エネルギー回収型リニアックの高輝度大電流電子ビームを使えば、 逆コンプトン散乱による大強度γ線が発生可能になり、放射性廃棄物中の 核種検出(非破壊)に利用できる。本発表では、大強度γ線発生源に最適化した エネルギー回収型リニアックの設計について、ビームダイナミクスの観点から 検討する。

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大強度の準単色γ線と光核共鳴散乱反応を利用することで放射性廃棄物中のあらゆる核種の非破壊定量分析が可能になる。本報ではGEANT4による放射性廃棄物容器中の核種同定のシミュレーション結果について述べる。

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小型D-T中性子源を利用した輸送用コンテナの核分裂性物質の検出システムについて、粒子輸送モンテカルロ計算を用いて検討を行った。検出原理は、まずD-T中性子源からパルス的に発生する14MeV中性子を減速材によって熱化し、コンテナに照射して内在するプルトニウムを熱核分裂させる。そして、それによって発生する核分裂中性子をコンテナ外に設置したHe3検出器で経過時間ごとに検出し、核分裂中性子成分を計測することによって、核分裂性物質が内在しているかどうかの検査を行う。Pu-239をコンテナ中央に設置してシミュレーションを行ったところ、核分裂性中性子成分を分離して検出することが出来た。

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中性子共鳴吸収分光法と計算機断層撮像法を組み合わせることにより、非破壊で核種分布を断層撮影することが可能な分析法の開発を目的としている。複数の核種の存在分布、およびその密度分布を再構成できることを示した。

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概要；前照射イオンビームグラフト重合を複数回行うことで異なった機能を持った官能基をポリマーに導入し，多層膜ポリマーを作成する．作成した試料の加速器分析を行い，構造等の分析を行った．

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放射性同位元素¹³³XeのイオンビームをC₆₀, C₇₀, C₇₆, C₈₄フラーレン薄膜に照射して¹³³Xe内包フラーレンを生成した。単純なモデルにより内包フラーレン生成断面積、フラーレン破壊断面積を導出した。その結果をもとにRI内包フラーレンの医学利用のためのイオン注入装置を検討する。

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先端をミクロンオーダーに絞ったガラスキャピラリーを用いてマイクロ陽子ビームの生成実験を行っている．このマイクロ陽子ビームをＸ線イメージングや２次元PIXE測定に応用するには，キャピラリーから出る陽子ビームの品質をあらかじめ評価しておくことが重要である．今回の講演では，マイクロ陽子ビームのエミッタンスをイメージングプレートを用いて測定した結果や半導体検出器で陽子エネルギーの角度分布を詳細に調べた結果について報告する．

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大気マイクロPIXE分析において、透過粒子情報を用いたX線の自己吸収補正を取りいれた、より高精度な分析システムを開発した。

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近年、北東アジアで問題となっている黄砂の成因や発生源特定のために、マイクロビーム、PIXE、RBS、STIM分析を組み合わせ黄砂の個別粒子分析を行った。

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高エネルギー粒子線照射したFeCu合金は、照射促進析出によって硬度や電気伝導度が変化する。本実験では硬度変化と電気伝導度の変化を求めると共に、Cuクラスターの析出を、EXAFSを用いて評価した。

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位置敏感型のCdTe検出器を用いた高分解能PET装置の基礎開発として、プロトタイプを開発した。このプロトタイプに使用した位置敏感型のCdTe検出器の開発について報告する。

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空間分解能と感度はPET装置にとって重要な性能である。分解能に関しては、半導体検出器の利用により大幅な向上が可能であることが確認されている。このような高分解能半導体PET装置の感度を向上するには、位置敏感型検出器の利用が有効であり、このため、我々は位置敏感型検出器を用いたPET装置の基礎開発として、プロトタイプ機の開発を行なった。

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我々は来年度までのJ-PARCへの移設をにらみつつ、中性子非・準弾性散乱を高エネルギー分解能で測定出来る中性子共鳴スピンエコー装置群を原研(JAEA)改造3号炉、C3-1-2-2ポートで開発している。その現状と目指すサイエンスを議論する。

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現在我々のグループでは、J-PARC設置へ向けて３台の共鳴スピンエコー装置を日本原子力研究開発機構改造３号炉C31-2-2, MINE1ポートにて開発中である。そのうちの１台目となるMIEZE型共鳴スピンエコー装置の開発が進み、試料測定の準備が整った。MIEZEの特徴の１つとして、スピンアナライズ後に試料を設置するため、磁気散乱等による中性子スピンの減極無しに測定が可能であることが挙げられる。これを生かして我々はマグネタイト磁性流体を試料として、そのダイナミクスの観測に成功した。

