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1
Investigation of uncertainty caused by random arrangement of coated fuel particles in HTTR criticality calculations
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 112, p.42 - 47, 2018/02
Coated fuel particle (CFP) is one of important factors attributing to the inherent safety feature of high temperature engineering test reactor (HTTR). However, the random arrangement of CFPs makes the simulation more complicated, becoming one of the factors affects the accuracy of the HTTR criticality calculations. In this study, an explicit random model for CFPs arrangement, namely realized random packing (RRP), was developed for the whole core of HTTR using a Monte-Carlo MCNP6 code. The effect of random placement of CFPs was investigated by making a comparison between the RRP and conventional uniform models. The results showed that the RRP model gave a lower excess reactivity than that of the uniform model, and the more number of fuel columns loading into the core, the greater the difference in excess reactivity between the RRP and uniform models. For example, the difference in excess reactivity increased from 0.07 to 0.17%$$Delta$$k/k when the number of fuel column increased from 9 to 30. Regarding the control rods position prediction, the RRP showed the results, which were closer to experiment than the uniform model. In addition, the difference in control rods position between the RRP and uniform models also increases from 12 to 17 mm as increasing number of fuel columns from 19 to 30.
2
Effect of alloying elements on grain boundary sliding in magnesium binary alloys; Experimental and numerical studies
染川 英俊*; 都留 智仁
Materials Science and Engineering A, 708, p.267 - 273, 2017/12
マグネシウム合金における合金元素の粒界すべりへの影響を実験と第一原理計算によって検討した。ナノインデンテーションの実験から、粒界すべりに関係する緩衝能力やひずみ速度依存性が合金元素の添加によって大きく異なることが確認された。合金元素の粒界への影響に関して、第一原理計算を用いて粒界エネルギー変化を求め実験と比較した結果、得られた粒界エネルギーは緩衝能力と相関関係があることがわかった。また、これらの粒界特性の変化は第一原理計算による電子状態解析から合金元素の粒界における化学的性質によって特徴づけられることがわかった。
3
Creep-fatigue evaluation method for weld joints of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Proposal of the evaluation method based on finite element analysis and uniaxial testing
安藤 勝訓; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 323, p.463 - 473, 2017/11
本研究では、有限要素法解析に基づいて改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案した。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮するために母材、溶金、熱影響部の3要素からなる解析モデルにより有限要素法解析を実施した。既存のクリープ疲労試験の結果と提案した評価手法による予測破損寿命を比較した結果、提案した評価手法は破損繰返し数をファクター3で予測できることが示された。
4
Identification of penetration path and deposition distribution of radionuclides in houses by experiments and numerical model
廣内 淳; 高原 省五; 飯島 正史; 渡邊 正敏; 宗像 雅広
Radiation Physics and Chemistry, 140, p.127 - 131, 2017/11
The dose assessment for people living in preparation zones for the lifting of the evacuation order is needed with the return of the residents. However, it is difficult to assess exactly indoor external dose rate because the indoor distribution and infiltration pathways of radionuclides are unclear. This paper describes indoor and outdoor dose rates measured in eight houses in the difficult-to-return zone in Fukushima prefecture to examine the distribution of radionuclides in a house and the main infiltration pathway of radionuclides. In addition, it describes also dose rates calculated with a Monte Carlo photon transport code to understand thoroughly the measurements. These measurements and calculations provide that radionuclides can infiltrate mainly through ventilations, windows, and doors, and then deposit near the gaps, while those infiltrate hardly through sockets and air conditioning outlets.
5
Localization of cesium on montmorillonite surface investigated by frequency modulation atomic force microscopy
荒木 優希*; 佐藤 久夫*; 奥村 雅彦; 大西 洋*
Surface Science, 665, p.32 - 36, 2017/11
粘土鉱物表面におけるイオン交換反応は、通常その交換量だけに着目し、ミクロスコピックな研究はまだあまりなされていない。本研究では、反応が多く起こると考えられている粘土鉱物表面に着目し、周波数変調方式原子間力顕微鏡を用いてイオン分布を調べた。粘土鉱物はモンモリロナイト、イオンはセシウムイオンを対象として、研究を行った。その結果、セシウムが線状に分布し、その構造がしばらく保たれるという現象を発見した。第一原理シミュレーションにより、粘土鉱物内部の構造を評価したが、内部の電荷が直線構造を取る可能性は低いことが示された。これらの結果は、この直線構造の起源は粘土鉱物表面-イオン-水の三者による未解明吸着プロセスが存在することが示唆していると考えられる。
6
Effect of crystal orientation on incipient plasticity during nanoindentation of magnesium
染川 英俊*; 都留 智仁; Singh, A.*; 三浦 誠司*; Schuh, C. A.*
Acta Materialia, 139, p.21 - 29, 2017/10
 被引用回数:1
ナノインデンテーションにおけるポップイン挙動は転位の活動によって生じるため、結晶方位に強く影響する。我々はマグネシウムに対するナノインデンテーションに対する実験と分子動力学計算によって方位の影響を詳細に検討した。実験によるインデンテーションから、底面の押込みにおけるポップイン荷重とそれに付随した変位は柱面への押込みより大きくなることがわかり、原子シミュレーションによる荷重-変位関係からも同様の結果が得られた。これらの方位による違いは、押込みによって生成される転位のタイプによって特徴づけられ、柱面のポップインは押込み軸に垂直な底面すべりによって生じる一方、底面では押込み方向の変位を生成しない底面すべりだけでなく錐面上に転位が生成されるためであることがわかった。
7
Mesoporous alumina as an effective adsorbent for molybdenum (Mo) toward Instant production of radioisotope for medical use
Saptiama, I.*; Kaneti, Y. V.*; 鈴木 裕美*; 鈴木 善貴; 土谷 邦彦; 榮 武二*; 高井 公子*; 福光 延吉*; Alothman, Z. A.*; Hossain, M. S. A.*; et al.
Bulletin of the Chemical Society of Japan, 90(10), p.1174 - 1179, 2017/10
放射化法における$$^{99}$$Moは比放射能が低いことから、医療用Mo吸着材として高いMo吸着性能を有する材料が求められている。このため、メソポーラス構造を持つアルミナの開発を進めている。本研究では、メソポーラスアルミナ(MA)を開発し、比表面積や結晶構造の違いによるMo吸着性能の評価を行った。この結果、焼結温度の違いによるMAの気孔径や比表面積の違いを明らかにするとともに、Mo溶液の違いによるMo吸着性能を明らかにした。
8
Quantitative analysis of radiocesium retention onto birnessite and todorokite
Yu, Q.*; 大貫 敏彦*; 香西 直文; 坂本 文徳; 田中 万也; 笹木 恵子*
Chemical Geology, 470, p.141 - 151, 2017/10
本研究では、2種類のMn酸化物(トドロカイトとバーネサイト)が持つCs保持能を評価した。トドロカイトには、Csの吸着選択性がバーネサイトよりも高いサイトがあることがわかった。Cs初期濃度10$$^{-9}$$mol/Lで吸着させた後、吸着したCsを1M NaClとNH$$_{4}$$Clで脱離させたところ、約34%のCsが脱離せずにトドロカイトに残った。この値はバーネサイトに残ったCsの割合よりもずっと多かった。これらの結果は、トドロカイトが土壌中の放射性Csの固定に寄与することを強く示唆する。
9
An Empirical model for the corrosion of stainless steel in BWR primary coolant
内田 俊介*; 塙 悟史; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; Lister, D. H.*
Corrosion Engineering, Science and Technology, 52(8), p.587 - 595, 2017/10
電気化学に対する静的解析と酸化皮膜成長に対する動的解析を組み合わせたECP評価モデルを開発した。このモデルで得られた主な結論は以下の通り。過酸化水素及び酸素のECPへの影響は、酸化皮膜の性状変化によるものとして説明できた。水化学条件の変更に起因するECPのヒステリシスを評価することができた。ECPに対する中性子照射効果として、酸化皮膜中の照射誘起拡散をモデルに導入することで、中性子照射によるアノード電流密度の低下に起因したECPの低下を予測した。
10
偏極中性子と核偏極水素によるナノ構造解析技術の開発
熊田 高之
電子スピンサイエンス, 15(Autumn), p.86 - 91, 2017/10
付加価値の高い機能性材料開発の現場では、物理・化学的性質が異なる複数の素材をナノレベルで混合させることで互いの短所を補い長所を引き出した複合材料の開発が繰り広げられている。その複合材料の開発においては、成分間の相互作用を決定づける絡み合い構造の最適化がカギとなる。スピンコントラスト法とよばれる偏極中性子と水素核偏極試料を用いた構造解析法は、複合材料開発の指針となる成分毎のナノ構造および空間配置の決定を実現するものである。
11
三春町、南相馬市; 福島環境安全センター三春施設・南相馬施設の取り組み
菖蒲 信博
エネルギーレビュー, 37(10), p.21 - 22, 2017/10
福島第一原子力発電所の事故以降、原子力機構は福島の環境回復のための研究開発を行ってきた。ここでは、福島環境安全センターにおける主な取組として、放射線モニタリング・マッピング技術開発、放射性セシウムの長期環境動態研究、除染・減容技術の高度化に向けた技術開発等について紹介する。
12
Detection and correlation of tephra-derived smectite-rich shear zones by analyzing glass melt inclusions in mineral grains
石井 英一; 古澤 明*
Engineering Geology, 228, p.158 - 166, 2017/10
幌延深地層研究センターの地下施設に出現した粘土質せん断帯に含まれる粘土物質の顕微鏡観察を行った結果、粘土物質にはメルトインクルージョン(MI)が多く含まれていることが分かり、それらの化学組成を分析すると、全てのMIが同一の組成を持つことが分かった。さらに、センター周辺のボーリングコアに認められる粘土質せん断帯を調べた結果、これと同一の組成を示すMIが他にも複数箇所で検出され、これらの粘土質せん断帯はセンター周辺に分布する既知の火山灰層面とほぼ一定の比高を保ちながら(同火山灰層の350m下方)、数キロメートルにわたって分布することが分かった。これらのことから、このMIを含む粘土物質は火山ガラスが変質したものであり、この粘土物質を多量に含むせん断帯(粘土質せん断帯)は泥岩が破砕・変質して形成されたのではなく、泥岩中に挟在する火山灰層が変質・変形して形成されたものであることが分かった。
13
Local structure analysis of (Na$$_{0.5}$$K$$_{0.45}$$Li$$_{0.05}$$)NbO$$_3$$ synthesized by malic acid complex solution method
米田 安宏; 高田 愛梨*; 長井 遥*; 菊池 丈幸*; 森下 正夫*; 小舟 正文*
Japanese Journal of Applied Physics, 56(10S), p.10PB07_1 - 10PB07_7, 2017/10
錯体重合法を用いて作製した(Na$$_{0.5}$$K$$_{0.45}$$Li$$_{0.05}$$)NbO$$_3$$の単射晶相を放射光を用いて構造解析した。(Na$$_{0.5}$$K$$_{0.45}$$Li$$_{0.05}$$)NbO$$_3$$の平均構造は単射晶構造であるが、局所構造はKNbO$$_3$$と同じ菱面体晶構造モデルで再現することができた。この結果から平均構造の単射晶構造は菱面体晶がdisorderして変調されて観測されたと考えられる。
14
Processes affecting long-term changes in $$^{137}$$Cs concentration in surface sediments off Fukushima
乙坂 重嘉
Journal of Oceanography, 73(5), p.559 - 570, 2017/10
福島県,宮城県、及び茨城県の沖合71観測点で得られた表層(深度0-10cm層)堆積物中の放射性セシウムの濃度の時間変化の傾向をまとめるとともに、その変化に及ぼす堆積物の鉛直混合の影響について詳しく議論する。沿岸域(水深100m以浅の海域)における表層堆積物中の$$^{137}$$Cs濃度は、観測点によってその速度は異なるものの、2011年から2015年までに、平均して一年あたり27%の割合で減少した。このような$$^{137}$$Cs濃度の目立った時間変化は、沖合海域では見られなかった。沿岸域における表層堆積物中の$$^{137}$$Cs濃度減少には、堆積物の鉛直混合に伴う希釈が最も大きく寄与しており、堆積物鉛直混合モデルによる解析の結果、上記の減少率の半分以上がこの過程で説明することができた。$$^{137}$$Csを吸着した堆積物の水平移動や、堆積物からの$$^{137}$$Csの溶脱も、表層堆積物中の$$^{137}$$Cs濃度減少に寄与しているが、堆積物の鉛直混合に比べて効果は低いと推測された。
15
Horizontal and vertical distributions of $$^{137}$$Cs in seabed sediments around the river mouth near Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant
鶴田 忠彦; 原田 久也*; 御園生 敏治; 松岡 稔幸; 程塚 保行*
Journal of Oceanography, 73(5), p.547 - 558, 2017/10
福島県の沿岸域(沖合約5km程度まで)について、海底地形、海底土の堆積状況及び海底土の放射性Csの分布状況について調査を行った。放射性Csが農集する地点は凹状の窪地を有する特異な地点に限られ、その他の地点は、陸域と比較して放射性Cs量として2から3オーダー程度少ないことが明らかになった。
16
Preface "Radionuclides in coastal sediments after the accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Distribution, dynamics and fate"
長尾 誠也*; 乙坂 重嘉; 帰山 秀樹*
Journal of Oceanography, 73(5), P. 527, 2017/10
福島第一原子力発電所事故から5年以上が経過し、海洋環境においても多くの調査研究が進められてきた。海底堆積物中の放射性セシウムの水平分布、時系列変動については、2011年5月より、主に宮城県・福島県・茨城県・千葉県沿岸域でのモニタリング調査が続けられている。しかしながら、事故由来放射性核種による海底堆積物及び海底付近の生態系への影響評価は、その局所依存性や観測の困難さ等により、他の環境調査に比べて遅れていた。今回、「Journal of Oceanography」誌において標題の特集セクションを組み、河口,沿岸及び沖合海域における海底堆積物中の放射性セシウムの濃度分布や、その数年規模での変化傾向と要因についての4報の論文を掲載した。本解説は、その特集の企画意図を示すとともに、内容を概観するものである。
17
Study on a unified criterion for preventing plastic strain accumulation due to long distance travel of temperature distribution
岡島 智史; 若井 隆純; 川崎 信史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(5), p.16-00641_1 - 16-00641_11, 2017/10
The prevention of excessive deformation by thermal ratcheting is important in the design of high-temperature components of fast breeder reactors (FBR). As a result of experimental study that simulated the fast breeder reactor vessel nearby the coolant surface, it was reported that long distance traveling of temperature distribution causes new type of thermal ratcheting, even if there is no primary stress. In this paper, we propose a simple screening criterion to prevent continuous accumulation of plastic strain derived from long distance traveling of temperature distribution. The major cause of this ratcheting mechanism is lack of residual stress that brings shakedown behavior at the center of yielding area. Because the residual stresses are derived from constraint against the elastic part, we focused on the distance from the center of yielding area to the elastic region. So, the proposed criterion restricts the axial length of the area with full-section yield state, which is the double of the above distance. We validated the proposed criterion based on finite element analyses using elastic-perfectly plastic material. As the result of the validation analyses, we confirmed that the accumulation of the plastic strain saturates before 2nd cycles in the cases that satisfy the proposed criterion, regardless of the shape of temperature distribution.
