the bed and hardly come inside the bed. Backwashing operation was effective to discharge a part of the accumulated powder. Supplying water into the column with normal flow rate condition was possible after the short time backwashing operation. Backwashing with cold water as a normal operation must be one of the most appropriate countermeasures for preventing from the clogging.
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Demonstration of laser processing technique combined with water jet technique for retrieval of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station
羽成 敏秀; 武部 俊彦*; 山田 知典; 大道 博行; 石塚 一平*; 大森 信哉*; 黒澤 孝一*; 佐々木 豪*; 中田 正宏*; 酒井 英明*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 3 Pages, 2017/04
福島第一原子力発電所の廃止措置の中で、遠隔操作による原子炉格納容器内の燃料デブリの取出しプロセスは重要な課題の1つである。このプロセスにおいて、放射性物質の拡散を抑制することは重要な考慮すべき点の1つである。さらに、このプロセスに適用する技術は、妥当な加工効率を維持することが要求される。そこで、我々は燃料デブリの取出し技術として、レーザー光と水噴流を組み合わせた技術を用いることを提案する。繰り返し断続噴射する水噴流を組み合わせたレーザー加工技術は、効率的な加工を行える可能性を示している。この実験結果をもとに、福島第一原子力発電所での適用に向けた技術開発を進めていく。
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Granulation study of porous silica particles for MA recovery process
後藤 一郎; 小藤 博英; 折内 章男; 渡部 創; 竹内 正行
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 6 Pages, 2017/04
抽出クロマトグラフィ技術を利用した高レベル放射性廃液からのMA分離開発を進めている。本技術の吸着材は、平均粒径50$$mu$$mの多孔質シリカ粒子に高分子ポリマーを被覆し、金属イオンと相互作用する抽出剤を含浸させている。吸着材性能は、抽出剤の能力やポリマーの抽出剤保持性能等に加えて、骨格となるシリカ粒子の粒子径及び細孔径に依存する。本研究では、シリカ粒子の粒子径及び細孔径を制御するため、噴霧乾燥法を用いて、運転条件及び装置構造をパラメータとして造粒を行った。原料液には数十nmの平均粒径を有するシリカ粒子を分散させた溶液を用い、造粒運転で得られた粒子を焼成することで分相させて細孔を得た。多孔質粒子の粒子径及び細孔径に加え、ポリマー被覆、抽出剤含浸後の吸着材性能の評価を行った。
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Development of the reasonable confirmation methods concerning radioactive wastes from research facilities
林 宏一; 岡田 翔太; 出雲 沙理; 星野 譲; 辻 智之; 仲田 久和; 坂井 章浩; 天澤 弘也; 坂本 義昭
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
日本では、原子力発電所から発生した低レベル放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されているが、それ以外の研究炉やRI使用施設等から発生する放射性廃棄物の浅地中埋設処分は実施されていない。このため、原子力機構は日本における研究施設等廃棄物の実施主体となり、処分に向けた活動を行っている。本報告では、研究施設等から発生した廃棄物の合理的な廃棄確認方法の開発に焦点を当てた活動の成果を報告する。
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Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequence analysis methodology
松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 7 Pages, 2017/04
高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。
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Safety evaluation of self actuated shutdown system for Gen-IV SFR
斎藤 裕幸*; 山田 由美*; 大山 一弘*; 松永 尚子*; 山野 秀将; 久保 重信
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 10 Pages, 2017/04
自己作動型炉停止機構(SASS)は、冷却温度の過剰な上昇に応じて原子炉停止系の制御棒を切り離すことができる受動装置である。制御棒の切り離しを引き起こす切り離し温度および応答時間は、有効性解析の重要なパラメータとして同定される。この研究では、応答時間と切り離し温度の検証および低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析に着目する。このため、設計変更がなされ、応答時間が短縮した。また、応答時間を確認するために低出力運転での3次元熱流動解析が行われた。その結果、切り離し温度レベルは、以前の研究と比べて低く、安全性パラメータの改善につながった。改善されたパラメータに基づき、低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析が行われた。この安全性評価から、LOF型ATWS事象が発生した場合、フローコレクタを設置することでSASSが炉心損傷を防ぐことが確認された。
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MPI/OpenMP hybrid parallelization of a Monte Carlo neutron/photon transport code MVP
長家 康展; 足立 将晶*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/04
MVPは連続エネルギー法に基づく汎用中性子・光子輸送モンテカルロコードである。MVPコードの高速化を図るため、メッセージ・パッシング・インターフェースライブラリMPIと共有メモリ・マルチプロセッシングライブラリOpenMPを用いてハイブリッド並列化を行った。高速炉集合体の固有値計算、中性子・光子結合問題の固定源計算、PWR全炉心モデルに対する計算に対して性能評価を行った。比較は、4プロセス並列のMPI並列計算と4プロセス並列$$times$$3スレッド並列のハイブリッド並列の計算時間と使用メモリ量に対して行った。その結果、ハイブリッド並列は16%から34%の計算時間削減を達成し、使用メモリ量はほとんど変わらないことが分かった。
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Development and implementation of GloveBox Cleanout Assistance Tool (BCAT) to detect the presence of MOX by computational approach
中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04
施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。
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Magnetization dynamics and its scattering mechanism in thin CoFeB films with interfacial anisotropy
岡田 篤*; He, S.*; Gu, B.; 金井 駿*; Soumyanarayanan, A.*; Lim, S. T.*; Tran, M.*; 森 道康; 前川 禎通; 松倉 文礼*; et al.
Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 144(15), p.3815 - 3820, 2017/04
Studies of magnetization dynamics have incessantly facilitated the discovery of fundamentally novel physical phenomena, making steady headway in the development of magnetic and spintronics devices. The dynamics can be induced and detected electrically, offering new functionalities in advanced electronics at the nanoscale. However, its scattering mechanism is still disputed. Understanding the mechanism in thin films is especially important, because most spintronics devices are made from stacks of multilayers with nanometer thickness. The stacks are known to possess interfacial magnetic anisotropy, a central property for applications, whose influence on the dynamics remains unknown. Here, we investigate the impact of interfacial anisotropy by adopting CoFeB/MgO as a model system. Through systematic and complementary measurements of ferromagnetic resonance (FMR) on a series of thin films, we identify narrower FMR linewidths at higher temperatures. We explicitly rule out the temperature dependence of intrinsic damping as a possible cause, and it is also not expected from existing extrinsic scattering mechanisms for ferromagnets. We ascribe this observation to motional narrowing, an old concept so far neglected in the analyses of FMR spectra. The effect is confirmed to originate from interfacial anisotropy, impacting the practical technology of spin-based nanodevices up to room temperature.
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ウランを含む廃棄物ドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータに対するランダムフォレスト法とサポートベクターマシン法の分類性能の比較
秦 はるひ; 石森 有
Radioisotopes, 66(4), p.149 - 158, 2017/04
放射能インベントリの推定には、放射性核種の組成に応じたドラム缶の分類が必要となるため、ウランを含む廃棄物ドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータに対するランダムフォレスト法とサポートベクターマシン法の分類性能を比較した。使用したドラム缶に含まれるウランは、ウラン鉱石由来の天然ウランと回収燃料に由来する回収ウランおよびイエローケーキ中の不純物由来のラジウムを多く含む天然ウランである。これらのドラム缶の$$gamma$$線スペクトルデータ1037点のうち、75点を訓練データとし、残りのデータ962点を用いて比較した。今回の検討では、ランダムフォレスト法がチャネルシフトに影響を受けない分類となった。
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Selective extraction of Pt(IV) over Fe(III) from HCl with an amide-containing tertiary amine compound
前田 泰生*; 成田 弘一*; 所 千晴*; 田中 幹也*; 元川 竜平; 塩飽 秀啓; 矢板 毅
Separation and Purification Technology, 177, p.176 - 181, 2017/04
The separation properties of Pt(IV) over Fe(III) in HCl solutions using $$N$$-2-ethylhexyl-bis($$N$$-di-2-ethylhexyl-ethylamide)amine (EHBAA) were investigated and then compared with those using the conventional extractant tri-$$n$$-octylamine (TOA). Also, the structural analyses of Pt(IV) in both of the aqueous (HCl solution) and organic (EHBAA in $$n$$-dodecane-2-ethylhexanol solution) phases were performed with EXAFS spectroscopy. The extractability of Pt(IV) was much higher with EHBAA than with TOA in the studied HCl concentration range (0.2-0.8 M HCl); additionally, EHBAA selectively extracted Pt(IV) over Fe(III) under the condition of [EHBAA] $$leq$$ 0.1 M and [HCl] $$leq$$ 1 M. The Pt(IV) loading capacity of 0.1 M EHBAA was about 9.2 g/L (about 0.05 M). Most of the Pt(IV) extracted with 0.1 M EHBAA from 1 M HCl was stripped with 0.1 M NaOH; the co-extracted Fe(III) was selectively scrubbed with distilled water. The structural studies indicated that the Pt(IV) extracted with EHBAA from 1 M HCl formed an ion-pair complex, [PtCl$$_{6}$$]$$cdot$$(EHBAA$$cdot$$H)$$_{2}$$.
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Cosmic ray modulation and radiation dose of aircrews during the solar cycle 24/25
三宅 晶子*; 片岡 龍峰*; 佐藤 達彦
Space Weather, 15(4), p.589 - 605, 2017/04
 被引用回数:1 パーセンタイル:12.77(Astronomy & Astrophysics)
近年の弱い太陽活動から、次の太陽周期では地球に到達する宇宙線フラックスが高くなると予想されている。本研究では、時間依存性を考慮した3次元太陽変調モデルを用いて、次期太陽周期における航空機乗務員の宇宙線被ばく線量や中性子モニタの計数率を定量的に予測した。その際、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSを用いて構築した宇宙線による空気シャワーデータベースを利用して、大気上空の宇宙線フラックスを航空機乗務員の被ばく線量や中性子モニタ計数率に変換した。本研究による結果から、次期太陽周期では、宇宙線強度が頭打ちになるフラットトップ現象など、太陽磁場の向きに依存したいくつかの特徴的な現象が観測されると予想される。
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Analysis of plutonium isotope ratios including $$^{238}$$Pu/$$^{239}$$Pu in individual U-Pu mixed oxide particles by means of a combination of alpha spectrometry and ICP-MS
江坂 文孝; 安田 健一郎; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 間柄 正明
Talanta, 165, p.122 - 127, 2017/04
 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)
本研究では、単一ウラン-プルトニウム混合粒子中のプルトニウム同位体比を、アルファ線計測および誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS)の組み合わせにより決定する方法の開発を行った。その結果、$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu、$$^{241}$$Pu/$$^{239}$$Puおよび$$^{242}$$Pu/$$^{239}$$Pu同位体比についてはICP-MSにより決定することができ、$$^{238}$$Pu/$$^{239}$$Pu同位体比については、アルファ線計測により求めた$$^{238}$$Pu/($$^{239}$$Pu+$$^{240}$$Pu)放射能比とICP-MSにより求めた$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu同位体比より計算で決定することができた。したがって、アルファ線計測およびICP-MSの併用は、単一ウラン-プルトニウム混合粒子中のプルトニウム同位体比分析に有効であることが示された。