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原子力機構では、大面積イオンビームスパッタ装置を導入し高性能中性子スーパーミラーの開発を行っている。本発表では、スーパーミラーのさらなる高性能化のために行った中性子多層膜ミラーの散漫散乱測定について議論する。

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材料にパルス中性子を照射し透過してきた中性子を測定する（中性子透過法）ことで、その材料固有のブラッグエッジパターンを得ることが出来る。これを、解析することで、非破壊的に材料内部のひずみや組織変化を測定することが可能である。この方法（Bragg edge transmission method）を用いて、応力を与えた鉄材を測定した。その結果、内部ひずみを捉えることが出来た。

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中性子偏極ミラーに用いる磁気薄膜の磁気特性を磁気膜中にPdを薄くはさむことで改善し、その結果を報告する。

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新規装置を導入できるように、冷中性子ビームラインを3つに分岐させる冷中性子ベンダーシステムを開発し、JRR-3ビームホールに設置した。分岐したビーム強度をさらに増強するため、ビームの輸送効率の改善を図った。その結果、分岐後のビームラインにおいて10度分岐は約4倍、20度分岐は約10倍の強度増強が得られた。

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本研究では、北大４５MeV Linacに設置された中性子パルス磁気レンズのテスト機の性能を評価することを目的として、粒子輸送モンテカルロコードであるPHITSを用いてシミュレーションを行った。実験結果とシミュレーション結果の比較を行ったところ、焦点でのビームサイズがほぼ一致し、集束条件を満たす波長範囲についてもほぼ一致した。さらに、実験では施設の関係で行うことのできない焦点距離をさらに長く設定した場合についてのシミュレーションを行い、その性能を明らかにした。

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ホウ素中性子捕捉療法（BNCT）において患者に照射される中性子ビームをリアルタイムで計測できる小型熱中性子モニタをJRR-4の臨床現場に設置し、性能評価を実施した。このモニタを組み合わせて患者に付与される線量をリアルタイムで評価できるシステムの開発を進める。

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ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)に用いられる中性子源として、加速器の利用が期待されている。本研究では、小型加速器を用いてBNCTを行う際に、どのような減速材や反射体が適しているかを、材質や形状を変化させて検討した。また、BNCTでは腫瘍の位置によって熱中性子と熱外中性子を使い分ける必要があるので、それぞれの場合について検討した。減速材については、厚さや半径を変化させて最適な大きさを決定した。熱中性子用反射体については、グラファイトとベリリウムについて比較検討を行った。

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J-PARCの1MW核破砕中性子源が完成した。本講演では、本中性子源の特徴、建設の経緯、並びに今後の展開について報告する。

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J-PARCの1MW核破砕中性子源が完成した。本講演では、水銀ターゲットシステムの概要とともに、ターゲット容器の交換作業、水銀ポンプ（PMポンプ）の開発、ターゲット台車の設置精度など関連するトピックについて報告する。

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J-PARCの1MW核破砕中性子源が完成した。本講演では、中性子源ステーションを構成するモデレータ、反射体、極低温水素循環系、シャッター、遮蔽等に関して、設計方針、製作及び現地据付の概要について報告する。

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J-PARCの1MW核破砕中性子源が完成した。本講演では、中性子源の中核をなす水銀ターゲット容器等の交換及び関連機器のメンテナンスを行うための遠隔操作設備、及び放射能冷却を目的とした一時保管設備について報告する。

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J-PARCの1MW核破砕中性子源が完成した。本講演では、3GeVシンクロトロンから出射した3GeVの陽子ビームを核破砕中性子源およびミュオン源に供給する3GeV陽子ビーム輸送施設の概要について報告する。

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J-PARC MLF BL4中性子源の中性子のモデレータからの空間強度分布を、模擬中性子源での実験とシミュレーションおよびJ-PARC中性子源体系でのシミュレーションにより調べた。これらの結果、中性子エネルギーの増加に伴う、鉛直上方での空間強度の増加が得られた。

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J-PARC MLF BL4の上流部中性子輸送システムを、設計・製作・設置した。このシステムは、真空ダクトと、中性子ビームを整形・遮蔽する遮蔽材から成る。周囲への放射線量低減の観点からPHITSコードを用いてこれらを最適化した経緯、および設置した結果について発表する。

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低電力で高密度のプラズマ密度を得られるヘリコン波プラズマをイオン源に採用した、小型かつ大強度のＤＤ中性子発生装置の開発を行った。今回は、本中性子源の特性評価試験の結果について報告する。

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本稿では、中性子ラジオグラフィ用のシンチレータ（B2O3系とLiF系）の厚さと空間分解能との関係をEdge Spread Function 法を用いて調べた結果について報告する。