18
核データ研究の最前線; たゆまざる真値の追及、そして新たなニーズへ応える為に,1; 多様化する原子核工学と核データのニーズ
須山 賢也; 国枝 賢; 深堀 智生; 千葉 豪*
日本原子力学会誌, 59(10), p.598 - 602, 2017/10
核データとは狭義には原子核と中性子の反応の確率であるが、一般的に言えば、原子核の物理的変化や反応の様子を表現するデータの事である。我が国が原子力開発に着手して以来、核データの開発は重要な技術開発のテーマであり、現在我が国の核データライブラリJENDLは世界で最も高い精度と完備性を兼ね備えた核データファイルの一つとして国際的に認知されている。本連載講座では、原子力開発に関係している方々を対象とし、核データ開発の意義、核データの開発の最新の状況、国際的な動向、そして今後の開発の方向性を解説する。
19
Transmutation effects on long-term Cs retention in phyllosilicate minerals from first principles
Sassi, M.*; 奥村 雅彦; 町田 昌彦; Rosso, K. M.*
Physical Chemistry Chemical Physics, 19(39), p.27007 - 27014, 2017/10
福島第一原子力発電所事故によって放出された放射性セシウムなどの環境中の放射性セシウムは、粘土鉱物に吸着されて長期間保持されると考えられているが、これまで、放射性セシウムが崩壊した際の効果は評価されてこなかった。本研究は、金雲母(粘土鉱物の一種)に吸着された放射性セシウムが崩壊してバリウムへの核変換が起こると、1価のから2価のイオンへ変化することに着目し、第一原理計算によってその効果を調べた。その結果、金雲母を電荷中性に保つためにセシウムやカリウムを放出する可能性があることがわかった。
20
Self-learning Monte Carlo method; Continuous-time algorithm
永井 佑紀; Shen, H.*; Qi, Y.*; Liu, J.*; Fu, L.*
Physical Review B, 96(16), p.161102_1 - 161102_6, 2017/10
 被引用回数:1
モンテカルロ法は原子力分野以外にも様々な分野で利用される極めて汎用的な手法である。近年、機械学習の手法を取り込むことで、高速なモンテカルロ法が開発されている。本論文では、銅酸化物高温超伝導体をはじめとする様々な物質のシミュレーションにおいて汎用的に用いられている連続時間量子モンテカルロ法に対して機械学習の手法を適用した結果を報告する。なお、上記課題の解決にあたり、モンテカルロ法でネックの一つとなる次の配置をどう決めるか、という問題に対して、機械学習によって自動的に決めるという手法を提案した。この手法の開発により、より高精度な超伝導体シミュレーションや、ウランなどの重い元素を含む第一原理計算の高速化が期待できる。これらの結果は、広く原子力分野のためのシミュレーション技術開発に資する成果である。
21
種々な方法によるMn-Si-C鋼の残留オーステナイト体積率測定の比較
友田 陽*; 関戸 信彰*; 徐 平光; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 田中 雅彦*; 篠原 武尚; Su, Y.; 谷山 明*
鉄と鋼, 103(10), p.570 - 578, 2017/10
Various methods were employed to measure the austenite volume fraction in a 1.5Mn-1.5Si-0.2C steel. It has been confirmed that the volume fractions determined by transmission electron microscopy, scanning electron microscopy/electron back scatter diffraction, X-ray diffraction and neutron diffraction exhibit a general trend to become larger in this order, although the values obtained by X-ray and neutron diffraction are similar in the present steel because austenite is relatively stable. The austenite volume fractions determined by diffraction methods have been found to be affected by the measuring specimen direction, i.e., texture, even by applying the conventional correcting procedure. To avoid this influence, it is recommended to measure both of volume fraction and texture simultaneously using neutron diffraction. Although synchrotron X-ray shows higher angle resolution, its small incident beam size brings poor statistic reliability. The influence of texture cannot be avoided for transmission Bragg edge measurement, either, which must be overcome to realize 2D or 3D volume fraction mapping.
22
$$^{107}$$PdのICP-MS測定のためのレーザー誘起光還元法による非接触・選択的パラジウム分離; 分離条件とPd回収率の関係
蓬田 匠; 浅井 志保; 佐伯 盛久*; 半澤 有希子; 堀田 拓摩; 江坂 文孝; 大場 弘則*; 北辻 章浩
分析化学, 66(9), p.647 - 652, 2017/09
ウランの核分裂生成物の一つである$$^{107}$$Pdは、半減期が約650万年と長く、長期間に渡り放射線を放出して人体に影響を及ぼす可能性があることから、高レベル放射性廃液(HLLW)中の存在量を正確に把握する必要がある。しかし、これまでその存在量の実測報告例はない。本研究では、遠隔・非接触分離が可能なレーザー誘起光還元法のHLLWへの適用を念頭に、HLW模擬液を用いて種々の分離条件がPd回収率に与える影響を検討した。Pdの回収率は、還元剤として作用するエタノール濃度、レーザー光の照射時間とパルスエネルギーに依存し、それぞれ40%、20分、100mJとした場合に60%となった。また、Pd濃度0.24$$mu$$g mL$$^{-1}$$から24$$mu$$g mL$$^{-1}$$の広い濃度範囲において、主要な放射能源やスペクトル干渉源となる元素を99.5%以上の割合で除去し、Pdを高純度に分離できることを明らかにした。本条件によれば、レーザー誘起光還元法はHLLWなど実際の放射性廃棄物に含まれる$$^{107}$$PdのICP-MS測定前処理法として、十分に適用可能である。
23
廃止措置における高速炉ナトリウムの処理及び処分技術の現状
仲井 悟
デコミッショニング技報, (56), p.14 - 28, 2017/09
高速増殖原型炉もんじゅ発電所(以下「もんじゅ」)は建設段階であるが、2016年12月に安全かつ確実な廃止措置を実施することが決定した。「もんじゅ」は冷却材に化学的に活性なナトリウムを使用するなど、軽水炉とは異なる特徴があり、廃止措置では、これを考慮して施設の解体・撤去を進める必要がある。海外のイギリス,ドイツ,アメリカ,フランス等では、廃止措置を実施した先行例があり、参考にすることができる。ここでは、ナトリウムの処理、処分に関し海外の事例を調査し、その状況と課題について報告する。
24
「ふげん」における知識マネジメントシステム構築に向けた取組み
手塚 将志; 樽田 泰宜; 香田 有哉
デコミッショニング技報, (56), p.46 - 54, 2017/09
原子力施設の廃止措置は、長期に亘るプロジェクトであり、高経年化が進む国内では使命を終えた施設から順次、着手していくこととなる。また、廃止措置の実施にあたっては、設計、建設、運転時代のプラント情報等が必要となることに加え、実施過程を通して得られる技術、データ、知見、経験、文書等を効果的に活用していくことが不可欠である。一方、各原子力施設の現場では、建設・使用前検査段階や運転・保守に携わってきた世代が高齢化とともに退職を迎えることにより、この世代が経験的に保有してきた情報やノウハウ等が失われる懸念がある。こうした背景を踏まえ、2008年に廃止措置計画の認可を得て、現在、廃止措置を実施中である原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、今後の廃止措置を安全かつ合理的に実施していくために、人材育成とともに次世代へ技術・知識を継承する取組みとして知識マネジメントシステムの構築を進めている。また、本システムは、「ふげん」を素材としたプロトタイプを基盤とし、今後の廃止措置施設に活用できるよう汎用性のあるシステム構築を目指すものである。
25
高出力ファイバーレーザーを用いた切断及び除染の技術開発
遠山 伸一; 峰原 英介*
デコミッショニング技報, (56), p.55 - 65, 2017/09
若狭湾エネルギー研究センター(WERC)ではレーザー技術の産業応用として、大強度ファイバーレーザーを用いた鋼材切断技術開発を行って来た。現在は今後の国内の原子力発電所の営業停止に伴う原子力施設廃止措置に適用するための解体切断と除染について並行して技術開発を行っている。原子力施設廃止措置は、世界的にもその技術は開発途上にあるが、必要性が増しており技術開発の進展が待たれている。ファイバーレーザーは、他のレーザーと比較し取扱いが容易で、飛躍的な熱密度等の性能向上に伴い切断性能や剥離性能を持つ機器を開発することによって2次汚染や被ばくの抑制が可能となる。本報告では、原子炉解体のための厚板切断技術開発と高線量下でも稼働する除染機開発の最近の成果について、鋼材や機器の切断試験や構成機器の耐放射線試験結果を交えて示す。
26
時間分解X線吸収分光による水溶液中パラジウムイオンのレーザー微粒子化反応研究
佐伯 盛久*; 田口 富嗣*; 大場 弘則*; 松村 大樹; 辻 卓也; 蓬田 匠
電気学会研究会資料,電子材料研究会(EFM-17-010$$sim$$021), p.15 - 18, 2017/09
パラジウム水溶液にナノ秒パルス紫外レーザーを照射すると、レーザー微粒子化反応により通常の手法ではできにくいサブミクロンサイズのPd微粒子が生成する。本研究ではその生成メカニズムを調べるため、パルスレーザー照射による微粒子化反応を時間分解XAFS分光により追跡した。そして、様々な照射レーザー強度における微粒子化反応速度を比較したところ、レーザー強度増大により反応が1光子から2光子過程に移行することを示唆する結果を得た。
27
堆積軟岩における割れ目帯を対象とした物質移行試験に極超微粒子セメントを適用した深層調査ボーリングの施工事例
白瀬 光泰*; 安部 章正*; 名合 牧人*; 石井 英一; 青柳 和平; 若杉 伸一*
土木学会平成29年度全国大会第72回年次学術講演会講演概要集(DVD-ROM), p.1795 - 1796, 2017/09
日本原子力研究開発機構は、幌延深地層研究計画地下研究施設整備(第II期)等事業の一環として、平成23年2月から平成26年6月まで地下施設建設工事を実施し、平成30年度まで施設の維持管理および研究事業を遂行中である。現在、研究事業の取り組みの一つとして、安全評価手法の高度化を目的に、岩盤を対象とした原位置トレーサー試験を実施している。本稿では、原位置トレーサー試験の一つである、堆積軟岩における割れ目帯を対象とした物質移行試験において、極微粒子セメントを適用した深層ボーリングの施工事例を紹介する。
28
Deuteron nuclear data for the design of accelerator-based neutron sources: Measurement, model analysis, evaluation, and application
渡辺 幸信*; 金 政浩*; 荒木 祥平*; 中山 梓介; 岩本 修
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03006_1 - 03006_6, 2017/09
$$(d,xn)$$中性子源の設計のためには、重陽子入射反応に対する広範な核データが必要である。このため、我々はこれまでに、測定・理論モデルコード開発・断面積評価・医療用放射性同位体製造への応用、からなる重陽子核データに関する研究プロジェクトを立ち上げてきた。本プロジェクトの目標は重陽子ビームを用いた加速器中性子源の設計に必要となる200MeVまでの重陽子核データライブラリを開発することである。このプロジェクトの現状について報告する。
29
Development of a code system DEURACS for theoretical analysis and prediction of deuteron-induced reactions
中山 梓介; 河野 広*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; Ye, T.*; 緒方 一介*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12025_1 - 12025_4, 2017/09
近年、重陽子加速器を使った大強度中性子源が様々な応用に対して提案されている。このような中性子源の設計のためには、高精度かつ広範な重陽子核データライブラリが必要不可欠である。それゆえ、我々はDEURACS (DEUteron-induced Reaction Analysis Code System)という、重陽子入射反応の解析と理論予測用の統合コードシステムを開発している。本研究では、$$(d,xn)$$反応の解析をこれまでよりも高い100MeV近傍まで拡張した上、DEURACSを80および100MeVにおける$$(d,xd)$$反応にも適用した。その結果、DEURACSの計算値は$$(d,xn)$$および$$(d,xd)$$反応の二重微分断面積の実験値を良く再現した。
30
Neutron production in deuteron-induced reactions on Li, Be, and C at an incident energy of 102 MeV
荒木 祥平*; 渡辺 幸信*; 北島 瑞希*; 定松 大樹*; 中野 敬太*; 金 政浩*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11027_1 - 11027_4, 2017/09
近年、核融合マテリアルの損傷の研究、ホウ素中性子捕捉療法、医療用放射性核種生成等の中性子源として、重陽子入射反応の利用が考えられている。しかし、入射重陽子エネルギー60MeVを超える領域では、重陽子入射反応の理論モデルの検証に必要な実験値はほとんどない。そこで、本研究では、大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、100MeVの重陽子入射によるリチウム、ベリリウム及び炭素の中性子生成二重微分断面積(DDX)の測定を行った。測定角度は、0$$^{circ}$$から25$$^{circ}$$の間の6角度とし、飛行時間法により中性子エネルギーを導出した。中性子検出器に、大きさの異なる3台の液体有機シンチレータNE213(直径及び厚さが2インチ, 5インチ, 10インチ)を用い、中性子の飛行距離をそれぞれ7, 24, 74mとした。中性子検出効率は、SCINFUL-QMDコードの計算により導出した。実験結果から、中性子エネルギー強度分布は、重陽子入射エネルギーの半分のエネルギーにおいて、重陽子ブレークアップ過程に起因するなだらかなピーク構造を持つことがわかった。また、PHITSによる計算値は、理論モデルの不備から実験値をよく再現しないことがわかった。
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FRENDY; A New nuclear date processing system being developed at JAEA
多田 健一; 長家 康展; 国枝 賢; 須山 賢也; 深堀 智生
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02028_1 - 02028_5, 2017/09
原子力機構では、新たな核データ処理システムFENDY(FRom Evaluated Nuclear Data libralY to any application)の開発を開始した。本発表では、FRENDYの概要と同時にFRENDYを使用した連続エネルギーモンテカルロコードMVP, PHITS及びMCNP用の断面積作成とその妥当性検証結果について説明する。
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Nuclear data evaluation of long-lived fission products; Microscopic vs. phenomenological optical potentials
湊 太志; 岩本 修; 蓑茂 工将*; 緒方 一介*; 岩本 信之; 国枝 賢; 古立 直也
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12032_1 - 12032_4, 2017/09
現象論的光学ポテンシャルは弾性散乱プロセスをよく記述するものとして知られている。そのため、中重核から重核までの核反応断面積の核データ評価に広く用いられている。これまで多くの光学ポテンシャルが研究されてきたが、それらのパラメータは実験データを再現するように決められたものである。そのために、実験データのない中性子過剰核などの計算にそれらのパラメータを利用することは、必ずしも信頼性が保障されていない。最近、微視的有効反応理論(MERT)と呼ばれる手法による光学ポテンシャルが提案された。MERTの手法はNN有効相互作用から出発したものであり、実験データのない核種の光学ポテンシャルも引き出すことができる。我々は、MERTによって導出された光学ポテンシャルを、核反応シミュレーションコードCCONEに取り込み、いくつかの核種の核データ評価を開始している。この発表では、MERTと従来の現象論的な光学ポテンシャルを使って評価された断面積の結果を紹介し、その違いについて議論を行う。
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Technical developments for accurate determination of amount of samples used for TOF measurements
寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 修; 原田 秀郎; 高宮 幸一*; 堀 順一*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03019_1 - 03019_4, 2017/09
革新炉や核変換処理の研究開発のため、高精度なマイナーアクチニド(MA)の中性子捕獲断面積が求められている。しかし、現状の精度と要求される精度の間には倍以上の隔たりがある。そこで、MAの断面積精度向上を目的として「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」が進められている。精度の良い断面積を得るためには、測定に用いるMA試料のサンプル量を正確に決めることが必要不可欠である。そのため、本プロジェクトの研究課題の一つとして、$$gamma$$線分光法とカロリーメーターを用いた熱測定という2つの異なる手法を用いてサンプル量の高精度決定のための技術開発を進めている。$$gamma$$線分光法では、サンプルからの崩壊$$gamma$$線測定による定量精度向上のために、MAの崩壊$$gamma$$線の高精度測定を実施し、$$gamma$$線放出率を2%以下の精度で決定した。カロリーメーターを用いた熱測定では、MAのQ値が精度よく分かっているため崩壊熱を精密に測定することでMAの放射能値を決定することができる。本発表では、これら2つの手法の開発及び得られた結果について発表する。
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Application of modified REFIT code for J-PARC/MLF to evaluation of neutron capture cross section on $$^{155,157}$$Gd
水山 一仁; 岩本 信之; 岩本 修; 長谷美 宏幸*; 木野 幸一*; 木村 敦; 鬼柳 善明*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11042_1 - 11042_4, 2017/09
ガドリニウムは$$^{155,157}$$Gdが非常に大きな中性子捕獲断面積をもつため原子炉の中性子吸収材料として用いられる。しかしながら、$$^{157}$$GdのRPIデータとJENDL-4.0ではばらつきがあることが知られている。原子炉の臨界性は捕獲断面積に敏感であり、RPIのデータはICSBEPにあるガドミニウム溶液体系の臨界性を大きくしてしまうことがわかっている。近年、$$^{155,157}$$Gdの中性子捕獲断面積がJ-PARC/MLFでANNRIを用いた実験で飛行時間法によって測定された。J-PARCの中性子パルスはダブルバンチ構造を持っており、また、高精度な共鳴解析には中性子パルスの時間分解能関数も適切に考慮して行う必要がある。そこで、本研究では、中性子パルスのダブルバンチ構造やANNRI用の時間分解能関数を組み込んだ改良REFITを用いて中性子捕獲断面積の実験データをフィットし、共鳴パラメータを導出する。
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Neutron capture cross section measurements of $$^{120}$$Sn, $$^{122}$$Sn and $$^{124}$$Sn with the array of Ge spectrometer at the J-PARC/MLF/ANNRI
木村 敦; 原田 秀郎; 中村 詔司; 藤 暢輔; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 堀 順一*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11031_1 - 11031_4, 2017/09
Accurate neutron capture cross section data of $$^{126}$$Sn, which is one of the most important long-lived fission products (LLFPs), is required in the study of transmutation of radioactive waste. However, there is only one experimental data at the thermal energy. A $$^{126}$$Sn sample for a nuclear data experiment contaminated with a large amount of tin stable isotopes, $$^{115, 117-120, 122, 124}$$Sn, because these stable isotopes also have fission yields. These isotopes have large effects on neutron-capture cross-section measurements for $$^{126}$$Sn. To obtain accurate cross-section data for $$^{126}$$Sn, a series of neutron-capture cross-section measurements of all the tin stable isotopes are required. Therefore, the measurements of all tin stable isotopes have been started with Accurate Neutron-Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) of Materials and Life science experimental Facility (MLF) in Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). In this presentation, preliminary results of the neutron-capture cross-section measurements of $$^{120, 122, 124}$$Sn are reported in the neutron energy region from 10 meV to 2 keV.
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Status of the JENDL project
岩本 修; 柴田 恵一; 岩本 信之; 国枝 賢; 湊 太志; 市原 晃; 中山 梓介
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02005_1 - 02005_6, 2017/09
The latest version of the general purpose file JENDL-4.0 was released in 2010 with enhancing data of fission products and minor actinides. After that, the neutron energy range of JENDL-4.0 were extended up to 200 MeV adding proton induced reaction data. They were compiled as JENDL-4.0/HE and released in 2015. An activation cross section library for decommission of nuclear reactor, JENDL/AD-2016, is under development and will be released by 2017. It will contain neutron reaction data for approximately 300 nuclides in energy range of $$10^{-5}$$ eV to 20 MeV including isomer production cross sections. Evaluation of nuclear data for the next version of the general purpose file is also in progress. It is planned to be released by 2022. Several new evaluations mainly for fission products that had not been updated in JENDL-4.0 were already done. Data for light nuclei and structure material will be updated. Minor actinides data are still important to develop transmutation system of nuclear waste. They will be updated using new measurements especially done in J-PARC. Status of the JENDL project in developing the general and special purpose files will be presented.
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Status of the R-matrix code AMUR toward a consistent cross-section evaluation and covariance analysis for the light nuclei
国枝 賢
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12029_1 - 12029_4, 2017/09
軽原子核に対する核反応断面積はイオンビーム同位体分析や天文学および放射線医療等の分野において必要とされている。しかし現状の評価値と測定データの間には大きな差異がみられるケースがあり、実際の応用においては機器等の設計における大きな誤差要因となりうる。R行列は量子論に基づいて断面積等の測定データから波動関数の情報を導くことができる理論である。また、理論におけるパラメータは散乱行列のユニタリ性により強く拘束されるため、測定データ間の不整合を理解する上で有用であることが知られている。会合ではR行列理論計算コードの開発状況を示すと共にp+$$^7$$Li反応等に対する断面積・共分散の評価結果を報告する。特に、R行列パラメータや断面積に対する共分散・相関行列解析に焦点を当て、評価データの誤差や共鳴反応におけるユニークな特性を示す。
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Inter-comparison of Hauser-Feshbach model codes toward better actinide evaluations
Capote, R.*; Hilaire, S.*; 岩本 修; 河野 俊彦*; Sin, M.*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.12034_1 - 12034_4, 2017/09
The Hauser-Feshbach codes that include a pre-equilibrium model have been playing for years a central role in producing evaluated nuclear reaction data files. The codes, such as Empire, TALYS, CCONE, and CoH$$_{3}$$, have been and are still actively upgraded in order to better understand nuclear reaction mechanisms by sharing and exchanging theoretical knowledge as well as computational techniques between actors involved in their development. Albeit the framework of the model codes aforementioned is quite similar, implementation of the reaction models as well as computational techniques adopted may produce some differences in the calculated results. The IAEA Nuclear Data Section conducts one of such inter-organizational collaborations, and defined some exercises to compare the Hauser-Feshbach codes developed for nuclear data evaluations, with a particular focus on the actinide evaluations. We report here the results of Hauser-Feshbach calculations for neutron induced reactions on actinide nuclei using the input parameters defined in the IAEA report [Capote et al., INDC-NDS-0654 (2014)], and discuss the differences among these codes.
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Developments of a new data acquisition system at ANNRI
中尾 太郎; 寺田 和司; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; 堀 順一*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03021_1 - 03021_4, 2017/09
J-PARC物質・生命科学実験施設ANNRIビームラインのデータ収集系更新作業が行われた。MLFのビームパワーは2008年に比較して2015年には20倍以上となり、ビーム量の増大によりビームラインユーザーはより高統計の実験データを取得できるようになった。ビームパワー増大に対応するため、ANNRIにおけるGe検出器アレイのデータ収集システムが更新された。データ収集システムは同時に、中性子全断面積測定のために整備されているLi glass検出器の信号取得のためにも用いられる予定である。コミッショニング実験が0.1mm厚の金サンプルを用いてJ-PARCの500kW陽子ビームを用いて行われた。捕獲断面積および全断面積測定両方について飛行時間法の適用性が試験された。Ge検出器アレイについて、ADCおよびTDCの非線形性、エネルギー分解能、多チャンネルコインシデンスおよび不感時間の性能が測定された。Ge検出器の不感時間は従来のデータ収集システムに比較して、少しのエネルギー分解能劣化を許容すれば1/4になっていた。
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Experimental analysis of neutron and background $$gamma$$-ray energy spectra of 80-400 MeV $$^{7}$$Li(p,n) reactions under the quasi-monoenergetic neutron field at RCNP, Osaka University
岩元 洋介; 佐藤 達彦; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 岩瀬 広*; 嶋 達志*; 中村 尚司*
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08019_1 - 08019_3, 2017/09
100-400MeVの準単色中性子照射場の開発のため、大阪大学核物理研究センター(RCNP)の100mトンネルにおいて、$$^{7}$$Li(p,n)反応から生成する中性子及び中性子場に混在する目的外放射線の$$gamma$$線のエネルギースペクトルを測定した。飛行時間法を用いて3MeV以上の中性子エネルギースペクトルを測定し、放射線線量モニターDARWINの自動アンフォールディング機能を用いて0.1MeV以上の$$gamma$$線エネルギースペクトルを測定した。中性子スペクトルについて、3MeV以上の中性子収量に対するピーク成分である単色中性子収量の比は0.38-0.48であった。また、入射陽子エネルギー200MeV以上において、$$pi$$$$^{0}$$崩壊に伴う70MeV程度の高エネルギー$$gamma$$線を実測した。246MeV$$^{7}$$Li(p,n)反応について、70MeV近傍における中性子収量と$$gamma$$線収量は同程度であった。一方、全エネルギー領域の中性子線量に対する$$gamma$$線線量の比は0.014と、$$gamma$$線の全体の線量に対する寄与は小さいことがわかった。
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Characterization of the PTW 34031 ionization chamber (PMI) at RCNP with high energy neutrons ranging from 100 - 392 MeV
Theis, C.*; Carbonez, P.*; Feldbaumer, E.*; Forkel-Wirth, D.*; Jaegerhofer, L.*; Pangallo, M.*; Perrin, D.*; Urscheler, C.*; Roesler, S.*; Vincke, H.*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08018_1 - 08018_5, 2017/09
欧州原子核研究機構(CERN)の放射線モニタとして、中性子、陽子、$$gamma$$線等の様々な放射線に対して有感な空気入り電離箱PTW-34031(PMI)が使用されている。PMIの各放射線に対する応答関数の計算では、CERNが開発を支援している放射線輸送計算コードFLUKAが用いられている。本研究では、このうち高エネルギー中性子に対するPMIの応答関数の精度検証のため、大阪大学核物理研究センター(RCNP)の$$^{7}$$Li(p,n)反応を利用した準単色中性子照射場において、100-392MeVの準単色中性子に対するPMIの応答関数を測定した。その結果、200MeV以下の準単色中性子照射において、中性子エネルギースペクトルの測定値を線源としたFLUKAによる応答関数の計算値と実験値はよく一致しすることがわかった。一方、250及び392MeVの場合、中性子場に$$^{7}$$Li(p,n)反応から生成する$$pi$$$$^{0}$$の崩壊に伴う$$gamma$$線が混在するため、中性子のみを線源とした計算値は実験値を過小評価することがわかった。
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Updating source term and atmospheric dispersion simulations for the dose reconstruction in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident
永井 晴康; 寺田 宏明; 都築 克紀; 堅田 元喜; 太田 雅和; 古野 朗子; 朱里 秀作
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08012_1 - 08012_7, 2017/09
福島第一原子力発電所の事故時に放出された放射性物質による住民の被ばく線量を評価するために、計算シミュレーションにより放射性物質の時間空間分布を再構築する。本研究では、放出源情報の精緻化及び大気拡散シミュレーションの高精度化により、放射性物質大気濃度・沈着量の時間空間分布データベースを開発し、住民の行動パターンや移行モデルと組み合わせた推計に活用する。大気拡散シミュレーションの改良としては、新規気象モデルの導入と沈着過程の精緻化を行った。改良モデルは、東日本スケールにおける$$^{137}$$Csの沈着分布を良好に再現したが、福島第一原子力発電所近傍では沈着分布の再現性が低下した。この結果は、放出源情報を改良モデルシミュレーションに対して最適化することにより、さらなる精緻化が必要であることを示している。
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Shielding experiments of concrete and iron for the 244 MeV and 387 MeV quasi-mono energetic neutrons using a Bonner sphere spectrometer (at RCNP, Osaka Univ.)