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コンピュータソフト開発（株）が原子力研究開発機構FNSと共同で開発した CAD前処理コード：CADMCNPの開発内容と概要について報告する。 報告内容は(1)CADデータ（CATIA）のヒーリング処理、(2)対象領域>の抽出、キューブ分割、(3)ソリッド、ボイドデータの生成、統合、分割化、 についてである。

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コンピュータソフト開発（株）が原子力研究開発機構FNSと共同で開発したCAD/MCNP自動変換コードGEOMITの開発内容とその概要について報告する。 報告内容は(1)CAD後処理データを用いた面のタイプ、面方程式の設定、(2)MCNPセルデータの作成、(3)MCNP入力データセルデータの作成、である。GEOMITの特徴の一つは複雑なボイド空間をコンプリメントを用いずに表現していることである。

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原子力研究開発機構FNSがコンピュータソフト開発(株)と共同で開発中のＣＡＤ／ＭＣＮ Ｐ自動変換コードGEOMITを 用いて，ＩＴＥＲのタスクで設定されたベンチマーク問題 を解析したので，その結果を報告する．解析項目は（１）第一壁中性子負荷分 布，（２）ダイバータ部中性子束分布，（３）インボードＴＦ　コイル発熱， （４）中央水平ポートプラグ背後の中性子束分布である．他極の結果とほぼ同 等の結果が得られ、GEOMITの開発が順調に進んでいることを確認した．

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集合体計算コード改良NEUPHYSと炉心設計コードCOS3Dの計算手法の概要を示すとともに，後続の発表で示す検証計算の概要を示す。

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集合体計算コード改良NEUPHYSの検証計算としてBASALA臨界実験解析を中心と した検証解析を示し，出力分布，臨界性，反応度の予測精度が高いことを示す

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修正一群拡散計算モデルに対し新たに開発したUnified Flux Reconstructionモデルを示し，本モデルのMOX装荷炉心に対する適用性の検討結果を示す。

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METI公募補助事業として、5機関との連携により、エルビア入り次世代高燃焼度燃料に関する研究開発を、平成17年度より4年計画にて開始した。ここでは、本事業の成果の一つである、加工施設臨界評価について報告する。加工施設臨界評価は、5wt%以下の現行規制下における加工施設に対して、5wt%超エルビアクレジット燃料を導入した場合の臨界安全評価を実施するものである。エルビアを添加し、反応度を5wt%燃料と同等以下とすることで、設備変更無く5wt%超燃料を取扱うことを想定している。本評価では、5wt%超のウラン燃料について、5wt％と等価な臨界安全性となる濃縮度とエルビア添加量の領域を示す図（これを未臨界判定図と呼ぶこととする）を検討した。対象としたのは、単純形状（球、無限円柱、無限平板）の均質、及び非均質の体系である。また、解析にはSCALE5コードシステムのKENO.V.aコードを使用した。各計算体系について未臨界判定図を作成した結果、均質系球体系での未臨界判定図を用いることで、他の評価条件も安全側に包絡されることがわかった。

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エルビア入り次世代高燃焼度燃料の臨界安全評価におけるエルビア燃焼度クレジットの検討に関して報告する。

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改良GB因子法を用いてエルビア入り次世代高燃焼度燃料製造プロセスの臨界性について予測精度の評価をおこなった。

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京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)にて行った全炉心エルビア装荷臨界実験をMVPとSRACで解析することで、両者の解析精度の評価を行った。 解析には3種類の断面積ライブラリ(JENDL3.3、ENDF/B-6、JEF2.2)を用い、その比較検討についても報告する。

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5wt%超燃料の導入による高経済性及び使用済燃料削減による環境負荷低減の実現には、軽水炉燃料サイクル各段階の燃料取扱いに対する臨界安全性に関し、合理化が必要であり、可燃性毒物の吸収効果を有効活用（可燃性毒物クレジット）する技術が有効である。本2件の発表では、新燃料加工や発電プラントでの新燃料の取扱い及び使用済燃料輸送・貯蔵のそれぞれの臨界安全性に対し、炉心反応度には影響を及ぼさない条件の下、可燃性毒物クレジットを適用し、臨界安全設計を合理化する方法を提案する。
なお、報告する臨界実験は、所有する5wt%未満の燃料棒を用い、その概念を検討したものである。また、現状の5wt%未満の商用炉燃料に対してもバックフィット可能な技術である。
(1) ウラン濃縮度5wt%を超える燃料集合体の輸送・貯蔵にガドリニアクレジット（Ｇｄクレジット）を適用することは、臨界安全性を合理的に確保する上で有効であり、また、この概念は濃縮度5wt%未満の燃料集合体でも効果が大きい。ガドリクレジットでは、ガドリニアによる燃焼初期の反応度抑制効果を考慮し、全燃焼期間を通じての最大反応度を包絡する燃料棒配置（モデルバンドル）を臨界安全性評価の対象とする。また、輸送時は落下事故を勘案し、燃料棒ピッチも臨界安全を確認する上で重要である。東芝臨界実験装置（ＮＣＡ）において、この有効性と計算コードの精度を検証するため、現有の濃縮度5wt%未満の燃料棒を用い、輸送・貯蔵体系のラック模擬材を装荷した臨界実験を実施した。
発表では、取得したラック模擬材、燃料棒配置及び燃料棒ピッチをパラメータとした臨界実験、ＭＣＮＰによる解析に基づく計算コードの精度検証を報告する。