松本 哲郎*; 増田 明彦*; 西山 潤*; 岩瀬 広*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; 八島 浩*; 嶋 達志*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08016_1 - 08016_3, 2017/09
200MeV以上の準単色中性子に対するコンクリート及び鉄遮蔽体透過後の中性子エネルギースペクトルをボナー球スペクトルメータ(BSS)を用いて測定した。246及び389MeVの陽子-$$^{7}$$Li反応を用いて準単色中性子を生成し、コンクリート及び鉄遮蔽体の厚さを、それぞれ25-300cm及び10-100cmとした。100-387MeVのエネルギーを持つ準単色中性子を用いて実測したBSSの応答関数とアンフォールディングコードMAXEDを用いて、遮蔽体透過後の中性子エネルギースペクトルを導出した。その際、放射線輸送計算コードMCNPXを用いてBSSと遮蔽体の間の中性子多重散乱の効果を評価し、中性子エネルギースペクトルの補正を行った。その結果、エネルギースペクトルの実験値からコンクリート及び鉄遮蔽体の厚さに対する線量当量の変化を得ることができた。また、244MeVの中性子をコンクリートへ入射した場合、50cm以下の厚さにおいて線量当量に対する中性子多重散乱の影響が大きいことがわかった。
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Neutron spectrometry and dosimetry in 100 and 300 MeV quasi-mono-energetic neutron field at RCNP, Osaka University, Japan
Mares, V.*; Trinkl, S.*; 岩元 洋介; 増田 明彦*; 松本 哲郎*; 萩原 雅之*; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 嶋 達志*; 中村 尚司*
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.08020_1 - 08020_3, 2017/09
大阪大学RCNPの準単色中性子場において、広いエネルギー範囲に対応した$$^{3}$$He比例計数管付属の改良型ボナー球スペクトロメータ(ERBSS)の応答特性を検証した。実験では、100及び300MeVの陽子ビームによる$$^{7}$$Li(p,n)$$^{7}$$Be反応で生成される96及び293MeVの準単色中性子のうち、0度と25度方向に生成する中性子を100m飛行時間(TOF)トンネルへ導き、ターゲットから35mの位置で中性子測定を行った。ERBSSによる波高データからアンフォールディングコードMSANDBを用いて、熱領域から数百MeVのエネルギースペクトルを導出した。また、同じ場所における液体有機シンチレータとTOF法を用いた測定により、3MeV以上の中性子エネルギースペクトルを導出した。その結果、ERBSSによる結果は、中性子エネルギー5MeV以上において、TOFによる中性子エネルギースペクトルとよく一致し、両手法で得られたエネルギースペクトルに基づく周辺線量当量H$$^{*}$$(10)の値はよく一致した。
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Evaluation of neutron total and capture cross sections on $$^{99}$$Tc in the unresolved resonance region
岩本 信之; 片渕 竜也*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02049_1 - 02049_4, 2017/09
The reliable nuclear data on Technetium-99 ($$^{99}$$Tc) are indispensable for wide energy range up to a few MeV, in order to develop environmental load reducing technology. Nevertheless, it is found that the total cross sections of evaluated libraries show large difference in the energies above the resolved resonance to 1 MeV due to no available experimental data. The total cross section was calculated by the coupled-channels optical model. In order to constrain the total cross section in the unresolved resonance region we adopted neutron strength function derived from the resolved resonance data of JENDL-4.0, together with experimental data above 1 MeV. The calculation of capture cross section was done by using the CCONE code. The resonance spacing was derived from the resonance data and used to fix the level density parameter. The present evaluation suggests that the total cross section is different from that of JENDL-4.0. In this presentation, the obtained total and capture cross sections will be compared and discussed with those of evaluated libraries.
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Inter-comparison of Dose Distributions Calculated by FLUKA, GEANT4, MCNP, and PHITS for Proton Therapy
Yang, Z.-Y.*; Tsai, P.-E.; Lee, S.-C.*; Liu, Y.-C.*; Chen, C.-C.*; 佐藤 達彦; Sheu, R.-J.*
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.04011_1 - 04011_8, 2017/09
広く普及している4つの放射線挙動解析コードGEANT4, FLUKA, MCNPX及びPHITSについて、ペンシルビーム照射条件により陽子治療計画への適用性を検証した。最初の条件として、水ファントムへの単色陽子照射を仮定し、各コードによる深度線量曲線の積分値(IDDCs)を比較した。2つ目のケースとして、エネルギーが分布する陽子ビーム照射に関するIDDCsを検証した。これらの結果は、米国ニュージャージのProCure陽子治療センターにおける実験結果と比較した。実測値に対する各コードによる結果は一定でなく、ファントム中の浅い領域やBraggピーク付近で線量の計算値で差が生じることを確認した。この他、3つ目ケースとして、拡大ブラッグピーク(SOBP)の調査を進めている。
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JENDL-4.0/HE benchmark test with concrete and iron shielding experiments at JAEA/TIARA
今野 力; 松田 規宏; 権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*
EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.01024_1 - 01024_6, 2017/09
2015年11月に公開されたJENDL-4.0/HEの中性子入射データベンチマークテストとして、原子力機構TIARAでの40MeV、65MeV準単色中性子によるコンクリートと鉄の遮蔽実験の解析を行った。解析には、モンテカルロコードNCNP-5とNJOY2012で作成したJENDL-4.0/HEのACEファイルを用いた。その結果、JENDL-4.0/HEを用いた計算はコンクリート遮蔽実験をよく再現するものの、鉄遮蔽実験を過小評価することがわかった。核データを詳細に調べた結果、JENDL-4.0/HEの$$^{56}$$Feの弾性散乱外断面積が65MeV付近で大きく、これが鉄遮蔽実験での過小評価の原因であると考えられる。
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Characterization of the n_TOF EAR-2 neutron beam
Chen, Y. H.*; Tassan-Got, L.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他130名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03020_1 - 03020_4, 2017/09
CERNの中性子飛行時間測定施設において、長い中性子飛行距離を有する第1実験室に加え、短い中性子飛行距離位置に第2実験室を設計・建設した。パラレル・プレート・アバランチェ・カウンター(PPAC)を用いて、第2実験室における中性子ビームの空間的広がり及びエネルギー分布を測定した。また、第1実験室で観測され時間校正に使用されてきた$$gamma$$線フラッシュは観測されないという知見が得られ、本観測結果に基づき、$$gamma$$線フラッシュの物理的起源に関する考察結果を示した。
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The $$^{33}$$S(n, $$alpha$$)$$^{30}$$Si cross section measurement at n_TOF-EAR2 (CERN); From 0.01 eV to the resonance region
Sabat$'e$-Gilarte, M.*; Praena, J.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.08004_1 - 08004_4, 2017/09
CERNのn_TOF第2実験室において、$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)を標準断面積として用い、$$^{33}$$S(n, $$alpha$$)$$^{30}$$Si反応断面積を測定した。本実験室では初めてとなる0.01eVから100keVまでの実験データを取得し、本データより0.01eVから10keVまでの中性子断面積を導出した。本反応は、$$^{10}$$B(n, $$alpha$$)反応とともに放射線療法への利用が期待されているが、従来報告された断面積値間には大きな差異がある。本研究により導出した断面積は、信頼性ある断面積評価に反映されることが期待される。
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Dissemination of data measured at the CERN n_TOF facility
Dupont, E.*; 大塚 直彦*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他224名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.07002_1 - 07002_4, 2017/09
CERNのn_TOF中性子飛行時間測定施設は、高品質の核データを熱エネルギーから数百MeVまでのエネルギー範囲で測定するために利用されている。CERNのデータ公開ポリシーに従い、核物理、宇宙核物理、原子力技術分野の広いコミュニティーに対し取得データを提供するため、n_TOF国際共同研究により取得されたデータは、標準的なフォーマットでの公開を目指している。本論文では、n_TOF国際共同研究によりこれまでに得られた様々なデータ及び関連情報を集約するとともに、国際的標準フォーマットであるEXFOR形式での整備状況について報告する。
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New measurement of the $$^{242}$$Pu(n, $$gamma$$) cross section at n_TOF-EAR1 for MOX fuels; Preliminary results in the RRR
Lerendegui-Marco, J.*; Guerrero, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他115名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11045_1 - 11045_4, 2017/09
軽水炉及び高速炉でのMOX燃料利用にあたり、高精度の中性子捕獲断面積及び核分裂断面積が必要とされており、NEAの専門家会合WPEC-26の報告書によれば、特に$$^{242}$$Puの中性子捕獲断面積について、500eVから500keVのエネルギー領域に対して7$$sim$$12%の精度が必要とされている。しかしながら、keV領域の測定値としては、不確かさが約35%と大きな1970年代のデータしかこの40年間存在しなかった。本論文では、n_TOF施設の第1実験室において測定実験を実施し、取得したデータを解析して得られた個々の中性子共鳴パラメータ及びその平均値について暫定結果を示す。
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The Measurement programme at the neutron time-of-flight facility n_TOF at CERN
Gunsing, F.*; Aberle, O.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他147名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11002_1 - 11002_6, 2017/09
CERNのn_TOF中性子飛行時間測定施設は、2001年の事業開始以来、数多くの実験データ取得に利用されてきた。長期に渡り利用された中性子飛行距離185mの第1実験室に加え、2014年からは中性子飛行距離20mの第2実験室が利用可能となり、施設の測定能力が大幅に向上した。n_TOF施設における核データ測定研究活動について総括的に報告する。
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Measurement of the $$^{240}$$Pu(n,f) cross-section at the CERN n_TOF facility; First results from experimental area II (EAR-2)
Stamatopoulos, A.*; Tsinganis, A.*; Colonna, N.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他126名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.04030_1 - 04030_4, 2017/09
The accurate knowledge of the neutron-induced fission cross-sections of actinides and other isotopes involved in the nuclear fuel cycle is essential for the design of advanced nuclear systems, such as Generation-IV nuclear reactors. Such experimental data can also provide the necessary feedback for the adjustment of nuclear model parameters used in the evaluation process, resulting in the further development of nuclear fission models. In the present work, the $$^{240}$$Pu(n,f) cross-section was measured at CERN n_TOF facility relative to the well-known $$^{235}$$U(n,f) cross section, over a wide range of neutron energies, from meV to almost MeV, using the time-of-flight technique and a set-up based on Micromegas detectors. This measurement was the first experiment to be performed at n_TOF new experimental area (EAR-2), which offers a significantly higher neutron flux compared to the already existing experimental area (EAR-1).Preliminary results as well as the experimental procedure, including a description of the facility and the data handling and analysis, are presented.
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Monte Carlo simulations of the n_TOF lead spallation target with the Geant4 toolkit; A Benchmark study
Lerendegui-Marco, J.*; Cort$'e$s-Giraldo, M. A.*; Guerrero, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他114名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03030_1 - 03030_4, 2017/09
Monte Carlo (MC) simulations are an essential tool to determine fundamental features of a neutron beam, such as the neutron flux or the $$gamma$$ ray background, that sometimes can not be measured or at least not in every position or energy range. Until recently, the most widely used MC codes in this field had been MCNPX and FLUKA. However, the Geant4 toolkit has also become a competitive code for the transport of neutrons after the development of the native Geant4 format for neutron data libraries, G4NDL. In this context, we present the Geant4 simulations of the neutron spallation target of the n TOF facility at CERN, done with version 10.1.1 of the toolkit. The first goal was the validation of the intra-nuclear cascade models implemented in the code using, as benchmark, the characteristics of the neutron beam measured at the first experimental area (EAR1), especially the neutron flux and energy distribution, and the time distribution of neutrons of equal kinetic energy, the so-called Resolution Function. The second goal was the development of a Monte Carlo tool aimed to provide useful calculations for both the analysis and planning of the upcoming measurements at the new experimental area (EAR2) of the facility.
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$$^7$$Be(n,$$alpha$$) and $$^7$$Be(n,p) cross-section measurement for the cosmological lithium problem at the n_TOF facility at CERN
Barbagallo, M.*; Colonna, N.*; Aberle, O.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他125名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.01012_1 - 01012_4, 2017/09
The Cosmological Lithium Problem refers to the large discrepancy between the abundance of primordial $$^7$$Li predicted by the standard theory of Big Bang Nucleosynthesis and the value inferred from the so-called "Spite plateau" in halo stars. A possible explanation for this longstanding puzzle in Nuclear Astrophysics is related to the incorrect estimation of the destruction rate of $$^7$$Be, which is responsible for the production of 95% of primordial Lithium. While charged-particle induced reactions have mostly been ruled out, data on the $$^7$$Be(n,$$alpha$$) and $$^7$$Be(n,p) reactions are scarce or completely missing, so that a large uncertainty still affects the abundance of $$^7$$Li predicted by the standard theory of Big Bang Nucleosynthesis. Both reactions have been measured at the n_TOF facility at CERN, providing for the first time data in a wide neutron energy range._1
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The n_TOF facility; Neutron beams for challenging future measurements at CERN
Chiaveri, E.*; Aberle, O.*; Andrzejewski, J.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他111名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03001_1 - 03001_4, 2017/09
The CERN n_TOF neutron beam facility is characterized by a very high instantaneous neutron flux, excellent TOF resolution at the 185m long flight path (EAR-1), low intrinsic background and coverage of a wide range of neutron energies, from thermal to a few GeV. The overall efficiency of the experimental program and the range of possible measurements has been expanded with the construction of a second experimental area (EAR-2), located 20m on the vertical of the n_TOF spallation target. This upgrade, which benefits from a neutron flux 30 times higher than in EAR-1, provides a substantial extension in measurement capabilities, opening the possibility to collect data on neutron cross-section of isotopes with short half-lives or available in very small amounts. We will discuss the innovative features of the EAR-2 neutron beam that make possible to perform very challenging measurements on short-lived radioisotopes or sub-mg samples, out of reach up to now at other neutron facilities around the world. Finally, the future perspectives of the facility will be presented.
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Time-of-flight and activation experiments on $$^{147}$$Pm and $$^{171}$$Tm for astrophysics
Guerrero, C.*; Lerendegui-Marco, J.*; Domingo-Pardo, C.*; 原田 秀郎; 木村 敦; n_TOF Collaboration*; 他113名*
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.01007_1 - 01007_4, 2017/09
The neutron capture cross section of several key unstable isotopes acting as branching points in the s-process are crucial for stellar nucleosynthesis studies, but they are very challenging to measure due to the difficult production of sufficient sample material, the high activity of the resulting samples, and the actual (n,$$gamma$$) measurement, for which high neutron fluxes and effective background rejection capabilities are required. Capture cross section of $$^{147}$$Pm and $$^{171}$$Tm have been measured for time-of-flight measurements at the CERN n_TOF facility using the 19 and 185m beam lines. Activation experiments on the same $$^{147}$$Pm and $$^{171}$$Tm targets with a high-intensity 30 keV quasi-Maxwellian flux of neutrons will be performed using the SARAF accelerator and the Liquid-Lithium Target (LiLiT) in order to extract the corresponding Maxwellian Average Cross Section (MACS). The status of these experiments and preliminary results will be presented and discussed as well.
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The CIELO collaboration; Progress in international evaluations of neutron reactions on Oxygen, Iron, Uranium and Plutonium
Chadwick, M. B.*; Capote, R.*; Trkov, A.*; Kahler, A. C.*; Herman, M. W.*; Brown, D. A.*; Hale, G. M.*; Pigni, M.*; Dunn, M.*; Leal, L.*; et al.
EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.02001_1 - 02001_9, 2017/09
CIELO共同研究では中性子断面積データの改善及びこれまでの評価で見られた断面積の不一致を解決することを目的として、原子力の臨界性に大きな影響を与える5核種($$^{16}$$O, $$^{56}$$Fe, $$^{235,238}$$U, $$^{239}$$Pu)の中性子断面積を評価している。この国際パイロットプロジェクトでは、経済協力開発機構・原子力機関・核データ評価国際協力ワーキングパーティに設置されたサブグループ40の下でIAEAからのサポートを受けて、実験並びに理論的な研究を活発に実施している。これらの研究を通じて測定データを精度よく反映し、さらに臨界性に関する積分テストで良い結果を示す新しい評価済ライブラリを開発している。
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An Evaluation method of reflectance spectra to be obtained by Hayabusa2 Near-Infrared Spectrometer (NIRS3) based on laboratory measurements of carbonaceous chondrites
松岡 萌*; 中村 智樹*; 大澤 崇人; 岩田 隆浩*; 北里 宏平*; 安部 正真*; 仲内 悠祐*; 荒井 武彦*; 小松 睦美*; 廣井 孝弘*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 69(1), p.120_1 - 120_12, 2017/09
 パーセンタイル:100(Geosciences, Multidisciplinary)
はやぶさ2に搭載されている近赤外分光計(NIRS3)の地上テストを行なってスペクトルの補正と評価の手法を確立した。粉末状にした炭素質隕石を試料として、FTIRで測定したスペクトルとの比較からNIRS3のスペクトルの補正方法を2つ提案した。また得られた反射スペクトルから小惑星表面の化学的分類方法について提案した。
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Prediction of chemical effects of Mo and B on the Cs chemisorption onto stainless steel
Di Lemma, F. G.; 山下 真一郎; 三輪 周平; 中島 邦久; 逢坂 正彦
Energy Procedia, 127, p.29 - 34, 2017/09
シビアアクシデント時における炉内のステンレス鋼へのセシウム(Cs)化学吸着挙動に関して、Csと化合物を形成すると考えられるモリブデン(Mo)及びホウ素(B)の影響を評価した。化学平衡計算を用いてCs化学吸着により生成される化合物の安定性を評価し、Mo及びBの影響を予測した。Moが存在する場合、一部はCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$として吸着する可能性が示された。一方、Cs化学吸着に与えるBの影響は小さいことが示された。以上の予測結果より、今後の研究においてMoの影響に対する考慮が必要であることがわかった。
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Analysis of external surface irregularities on Fukushima-derived fallout particles
Martin, P. G.*; 佐藤 志彦; Griffiths, I.*; Richards, D.*; Scott, T.*
Frontiers in Energy Research (Internet), 5, p.25_1 - 25_9, 2017/09
Three large high radioactivity particulate fragments, each several 100 $$mu$$m in diameter, have been recovered from the region immediately surrounding the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Through the application of high-resolution electron and ion-beam methods, this work has sought to investigate the structure and composition of this fibrous surface morphology. By evaluating this, a potential material source can be determined, alongside important information relating to the conditions/events at the time of the reactor explosions and catastrophic release of radioactive materials. The results of this study show that the fibrous features associated with these large radiocesium-containing particles share a common elemental composition. With respect to the surrounding particle, the fibers are enriched in Si, Cl, and Fe, while depleted in both Zn and Al. Based on composition, these fibers are ascribed to thermal insulating material used within the plant, which was sufficiently heated during the loss of coolant incident at the plant to be incorporated into the molten ejecta material that rapidly solidified upon quenching in air. Elemental analysis of these fibers does not reveal any evidence of leaching or the presence of actinide materials.
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Micro-PIXE analysis on adsorbent of extraction chromatography for MA(III) recovery
高畠 容子; 渡部 創; 小藤 博英; 竹内 正行; 野村 和則; 佐藤 隆博*
International Journal of PIXE, 26(3&4), p.73 - 83, 2017/09
次世代再処理ガラス固化技術基盤研究で技術開発を行っている吸着ガラスについて、開発の対象とする抽出クロマトグラフィ技術に用いる吸着材の吸着元素分布情報をマイクロPIXE分析により明らかにすることを検討している。本研究では高レベル放射性廃液の模擬液をカラム法にて吸着並びに吸着/溶離した吸着材を用いて、実使用に即した条件下での吸着材の元素分布情報取得に対するマイクロPIXE技術の適用性評価を行った。検討に供した吸着材はCMPO/SiO$$_{2}$$-P吸着材及びHDEHP/SiO$$_{2}$$-P吸着材であり、分析には高崎量子応用研究所のシングルエンド加速器を用いた。分析結果より、カラム内での吸着バンドの形成や溶離後に吸着材に残留する元素の存在を確認できた。これより、マイクロPIXE分析を吸着材性能の定性的な評価に適用することが期待できた。
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Current situations and discussions in Japan in relation to the new occupational equivalent dose limit for the lens of the eye
横山 須美*; 浜田 信行*; 林田 敏幸*; 辻村 憲雄; 立崎 英夫*; 黒澤 忠弘*; 青天目 州晶*; 大口 裕之*; 大野 和子*; 川浦 稚代*; et al.
Journal of Radiological Protection, 37(3), p.659 - 683, 2017/09
 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)
国際放射線防護委員会が2011年に水晶体の職業等価線量限度を下げることを勧告して以来、多くの議論が様々な国々でなされてきた。この論文は、日本における水晶体の放射線防護の現状と新しい水晶体線量限度の潜在的なインパクトに関する議論をとりまとめる。トピックは水晶体線量限度の歴史的変遷、水晶体の職業被ばくの現状(例えば、医療労働者, 原子力労働者、および福島原子力発電所労働者)と測定、生物学的研究および放射線白内障に関する疫学研究の現状を含んでいる。焦点は日本の状況に置かれているが、そのような情報の共有は他の多くの国々にとって有用になると思われる。
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Work hardening, dislocation structure, and load partitioning in lath-martensite determined by ${it in situ}$ neutron diffraction line profile analysis
Harjo, S.; 川崎 卓郎; 友田 陽*; Gong, W.*; 相澤 一也; Tichy, G.*; Shi, Z.*; Ungar, T.*
Metallurgical and Materials Transactions A, 48(9), p.4080 - 4092, 2017/09
${it in situ}$ neutron diffraction during tensile deformation of lath martensite steel containing 0.22 mass% of carbon, is performed using TAKUMI of J-PARC. The diffraction peaks at plastically deformed states exhibit asymmetries as the reflection of redistributions of the stress and dislocation densities/arrangements in lath-packets where the dislocation glides are favorable (soft packet) and unfavorable (hard packet). The dislocation density is as high as 10$$^{15}$$ m$$^{-2}$$ at the as-quenched state, and then during tensile straining, the load and the dislocation density become different between the two lath-packets. The dislocation character and arrangement vary also in the hard packet, but hardly change in the soft packet. The hard packet plays an important role in the high work hardening in martensite, which could be understood by taking into account not only the increase of the dislocation density but also the change in dislocation arrangement.
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Electronic structures of U$$X_3$$ ($$X$$=Al, Ga, and In) studied by photoelectron spectroscopy
藤森 伸一; 小畠 雅明; 竹田 幸治; 岡根 哲夫; 斎藤 祐児; 藤森 淳; 山上 浩志; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*
Physical Review B, 96(11), p.115126_1 - 115126_10, 2017/09
 パーセンタイル:100(Physics, Condensed Matter)
The electronic structures of U$$X_3$$ ($$X$$=Al, Ga, and In) were studied by photoelectron spectroscopy to understand the the relationship between their electronic structure and magnetic properties. The band structures and Fermi surfaces of UAl$$_3$$ and UGa$$_3$$ were revealed experimentally by angle-resolved photoelectron spectroscopy (ARPES), and they were compared with the result of band structure calculations. The topologies of the Fermi surfaces and the band structures of UAl$$_3$$ and UGa$$_3$$ were explained reasonably well by the calculation, although bands near the Fermi level ($$E_mathrm{F}$$) were renormalized owing to the finite electron correlation effect. The topologies of the Fermi surfaces of UAl$$_3$$ and UGa$$_3$$ are very similar to each other, except for some minor differences. Such minor differences in their Fermi surface or electron correlation effect might take an essential role in their magnetism.
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Experimental study on outer surface cooling of containment vessel by using CIGMA
柴本 泰照; 石垣 将宏; 安部 諭; 与能本 泰介
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 14 Pages, 2017/09
The present paper introduces the recent outcome from the CIGMA experiments regarding containment vessel cooling, in which an external side of a vessel upper head was flooded by water. The test vessel was initially pressurized by steam and noncondensable gas (air and/or helium), and was subsequently cooled by pouring water to the outside of the vessel top. Similar experiments were performed by authors using air-steam binary system in the previous study, which showed several characteristic phenomena such as inverse temperature stratification. The experimental conditions were extended systematically in this study to investigate the effects of initial gas composition and distribution in a vessel. The measurement results indicated that natural circulation was significantly affected by distributions of each gas species. In particular, it was enhanced when the gas density became heavier after condensation on the vessel inner wall, while it was suppressed when the gas density became lighter, creating density stratification with helium-rich gas in the upper region. The results are explained by the simplified model.
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An Experimental study on the fragmentation and accompanying cooling behaviors of a simulated molten oxide fuel penetrating into a sodium pool
松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/09
ナトリウム中に流出した液柱状の溶融炉心物質の微粒化及びそれに伴う冷却挙動を解明するため、溶融炉心模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験の結果を分析した。本分析の結果、溶融アルミナの液柱はナトリウム中を数十センチメートル程度の距離まで浸入すると微粒化によって崩壊するが、スティール構造物に与える熱的負荷を無視できる程度まで冷却されるためには、液柱崩壊までの距離(微粒化距離)に加え、有意な冷却距離を要することを把握した。すなわち、原子炉容器内下部構造への熱負荷低減の観点からは、微粒化距離のみならず冷却距離の評価が必要である。
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Development of experimental and analytical technologies for fission product chemistry under LWR severe accident condition
宮原 直哉; 三輪 周平; 中島 邦久; 逢坂 正彦
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09
本発表は、核分裂生成物(FP)の化学挙動データベースを作成するために必要な、FPの放出移行挙動を再現するための実験装置と、その実験結果を解析するための解析ツールを開発したことを報告するものである。開発した実験装置(TeRRa)を用いてFPの放出移行挙動を再現できることを確認するため、CsIを用いた性能確認試験を実施した。その結果、エアロゾルの生成、成長、沈着といった代表的な放出移行挙動が良く再現できることを確認した。解析ツールはCFDコードであるANSYS-FLUENTをベースに、いくつかのモデルを追加することにより開発した。開発した解析ツールの性能を確認するため、水蒸気雰囲気でのCsI加熱実験を模擬した試解析を実施した結果、追加したモデルが適切に機能していることを確認した。
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Effect of oxidizing metallic ions on corrosion of stainless steel during concentration process simulating High-level Activity Liquid Waste (HALW) concentrator
入澤 恵理子; 加藤 千明; 鴨志田 美智雄*; 袴塚 保之*; 上野 文義; 山本 正弘
Proceedings of European Corrosion Congress 2017 (EUROCORR 2017) and 20th ICC & Process Safety Congress 2017 (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09
In the PUREX method for reprocessing of nuclear spent fuels, the HNO$$_{3}$$ media with high concentration is heated up to boiling point to dissolve fuels. The process solutions containing oxidizing metallic ions dissolved from spent fuels are very corrosive because of these high oxidizing activities, and the corrosion problem have appeared on the stainless steel concentrators and evaporators such as the intergranular corrosion of stainless steel. We focused how the change of solution composition and temperature on the corrosion rate of stainless steel under the operation condition of High-level Active Liquid West concentrator of reprocessing plant in Japan. The corrosion immersion tests and the electrochemical measurements were performed using R-SUS304ULC as stainless steel test samples and the HNO$$_{3}$$ solutions containing following oxidizing metallic ions. The corrosion rate increased caused by increasing of the HNO$$_{3}$$ and metallic ions concentration. The cathodic polarization curves showed that the current density increased with increasing of the concentration of HNO$$_{3}$$ and metallic ions. Moreover, the results showed that the contribution of Ru and V which can maintain the acceleration effect on the corrosion because of high re-oxidation rate after the reductant with the corrosion reaction in the solution.