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5wt%超燃料の導入による高経済性及び使用済燃料削減による環境負荷低減の実現には、軽水炉燃料サイクル各段階の燃料取扱いに対する臨界安全性に関し、合理化が必要であり、可燃性毒物の吸収効果を有効活用（可燃性毒物クレジット）する技術が有効である。本2件の発表では、新燃料加工や発電プラントでの新燃料の取扱い及び使用済燃料輸送・貯蔵のそれぞれの臨界安全性に対し、炉心反応度には影響を及ぼさない条件の下、可燃性毒物クレジットを適用し、臨界安全設計を合理化する方法を提案する。 なお、報告する臨界実験は、所有する5wt%未満の燃料棒を用い、その概念を検討したものである。また、現状の5wt%未満の商用炉燃料に対してもバックフィット可能な技術である。
(2)ウラン濃縮度5wt%を超える燃料を取り扱うウラン加工施設において、ガドリニアによる反応度抑制効果（ガドリニアクレジット）を活用して臨界安全を確保することを目的として、二酸化ウランに炉心反応度には影響を及ぼさない程度の低濃度のガドリニアを含有させることを立案し、その臨界安全性に関する特徴を検討するとともに、NCAにおいて、現有の濃縮度5wt%未満の燃料棒を用い、低濃度のガドリニアを含有する模擬サンプルを装荷して臨界実験を行った。 発表では、この低濃度ガドリニアクレジットの概念と、実験と計算結果との比較及び将来計画について述べる。

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モンテカルロ燃料集合体解析コードにより燃料集合体境界間の3次元の応答行列を直接評価する直接応答行列法を用いた核特性解析手法を開発した。また、本手法により、非均質性の大きい模擬炉心体系を解析した結果、モンテカルロコードによる全体系を対象とした直接計算と同等の精度で、より高速に解析可能であることが確認できた。

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日本原子力学会2007年春の年会E45においてモンテカルロ燃焼計算コードMONTEBURNS2の軽水炉燃料燃焼解への適用を目指し、燃焼組成数の上限値の拡張について報告した。本コードでは、中点予測子修正子法という独自の計算アルゴリズムを採用している。また、これに基づき燃焼組成変化を計算するORIGEN2の１群断面積が更新されるが、更新対象核種は本コード独自の重要度判定値にて取捨選択された後、MCNP計算に陽に取込まれる。この中点予測子修正子法と１群断面積の更新手法の妥当性について評価し、ＢＷＲ燃料集合体の燃焼解析への適用性について確認した。

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2006年12月に、ENDF/B-VII.0がリリースされた。そこで、NJOYを用いて連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMONTEBURNS2用の断面積ライブラリおよび多群断面積ライブラリを作成し、MONTEBURNS2やBWR燃料集合体設計コードを用い、断面積ライブラリの更新に伴うBWR燃料の燃焼特性への影響を評価した。

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連続エネルギーモンテカルロコードMCNPによる核定数作成法を開発している。作成した拡散定数、輸送定数を用いて、臨界実験解析を実施し、精度検証を行った。

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散乱行列の高次モーメントを計算する機能を連続エネルギーモンテカルロコードMVPに組み込み、その機能を検証した。

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SCALE5のSMORES(SCALE Material Optimization and Replacement Sequence)を用いてMOX粉末の不均一効果を評価し, その傾向把握を行うとともに, 設計条件と比較し安全裕度の検討を行った。

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MOX燃料棒内の自己遮蔽空間分布，温度分布を取り入れた過渡解析を実行し，ドップラー反応度計算の際の燃料棒の平均温度としてどのような与式が妥当か検討した．

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全MOX炉心核設計手法信頼性実証試験の一部として実施したBWR-MOX炉物理試験(FUBILA)の基準体系における中性子源増倍法によるボイド反応度測定をSRAC及びMVPコードによる炉心計算で解析し、測定値と計算値を比較した。

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