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Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident
日高 昭秀; 横山 裕也
Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09
福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B$$_{4}$$C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがB$$_{4}$$C起源のH$$_{3}$$BO$$_{3}$$と反応して生成するCsBO$$_{2}$$が再蒸発したことが原因であること、また、CsBO$$_{2}$$は環境中に放出後、逆反応を起こし、H$$_{3}$$BO$$_{3}$$が水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。
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Beam-based compensation of extracted-beam displacement caused by field ringing of pulsed kicker magnets in the 3 GeV rapid cycling synchrotron of the Japan Proton Accelerator Research Complex
原田 寛之; Saha, P. K.; 田村 文彦; 明午 伸一郎; 發知 英明; 林 直樹; 金正 倫計; 長谷川 和男
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2017(9), p.093G01_1 - 093G01_16, 2017/09
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、設計出力1MWの大強度陽子加速器である。このRCSで3GeVまで加速された陽子ビームは、リング内の8台のパルスキッカー電磁石で取り出しラインへ導き、物質生命科学実験施設や後段の加速器へ供給されている。しかしながら、この電磁石の電磁回路的なリンギングにより時間的な磁場変調を生じており、取り出しビームが大きく変動していた。この変動は、中性子源標的の故障リスクの増大や後段加速器のビーム損失の増大を生じ、大きな課題である。特別な短パルスビームと各電磁石のタイミングスキャンを行い、取り出しビームの位置変動を測定することで、この磁場変調を実測し把握した。それを用いて各電磁石の磁場変調を抑制する最適なタイミングを求め、適用することで装置の改造を行うことなく要求以上の精度のビーム取り出しを実現した。さらにタイミングのずれを自動で測定し補正するシステムを導入し、安定化も実現した。この論文では、手法や成果を報告する。
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福島第一原子力発電所事故後の福島県北で放射性セシウムに汚染されたサクラ粗皮の除去による除染
杉浦 広幸*; 酒井 創*; 佐藤 志彦; 末木 啓介*
Radioisotopes, 66(9), p.311 - 319, 2017/09
福島県北の福島市と伊達市で、サクラ粗皮の$$^{137}$$Cs濃度を定量的方法で調査し、付着状況と除染効果について、GMサーベイメーターによる測定とオートラジオグラフィ法により調査した。2015年に福島市で採取したサクラの粗皮の1mm断片の$$^{137}$$Cs濃度は、最高254$$pm$$0.4kBq/kgであった。2011年に高圧洗浄したサクラ粗皮を2014年に採取すると、$$^{137}$$Cs濃度は無庶路の半分以下の22.2$$pm$$0.2kBq/kgであった。オートラジオグラフィーを取得すると、サクラに触れる作業に用いた手袋に、汚染の付着が確認された。サクラ粗皮を金属のこてと金属ブラシで削り取ったところ1,010$$pm$$15cpmであった場所が、95$$pm$$2cpmに低下し、イメージングプレート法でもスポットが大幅に減少していた。
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Atomic-scale visualization of surface-assisted orbital order
Kim, H.*; 吉田 靖雄*; Lee, C.-C.*; Chang, T.-R.*; Jeng, H.-T.*; Lin, H.*; 芳賀 芳範; Fisk, Z.*; 長谷川 幸雄*
Science Advances, 3(9), p.eeao0362_1 - eeao0362_5, 2017/09
We report a first, real-space, imaging of an orbital ordered structure on a cobalt-terminated surface of the well-studied heavy fermion compound CeCoIn$$_5$$. Within small tip-sample distances, the cobalt atoms on a cleaved (001) surface take on dumbbell shapes alternatingly aligned in the [100] and [010] directions in scanning tunneling microscopy topographies. First-principles calculations reveal that this staggered orbital order is triggered by enhanced on-site Coulomb interaction at the surface.
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幌延深地層研究センターの350m調査坑道における掘削損傷領域の解析的評価
青柳 和平; 石井 英一
資源・素材講演集(インターネット), 4(2), 7 Pages, 2017/09
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、処分坑道等の地下施設の掘削による応力再配分の影響により、坑道壁面周辺岩盤の水理・力学特性が顕著に変化する領域が生じる。このような領域を掘削損傷領域(Excavation Damaged Zone: EDZ)と呼ぶ。幌延深地層研究センターの350m調査坑道では、堆積軟岩である珪質泥岩を対象として、ボアホール・テレビューア観察、コア観察および透水試験を行い、坑道周辺のEDZの水理・力学特性を調査している。試験結果から、坑道掘削に起因して生じた引張割れ目の発達と透水係数の増大が認められたことから、坑道から0.2$$sim$$1.0mの範囲にEDZが発生したと推定した。これを理論的に検証するために、二次元の水理・力学連成解析を実施した。解析では、坑道掘削直後は掘削解放面を非排水条件、支保工設置後は排水条件とした。この結果、壁面から0.6$$sim$$1.4mの範囲まで引張破壊が生じる結果となり、原位置で観測されたEDZの範囲と概ね整合する結果が得られた。また、坑道掘削時の非排水挙動に伴う有効応力の低下が、原位置で確認された引張割れ目の形成や発達に寄与していることが示された。以上のことから、連成解析により、原位置のEDZの発生メカニズムを把握することができた。
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Performance degradation of candidate accident-tolerant cladding under corrosive environment
永瀬 文久; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Corrosion Reviews, 35(3), p.129 - 140, 2017/08
福島第一原子力発電所事故の教訓として、従来のジルコニウム合金に比べ事故耐性を高めた新型燃料被覆管の開発が進められている。本論文は、事故耐性燃料被覆管開発の進捗をレビューするとともに、軽水炉燃料を設計する上で考慮すべき様々な腐食環境における性能劣化に焦点を当て解決すべき課題をまとめた。
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高温高圧下での鉄-ケイ酸塩-水系の中性子回折その場観察
飯塚 理子*; 八木 健彦*; 後藤 弘匡*; 奥地 拓生*; 服部 高典; 佐野 亜沙美
波紋, 27(3), p.104 - 108, 2017/08
水素は太陽系で最も豊富にある元素で、地球核に含まれる軽元素の最も有力な候補である。しかしながら水素は、X線では見えないこと、常圧下では鉄から簡単に抜け出てしまうことから、その溶解量やプロセスは未知である。本研究では、J-PARCのPLANETを用い、鉄-含水鉱物系の高温高圧下中性子その場観察実験を行った。その結果、約4GPaで含水鉱物の分解によって生じた水が鉄と反応し鉄酸化物と鉄水素化物を生成することを確認した。この時生じた鉄水素化物は、さらに温度を挙げても安定であった。この反応は1000Kで起きたが、その他の物質に関して融解は起きなかった。このことは、地球形成期初期に水素が、他の軽元素に先んじて鉄に溶けることを示唆している。
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Uplift and denudation history of the Akaishi Range, a thrust block formed by arc-arc collision in central Japan; Insights from low-temperature thermochronometry and thermokinematic modeling
末岡 茂; 池田 安隆*; 狩野 謙一*; 堤 浩之*; 田上 高広*; Kohn, B. P.*; 長谷部 徳子*; 田村 明弘*; 荒井 章司*; 柴田 健二*
Journal of Geophysical Research; Solid Earth, 122(8), p.6787 - 6810, 2017/08
複数の熱年代学的手法とthermo-kinematicモデリングを用いて赤石山脈の削剥史を検討した。熱年代は東に向かって系統的に若返り、赤石山脈北部は東縁に分布する糸魚川-静岡構造線の活動によって隆起した可能性が示唆された。Thermo-kinematicモデリングによって詳細な検討を加えた結果、糸魚川-静岡構造線の変位速度が5-10mm/yr、傾斜が27-45度、デコルマ深度が20-25kmのとき、熱年代測定結果と既存の地形・地球物理データを矛盾なく説明できることが確認できた。隆起速度と削剥速度は約4mm/yrと推定された。一方、赤石山脈南部は、先行研究による少数の熱年代データは北部と異なる値を示しているほか、地形・地質構造等の違いを考慮すると、北部とは別の時期・メカニズムによって隆起している可能性がある。
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福井県における原子力機構によるレーザー研究開発と産業振興
古澤 彰憲; 竹仲 佑介*; 西村 昭彦; 水谷 春樹; 村松 壽晴
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.479 - 480, 2017/08
本報告では、日本原子力機構福井支部における、レーザー応用研究と産業振興について述べる。産業振興はプラント保全保守技術の発展および廃炉技術の確立のため不可避であり、長期的な視点をもって戦略的に取り組むべき課題である。日本原子力機構福井支部ではその視点に基づいてこれまでに、産業振興と産業界との技術交流を促進する公開セミナー活動を行ってきた。ここでは平成29年度における同セミナーで紹介した課題のうち特にレーザー応用研究開発に関するものの紹介を行い、最後に我々の目指すところと重要な視点について述べる。
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Quantum phase transitions driven by rhombic-type single-ion anisotropy in the $$S$$=1 Haldane chain
Tzeng, Y.-C.*; 大西 弘明; 大久保 毅*; Kao, Y.-J.*
Physical Review B, 96(6), p.060404_1 - 060404_7, 2017/08
 パーセンタイル:100(Physics, Condensed Matter)
The spin-1 Haldane chain is an example of the symmetry-protected-topological (SPT) phase in one dimension. Experimental realization of the spin chain materials usually involves both the uniaxial-type, $$D(S^z)^2$$, and the rhombic-type, $$E[(S^x)^2-(S^y)^2]$$, single-ion anisotropies. Here, we provide a precise ground-state phase diagram for a spin-1 Haldane chain with these single-ion anisotropies. Using quantum numbers, we find that the $$Z_2$$ symmetry breaking phase can be characterized by double degeneracy in the entanglement spectrum. Topological quantum phase transitions take place on particular paths in the phase diagram, from the Haldane phase to the large-$$E_x$$, large-$$E_y$$, or large-$$D$$ phases. The topological critical points are determined by the level spectroscopy method with a newly developed parity technique in the density matrix renormalization group, and the Haldane-large-$$D$$ critical point is obtained with an unprecedented precision, $$(D/J)_c$$=0.9684713(1). Close to this critical point, a small rhombic single-ion anisotropy $$|E|/Jll1$$ can destroy the Haldane phase and bring the system into a $$y$$-N$'e$el phase. We propose that the compound [Ni(HF$$_2$$)(3-Clpy)$$_4$$]BF$$_4$$ is a candidate system to search for the $$y$$-N$'e$el phase.
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Solvent extraction of uranium with ${it N}$,${it N}$-di(2-ethylhexyl)octanamide from nitric acid medium
筒井 菜緒; 伴 康俊; 佐川 浩; 石井 翔; 松村 達郎
Solvent Extraction and Ion Exchange, 35(6), p.439 - 449, 2017/08
${it N}$,${it N}$-ジ(2-エチルヘキシル)オクタンアミド(DEHOA)による硝酸溶液中のウランに対する単段のバッチ抽出試験を行い、U(VI)の分配比計算式として$${it D}_{rm U}$$ = 1.1$$[rm NO^{-}_{3}]^{1.6}_{rm aq}[{rm DEHOA}]^{2}_{rm org}$$を導出した。硝酸の分配についても評価を行い、分配比計算式として$${it D}_{rm H}$$ = 0.12$$[rm H^{+}]^{0.76}_{rm aq}[{rm DEHOA_{rm Free}}]_{rm H}$$を得た。さらに、DEHOAのU(VI)抽出の時間依存性及びU(VI)負荷容量評価のためのバッチ試験も行った。DEHOAによるU(VI)抽出は数分以内に抽出平衡に達し、DEHOAと硝酸の濃度がそれぞれ1.5及び3Mのときの負荷容量は0.71Mであった。
81
Experimental study on behaviours of two-ply bellows subjected to pressure and displacement loads
月森 和之; 安藤 勝訓; 矢田 浩基; 一宮 正和*; 安濃田 良成*; 荒川 学*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
2層ベローズは層間の摩擦の影響があるため、解析上の取り扱いが1層ベローズよりも難しい。本研究では、2層ベローズと1層ベローズに対する内圧をパラメータとしたバネ定数試験を実施し、2層ベローズのバネ定数は、内圧によらず1層ベローズのほぼ2倍であることを実験的に明らかにした。また、2層と1層のベローズ両方でインプレーン座屈が観察された。両者の変形挙動は類似していたが、2層ベローズの座屈圧力は1層ベローズのほぼ2倍であった。これらは層間の摩擦を無視できることを意味しており、2層ベローズの解析においては半分の圧力負荷の1層ベローズに置き換えることができることを明らかにした。
82
Creep damage evaluations for BWR lower head in severe accident
勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 逢坂 正彦
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/08
東電福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、重大事故時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法を整備した。本研究では、事故シナリオの違いを想定し、溶融デブリの深さや発熱位置の違いが破損位置に及ぼす影響について評価した。その結果、BWR下部ヘッドの破損やデブリの流出は、貫通部における制御棒案内管やスタブ管で生じることを示した。
83
Evaluation of local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact of soft missile
西田 明美; 太田 良巳*; 坪田 張二; Li, Y.
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて 多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する評価式を提案することを目的とする。本論文では、既往の衝撃実験結果のシミュレーション解析により妥当性が確認されたシミュレーション手法を用いて、柔飛翔体の斜め衝突を受ける鉄筋コンクリート版の局部損傷シミュレーションを実施し、衝突角度と衝突速度の違いによる局部損傷の低減効果やエネルギー分担率の違い等について得られた知見を報告する。
84
Method for detecting optimal seismic intensity index utilized for ground motion generation in seismic PRA
五十嵐 さやか*; 坂本 成弘*; 宇賀田 健*; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
原子力施設の安全性向上評価の高度化、信頼性向上を目的として、断層モデルに基づく時刻歴地震波群(ハザード適合地震波)を用いて対象敷地の地震ハザードを評価する手法が提案されている。地震波群は、震源特性の不確定性をモンテカルロシミュレーションを用いて多数作成する必要があるため、非常に解析負荷が大きいのが課題のひとつとなっている。本研究では、任意の機器システムを有する構造物の地震リスクを、断層モデル地震波群を用いて効率的に実施するために、機器システムの損傷と相関の良い地震動強さ指標を選定し、最終的な地震リスク評価に寄与する震源を対象に断層モデル地震波群を作成する効率化手法を提案した。本報では、給水システムを一例として、システム内の脆弱部が異なる複数のシステムケースを設定し、提案手法の妥当性を検証した結果を報告する。
85
Development of seismic countermeasures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 2; Cliff edges relevant to NPP structure modeling
西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 高田 毅士*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/08
本研究では、原子力プラントの安全性確保のためにプラントをトータルシステムとして取り扱い、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて様々なクリフエッジ状態を特定・定量化し、これらを回避する技術を開発することを目的としている。本稿では、まず建屋システムのモデルデータの整備と予備的弾塑性解析を行った結果、解析で特定されるクリフエッジ状態のモデル化因子依存性について得られた知見を述べる。また、原子炉容器・配管の予備的なフラジリティ評価を行い、水平免震のクリフエッジ回避対策としての有効性について検討した結果について述べる。
86
Uncertainty assessment of structural modeling in the seismic response analysis of nuclear facilities
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/08
本稿では、原子力施設のモデル化手法が地震応答解析結果に与える影響を明らかにするため、多様な入力地震波を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、従来のSRモデルと3次元有限要素モデルにおける建屋の最大加速度応答の違いに着目し、入力地震動強さと建屋床高さと応答結果の関係について得られた知見について報告する。
87
Probing surface distributions of $$alpha$$ clusters in $$^{20}$$Ne via $$alpha$$-transfer reaction
福井 徳朗; 谷口 億宇*; 須原 唯広*; 延与 佳子*; 緒方 一介*
Journal of Physics; Conference Series, 863(1), p.012036_1 - 012036_3, 2017/07
Direct evidence of the $$alpha$$-cluster development has not been obtained yet although it was carried out a number of experimental studies attempting to extract the information of the clustering. We aim to verify the development of the $$alpha$$-cluster structure from observables. As a first application, it is argued how to extract the spatial information of the cluster structure of $$^{20}$$Ne through the cross section of $$^{16}$$O($$^6$$Li,$$d$$)$$^{20}$$Ne. For the analysis of the transfer reaction, we work with the coupled-channels Born approximation (CCBA) approach, in which the breakup effects of $$^6$$Li are taken into account by means of the continuum-discretized coupled-channels method (CDCC). The microscopic cluster model (MCM) with the generator coordinate method (GCM) is adopted to calculate the $$alpha$$-$$^{16}$$O wave function. We show that our calculation gives a significant improvement of the prediction on the transfer cross section to be consistent with experimental data. It is found that the surface region of the cluster wave function is sensitive to the cross section.
88
Room-temperature creep tests under constant load on a TRIP-aided multi-microstructure steel
土田 紀之*; Nagahisa, N.*; Harjo, S.
Materials Science and Engineering A, 700, p.631 - 636, 2017/07
 パーセンタイル:100(Nanoscience & Nanotechnology)
This study investigated room-temperature creep tests using a low-carbon TRIP steel to clarify the TRIP effect on tensile deformation behavior under constant load. Nominal strain and strain rate increased with an increase in applied stress and those were almost stagnated at holding times of about $$3.0 times 10^4$$ s. The volume fractions of deformation-induced martensite ($$alpha'$$) at a given true strain obtained from constant load creep tests were larger than those from tensile tests. From the in situ neutron diffraction experiments during the constant load creep tests, the phase strain of the austenite ($$gamma$$) phase in the creep tests was found to be larger than that in the tensile tests at the same applied stress. This means that the phase strain or true stress of the $$gamma$$ phase in the TRIP steel was associated with the difference in the volume fraction of $$alpha'$$ between the creep and the tensile tests.
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Theory of spin hydrodynamic generation
松尾 衛*; 大沼 悠一; 前川 禎通
Physical Review B, 96(2), p.020401_1 - 020401_5, 2017/07
 被引用回数:2 パーセンタイル:11.07(Physics, Condensed Matter)
流体運動によるスピン流生成現象を理論的に調べた。量子運動論的理論に基いて流体の渦度と結合するスピン拡散方程式を導き、層流及び乱流の渦度勾配からスピン流が生成されることを示した。また、生成されたスピン流は逆スピンホール電圧の測定から検出されることと、層流及び乱流における電圧が、それぞれ流速及び流速の二乗に比例するという理論予測を示した。本研究は、流体スピントロニクスという分野を切り拓くと期待される。
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Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 1; Effect of the debris shape
山下 晋; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
The fuel debris retrieval method without cooling water is proposed as one candidate for decommissioning of the Fukushima Daiichi NPS, since it can reduce the contaminated water. However, there are unknown information and uncertainties to evaluate the temperature distribution in and around the fuel debris. The temperature distribution is affected by the air-cooling performance, therefore, to solve these issues, we have been developing the analysis method to evaluate the air-cooling performance around accumulated debris in the pedestal. A numerical simulation code JUPITER, which is based on a CFD technique and can treat a multi-phase, multi-component thermal-hydraulics, is applied as the basis of the developed method. In this paper, preliminary numerical simulations to evaluate the effects of debris shapes and heat source conditions on free convection were performed. In these simulations, thermal hydraulic behaviors in simplified pedestal region were calculated by developed method. As a result, it was confirmed that the flow pattern of the free convection in the pedestal clearly differed with debris shapes and the temperature distributions were strongly correlated with the velocity fluctuation around the debris surface.
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Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer performance of air around fuel debris, 2; Validation of JUPITER for free convection heat transfer
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have developed an evaluation method based on an original numerical simulation code, JUPITER, to understand the cooling performance. Since the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was conducted to validate the calculation of the turbulent free convection by the JUPITER. The experimental apparatus is composed of a closed test vessel and an upward-facing horizontal heat transfer surface at the bottom of the test vessel. In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the height direction on the steady condition was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution for the height direction near the side wall also was qualitatively good agreement between the JUPITER and the experiment. Therefore, we confirmed that the turbulent free convection calculated by the JUPITER is a qualitatively valid data.
92
Delayed gamma-ray spectroscopy, 1; Development and current status
Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高峰 潤; 小泉 光生; 瀬谷 道夫; Crochemore, J. M.*; Varasano, G.*; Bogucarska, T.*; Abbas, K.*; Pedersen, B.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 6 Pages, 2017/07
原子力機構は、4つのアクティブ法を組合せたNDAシステムの開発をEC-JRCと共同で実施している。遅発$$gamma$$線分光法は核分裂性核種の組成比を決定することができるもので、観測する核分裂生成核種の時間依存型の、高エネルギー$$gamma$$線を、サンプルの複雑な核分裂収率と関連付けて分析するものである。興味のある核分裂性核種比を定量するためには、使用する(小型の持ち運びが可能な)中性子源からの速中性子を、核分裂反応断面積の大きな熱中性子までエネルギーを下げつつ、有意な計数信号を得るためのフラックス強度を必要とする。現在、遅発$$gamma$$線分光法の改良のため、JRC-IspraのPUNITAを含むいくつかの施設での実験が進行中である。これらの中性子フラックス、測定環境等データは、遅発$$gamma$$線分光データの分析を行うモンテカルロ法(逆モンテカルロ法)の開発に使われる。ここでの遅発$$gamma$$線分光法は、その実証に関して、これまでの開発成果である減速系の最適化、実験、逆モンテカルロ法についてまとめる。
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Delayed gamma-ray spectroscopy, 2; Experimental studies for determination of fissile materials ratios
Rossi, F.; 小泉 光生; Rodriguez, D.; 高峰 潤; 瀬谷 道夫; Pedersen, B.*; Crochemore, J. M.*; Abbas, K.*; Bogucarska, T.*; Varasano, G.*
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2017/07
保障措置分野では、高線量核物質の核分裂性核種の組成比の独立検認のために、新たな、改良アクティブ問い掛け法NDA技術が必要とされている。原子力機構とJoint Research Centre (JRC)は、サンプルの核分裂生成核種の崩壊からの遅発$$gamma$$線を測定することで、サンプル中核物質の核分裂性核種比を決める遅発$$gamma$$線分光法を共同で開発している。現在、低線量核物質サンプルを用いた測定がいくつかの施設で行われることとなっている。ここで、長半減期核分裂生成核種からの影響を最小限にするために、低エネルギー$$gamma$$線の遮へいと、3MeVを超える高いエネルギーの$$gamma$$線に注目する必要がある。この測定法では、異なる小型中性子源が使用されるが、いずれにおいても中性子エネルギーを熱エネルギー領域まで減速することが必要である。我々は、減速体及び反射体をMCNPを用いて最適化を進めており、また、問い掛け、移動、測定のシークエンスの最適化も進めている。現在進めている測定では、認証されたU/Puサンプルを使用しており、観測する遅発$$gamma$$線を同位体組成に比例する関連付けが可能となる。この発表では、最適化の状況とともに、U/Puサンプル中の核分裂性核種比決定のための実験キャンペーンを紹介する。
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$$gamma$$-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilities
Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07
再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの$$gamma$$線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの$$gamma$$線を測定する試験が行われた。この発表は、$$gamma$$線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。
95
A Proposal of secure non-destructive detection system of nuclear materials in heavily shielded objects and interior investigation system
瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊
Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2017/07
港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、確実な核物質検知システムの導入、検知物の正確な内部構造把握、及び核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、X線スキャン装置と単色線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを確実な核物質検知システム及び内部検査システムとして、また、取出された核物質部分に関する内部検査機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。
96
NIRS3; The Near Infrared Spectrometer on Hayabusa2
岩田 隆浩*; 北里 宏平*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 荒井 武彦*; 荒井 朋子*; 平田 成*; 廣井 孝弘*; 本田 親寿*; 今栄 直也*; et al.
Space Science Reviews, 208(1-4), p.317 - 337, 2017/07
C型小惑星リュウグウを目指す小惑星探査機ハヤブサ2に搭載された近赤外分光計NIRS3は1.8から3.2ミクロンまでの感度を持つ。NIRS3は小惑星の反射スペクトルを計測することで、3ミクロンバンドに現れる水に起因する吸収を検出することを目的としている。InAsフォトダイオードリニアイメージセンサと188Kでの動作を可能とする受動冷却システムによって、本分光計は十分な感度とダークノイズを達成できる。NIRS3フライトモデルは打ち上げ前に地上で性能評価実験が行われ、小惑星表面の水質変成度を決定できるだけのSN比があることが確認された。小惑星表面の計測では、小惑星の熱変性度や、炭素質コンドライトとの対応関係を明らかにできるだろう。
97
Evaluation of bending strain in Nb$$_{3}$$Sn strands of CIC conductor using neutron diffraction
辺見 努*; Harjo, S.; 梶谷 秀樹*; 諏訪 友音*; 齊藤 徹*; 相澤 一也; 長村 光造*; 小泉 徳潔*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 27(4), p.4200905_1 - 4200905_5, 2017/06
The superconducting property of Nb$$_{3}$$Sn strands is very sensitive to strain. The transverse electromagnetic loading has been considered as a major origin of the degradation of Nb$$_{3}$$Sn cable-in-conduit conductors (CICCs) due to the local bending. Since the bending pitch is around 5 mm due to contacting of strands compacted by the electromagnetic transverse loading, there is a possibility of a large bending strain with small deflection of strands. The bending strain of the strands cannot be evaluated from only the small deflection obtained visually. Measuring bending strain of Nb$$_{3}$$Sn strand in CICCs is important for evaluating the conductor performance. Neutrons, which have a large penetration depth, are a powerful tool to evaluate the internal strain of Nb$$_{3}$$Sn in the CICC. This paper shows that the bending strain in Nb$$_{3}$$Sn strands of CICCs can be determined by the neutron diffraction profile nondestructively and quantitatively.
98
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,5; JENDLの開発状況とV&Vへの要望
岩本 修
核データニュース(インターネット), (117), p.30 - 35, 2017/06
日本原子力学会2017年春の年会の「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」で講演した「JENDLの開発状況とV&Vへの要望」についての概要である。JENDL-4.0の公開後のJENDLの開発状況についてアップデートファイルJENDL-4.0uと次期汎用ファイルJENDL-5、特殊目的ファイルと共に、JENDLの開発において期待するV&Vへの要望について述べる。
99
Investigation for subcriticality adjustment mechanism of LBE-cooled Accelerator-Driven System
大泉 昭人; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 西原 健司; 辻本 和文
NEA/NSC/R(2017)2, p.152 - 160, 2017/06
The JAEA has investigated 800-MWth Accelerator-Driven System (ADS) to transmute minor actinides. One of the most important issues for the ADS development is the design of a beam window which is a boundary of the accelerator and the sub-critical reactor. Since the past shape of the beam window is difficult to fabricate, a hemispherical shape one is considered as a new concept. To realize the hemispherical shape beam window, it is required to decrease the maximum proton beam current. For this purpose, a new concept of sub-criticality adjustment mechanism using control rod (CR) or burnable poison (BP) is investigated. The results of neutronics calculation show that the concepts with boron carbide and tantalum CRs have good property to adjust the sub-criticality. They have a possibility to maintain the proton beam current at 10 mA during the operation, which is a great benefit for the beam window design since the proton beam current becomes half of the previous design. However, it is required to consider CR drive mechanism to keep out of the beam window and related apparatus. For the concept with BP, it is observed that the maximum proton beam current is 17 mA. This value is better than the reference case. Moreover, the BP concept is achieved by just introducing BP without driver mechanism. These concepts are useful to adjust the sub-criticality and mitigate the design condition of the beam window.
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Three-dimensional visualization of methane concentration distribution in tunnels to increase underground safety
名合 牧人*; 本島 貴之*; 宮川 和也; 蟹江 俊仁*; 佐ノ木 哲*
Proceedings of ITA-AITES World Tunnel Congress 2017 (WTC 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
トンネルや地下空洞などの地下構造物を建設する際には、地盤から自然由来のメタンガスが発生し、爆発事故や酸欠事故などの災害が発生する場合がある。このため、安全・法令の両面からメタン等の可燃性ガスを計測管理することは重要である。しかし、従来の固定センサ等による計測では、ガス噴出箇所の面的・立体的分布の把握は難しいという問題があった。そのため、本研究では、レーザー距離計とレーザーメタンセンサを組み合わせ、空間内のメタン濃度分布と空間形状を同時に計測するシステムを開発した。計測したメタン濃度分布を可視化することで、メタンの噴出箇所を特定することができる。開発したシステムを用いて幌延深地層研究センターの地下350m調査坑道においてメタン濃度を計測した結果、従来の固定式センサでは見落とされていた比較的高濃度(数百ppm)のメタン濃度分布が明らかになった。このメタン濃度分布は、主要な断層分布と一致していることから、本研究で開発したシステムの有効性が確認できた。
101
Effect of pressure on magnetism of UIrGe
Pospisil, J.; 郷地 順*; 芳賀 芳範; 本多 史憲*; 上床 美也*; 立岩 尚之; 神戸 振作; 長崎 尚子*; 本間 佳哉*; 山本 悦嗣
Journal of the Physical Society of Japan, 86(4), p.044709_1 - 044709_6, 2017/04
 被引用回数:1 パーセンタイル:21.98(Physics, Multidisciplinary)
The effect of hydrostatic pressure on the electronic state of the antiferromagnet UIrGe is reported. A series of resistivity measurements up to 15 GPa demonstrated the Neel temperature decreases with increasing pressure and vanishes around 12 GPa. The transition from antiferromagnetic to paramagnetic phase appears to be of first order. A moderate increase in the effective mass was detected in the vicinity of the critical pressure.
102
Switching of magnetic ground states across the UIr$$_{1-x}$$Rh$$_x$$Ge alloy system
Pospisil, J.; 芳賀 芳範; 神戸 振作; 徳永 陽; 立岩 尚之; 青木 大*; 本多 史憲*; 仲村 愛*; 本間 佳哉*; 山本 悦嗣; et al.
Physical Review B, 95(15), p.155138_1 - 155138_15, 2017/04
 被引用回数:2 パーセンタイル:11.07(Physics, Condensed Matter)
We investigated the evolution of magnetism in UIr$$_{1-x}$$Rh$$_x$$Ge system by systematic study on high-quality single crystals. We find a field-induced first order transition in the vicinity of the critical magnetic field along the $$b$$ axis in the entire UIr$$_{1-x}$$Rh$$_x$$Ge system, including the ferromagnetic region.
103
Development of an automatic nuclear data validation system VACANCE
多田 健一; 須山 賢也
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 4 Pages, 2017/04
評価済み核データライブラリJENDLの品質と精度向上には、積分実験による核データの妥当性検証が必要である。積分実験を用いた妥当性検証には、多くの手間と時間が必要であり、自動化システムの開発が求められてきた。自動化システムの実現には、核データ処理、積分実験解析及び解析結果の編集が必要となる。これらのうち、核データ処理については原子力機構が開発を進めている国産核データ処理システムFRENDYを用いることで核データ処理の自動化が実現された。そこで本研究では、積分実験解析及び解析結果の編集を自動化させるため、自動核データ検証システムVACANCEを開発した。VACANCEは入力の自動探索機能や編集機能の他に、並列計算機能やリスタート計算機能など、積分実験解析で必要な多くの機能を有している。FRENDYとVACANCEを組み合わせることで、効果的な核データ検証が可能となる。本発表では、VACANCEの機能の概要について報告する。
104
Fabrication and magnetic control of Y$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$ cantilevers
Seo, Y.-J.*; 針井 一哉; 高橋 遼*; 中堂 博之; 大柳 洸一*; Qiu, Z.*; 小野 崇人*; 塩見 雄毅*; 齊藤 英治
Applied Physics Letters, 110(13), p.132409_1 - 132409_4, 2017/03
 パーセンタイル:100(Physics, Applied)
フェリ磁性体であるY$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$を用いたサブミクロンカンチレバーを収束イオンビーム法によって作成し、その振動特性を磁場によって制御した。カンチレバーは縦横2つの振動モードを示し、それぞれのモードは外部磁場の印加によって共鳴周波数が減少、増大した。この結果は磁気力の磁場変化を取り扱った数値シミュレーションでよく再現された。周波数変化は数%に及ぶことから、磁場による高効率な振動制御が行われたと結論できる。
105
3次元有限要素モデルによる原子力施設の地震応答解析モデルの構築のための感度解析
崔 炳賢; 西田 明美; 中島 憲宏
構造工学論文集,B, 63B, p.325 - 333, 2017/03
日本原子力研究開発機構では、原子力施設の3次元振動シミュレーション技術の開発に取り組んでいる。本研究では、HTTR建屋の3次元有限要素モデルを用いた東北地方太平洋沖地震に対する地震応答解析を実施し、不確定性を持つ入力パラメータに対して感度解析を行った。また、3次元有限要素モデルにおける不確定性を持つ入力パラメータ設定に関して、建屋応答解析結果のばらつき評価を実施した。
106
Determination of the $$^8{rm B}(p,gamma)^9{rm C}$$ reaction rate through direct nuclear reaction theories
福井 徳朗; 緒方 一介*; 蓑茂 工将*; 八尋 正信*
JPS Conference Proceedings (Internet), 14, p.020513_1 - 020513_3, 2017/02
The $$^8{rm B}(p,gamma)^9{rm C}$$ reaction is expected to ignite the hot pp chain and its astrophysical factor at zero energy $$S_{18}$$(0) has been evaluated through alternative measurements. However the analyses in their work were done with primitive reaction model, in which the excitation of nuclei in the intermediate state was not properly taken into account. We have reanalyzed the elastic breakup reaction $$^{208}{rm Pb}(^9{rm C}, p^8B)^{208}{rm Pb}$$ and the proton removal reactions $$^{12}{rm C}(^9{rm C}, ^8{rm B})$$ and $$^{27}{rm Al}(^9{rm C}, ^8{rm B})$$ by means of the method of the continuum-discretized coupled-channels (CDCC). The CDCC is able to calculate distorted waves employing the coupled-channels approach regarding bound-continuum states couplings as well as continuum-continuum ones. Furthermore, in order to analyze the transfer reaction $$^8{rm B}(d,n)^9{rm C}$$, we have constructed the coupled-channels Born approximation (CCBA) model, in which excitation of $$d$$ and $$^9{rm C}$$ is explicitly taken into account by CDCC.
107
核不拡散・核セキュリティ用アクティブ中性子NDA技術の研究開発,2; 次世代型DDA技術の開発
大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 飛田 浩; 呉田 昌俊
核物質管理学会(INMM)日本支部第37回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2017/02
原子力機構では、2015年より欧州委員会共同研究センターと共同で核不拡散、核セキュリティ用非破壊測定技術の開発に取り組んでおり、従来の技術では測定が難しい高線量核燃料や共存物質が多い難測定核物質を測定する技術の確立を目指している。現在、その非破壊測定技術の一つとして核分裂性核種の総質量を測定する小型中性子源を用いた次世代型アクティブ中性子ダイアウェイ時間差分析(DDA)装置を開発している。DDA装置の測定性能は装置内部の壁の材料の種類、測定サンプルの周囲に配置するポリエチレン製の中性子モデレータの厚さに大きく依存する。本報では、MOX粉末試料をサンプルとした場合のモンテカルロシミュレーション(MCNP)により得られた検出下限値、検出性能の壁材の種類及びモデレータ厚さの依存性に関して報告する。
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中性子・X線回折ラインプロファイル解析の最近の進歩
友田 陽*; 佐藤 成男*; Harjo, S.
鉄と鋼, 103(2), p.73 - 85, 2017/01
 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)
Several methods on single-peak and multi-peaks line-profile analyses for neutron or X-ray diffraction are critically reviewed. Compared with deconvolutional methods like the classical Williamson-Hall method and the modified Warren-Averbach method combined with the modified Williamson-Hall plot, a recently developed convolutional multiple whole profile (CMWP) fitting method enables to provide the density, arrangement and character of dislocation and crystallite size reasonably. Elasto-plastic deformation behavior in austenite, ferrite, martensite and two-phase steels are studied using such profile analyses, revealing that flow stress is dependent not only on dislocation density but also its arrangement. In particular, in situ neutron diffraction with the CMWP analysis is powerful to monitor microstructural changes during deformation and/or heat treatment.
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Analysis of intergranular cracking in an alloy steel by hydrogen-enhanced decohesion
山口 正剛; 海老原 健一; 板倉 充洋
Proceedings of 2016 International Hydrogen Conference (IHC 2016); Materials Performance in Hydrogen Environments, p.563 - 571, 2017/00
原子炉内構造材料の応力腐食割れメカニズム解明の一環として、鉄鋼の水素脆化メカニズム候補の一つである凝集エネルギー低下(Hydrogen-Enhanced DEcohesion = HEDE)説の検証のため、第一原理計算を用いた研究を行っている。鉄粒界凝集エネルギー低下をもたらす水素の効果を、炭素やその他の偏析元素の影響を加えつつ計算した。その第一原理計算結果と破壊力学試験を組み合わせた解析から、粒界に偏析した水素がもたらすHEDE以外にも、モバイル水素によるHEDEが生じていることが示唆された。
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Determination of detrapping and trapping rate constants for hydrogen based on experimental thermal desorption spectra
海老原 健一; 齋藤 圭*; 高井 健一*
Proceedings of 2016 International Hydrogen Conference (IHC 2016); Materials Performance in Hydrogen Environments, p.470 - 477, 2017/00
鉄鋼の水素脆化機構を理解するためには、鋼材中の欠陥における水素トラップ状態を推定する必要あり、水素昇温脱離解析はそのための有効な方法である。しかし、水素昇温脱離解析で得られる昇温脱離スペクトルは、欠陥による水素トラップの情報を含むが、実験条件や水素拡散に影響されるため、数値シミュレーションによる昇温脱離スペクトルの解釈が必要となる。本研究では、数値シミュレーションに必要となる水素のデトラップ及びトラップ速度定数を、焼戻しマルテンサイト鋼の拡散の影響を無視できる程度の厚さの板状試料から得た実験昇温脱離スペクトルから決定し、その速度定数を用いてよりサイズが大きい棒状試料から得たスペクトルの再現を試みた。その結果、得られた速度定数を使ったモデルは、そのスペクトルをうまく再現することができた。この結果から、拡散が無視できる程度の試料の実験スペクトルから得た速度定数は、サイズや形状が異なる試料のスペクトルのシミュレーションでも使えることが分かった。
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生活環境における移動ロボットの自己位置推定のためのレーザスキャナの統計的計測モデル
山田 大地; 大矢 晃久*
計測自動制御学会論文集, 52(12), p.661 - 670, 2016/12
本論文では、移動ロボットの自己位置推定を目的として、過去のスキャンデータの統計量によるレーザスキャナの計測モデルについて述べる。ロボットの自律移動において、一般的にロボットはあらかじめ用意した地図上の自己位置と目的地をもとに走行する。このため、自己位置推定が要素技術となる。レーザスキャナは高精度かつ高速に周囲の形状情報を取得できるセンサであり、自己位置推定に広く用いられている。しかし、人が生活する環境では歩行者などの移動物、路面の傾きやロボットの振動など様々な原因により、レーザスキャナの形状情報が曖昧となる。このため、地図に記述するランドマークの情報を得ることが困難となる、また地図と自律走行時のセンサデータの照合が困難となる。本研究では過去のスキャンデータにおける統計量を地図に用いる。統計量を用いることで、形状情報が曖昧であっても、頻度や分布などの傾向から自己位置推定可能な特徴が得られる。本論文では、この地図を用いたレーザスキャナの計測モデルと、この計測モデルをパーティクルフィルタに適用して自己位置を推定する方法について述べる。実際の歩道において評価実験を行った結果、本手法を用いた自己位置推定は高い正確さを示し、ロボットが安定して目的地まで到達することに成功した。