中学校理科の学習指導要領改訂によって放射線の学習が復活するが、長期間の教育の空白があるため、学習指導の適当な参考事例がない。このため、高校理科総合Aの教科書記述をもとに、中学校での今後の指導内容の問題点について予備的に検討した結果を報告する。

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教育効果の視点から、原子炉シミュレータによる高出力運転時における温度効果の測定と解析結果について発表する。

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関西地域からランダム抽出された成人男女1019名を対象に、面前自記式調査を行った。調査票は３章で構成され、その２回の区切りでリーフレットを１枚ずつ提示した。 １枚目のリーフレットは、現在のエネルギー事情、原子力発電の長所と課題等の情報で構成され、HLWに関するリスク情報の強弱から2パターン用意した。２枚目のリーフレットは、HLWについて、その処分方法等の情報で構成され、片面（推進側情報のみ）または両面提示等の違いから３パターン用意した。調査対象者は、提示したリーフレットのパターンの組み合わせによって５グループに分けた。 分析の結果、それらのグループの間で、情報の送り手に対する信頼度の変化に違いがみとめられた。

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現在、「信頼」に関する研究は多くの分野でなされ、また原子力の社会的受容性には、原子力事業者に対する国民の「信頼」が影響すると言われている。しかし、原子力分野において、「信頼」を主として扱っている研究は少ない。そこで、原子力を巡る「信頼」に関する研究を行った。本研究の目的は、電力会社の「信頼」と原子力技術の「信頼」の関連性や、電力会社の「信頼」を構成する要素等をアンケート調査やインタビュー調査により明らかにすることである。これらに関する現在までの研究成果について報告を行う。

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関西在住の男女18名を対象としたグループインタビューを実施し、原子力発電所の機器・設備の分解点検（定期検査）間隔の延長や状態監視保全について説明した場合に、どのような反応があるかの把握を試みた。

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原子力の社会的受容の促進のためには、全国各地で行われている原子力に関するシンポジウム等の場における議論を有意義なものにする必要がある。そのためには、これまで行われてきている議論の内容を分析し、議論の質に関する評価を行うことが重要である。本研究では、これまでに行われた賛成・反対の対立軸を持つ三つの議論の事例をマクロ分析手法を用いて解析した。その結果として議論を制御するファシリテーションの重要性が示された。

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原子力利用の是非に対する意識調査では、多くの市民が消極的な賛成とする態度を示すが、原子力利用に対する安心感などに対する意識を合わせて分析すると、消極的賛成を示す層の中には、懐疑的な意識の方が強い層が少なからず存在し、表明する態度と意識の異なる層の存在を見出した。この層の特徴を分析し、表明する態度と意識が異なる要因について、言及していく。

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今年の7月16日に新潟県中越沖地震が、柏崎刈羽原子力発電所の直下で発生し、同原発に大きな被害を与え、同原発のトラブルなどが大きく報道された。これらの新聞報道の記事構造を明らかにし、これらが読者にどのような印象を与えるかを分析した。

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長寿命核分裂生成物⁷⁹Seの高速中性子捕獲断面積予測精度向上を目的とし，Se同位体のkeV中性子捕獲反応に関する研究の一環として，⁷⁷Seの中性子捕獲ガンマ線を中性子エネルギー510 keVにおいて，コンプトン抑止型NaI(Tl)検出器でそくていし，捕獲断面積及び捕獲ガンマ線スペクトルを得た．

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Sr-88のkeV中性子捕獲断面積および捕獲ガンマ線スペクトルを中性子飛行時間法により測定した。その結果について報告する。

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放射化法により112Cdの実効中性子捕獲断面積の測定を行った。研究炉JRR-3の水力照射設備にて、112Cd濃縮試料を、Gd遮蔽有り・無しの場合で48時間照射した。照射位置での中性子束成分は、Westcott’s Conventionに基づいて測定した。照射済みCd試料をγ線計測し、113mCdの生成量を測定した。113mCdの生成量及び中性子束の情報から、112Cd(n,γ)113mCdの熱中性子捕獲断面積と共鳴積分を求めた。

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日本原子力研究開発機構　研究用原子炉JRR-3を用いて、Ni-62の即発ガンマ線実験を行い、基底遷移法により、熱中性子捕獲断面積測定を行ったので、その結果を報告する。

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TOF法による中性子捕獲断面積測定がJ-PARCにおいて計画されている。そのための基礎データの取得を目的として、JRR-3の冷中性子ラインに設置された即発ガンマ線スペクトロメータ「STELLA」を用いた、Pd-108をサンプルとした測定を行ったため、その結果を報告する。

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J-PARC MLF(物質・生命科学実験施設) BL04(ビームライン-04)では、MAおよびLLFP核種の中性子捕獲断面積測定の予備実験を進めている。今回、中性子・ガンマ線場特性試験の一環として、ビームラインに設置された中性子（共鳴）フィルターの性能測定を実施した。その結果と測定で得られた共鳴パラメータを既存の核データファイルと比較したので報告する。

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革新的高速炉システム技術の原子炉設計や安全性評価に必要な核データの高度化のために、Se同位体について(&gamma,n)反応断面積の測定を系統的に実施している。今回は、⁸⁰Seに続いて、⁷⁶Seと⁷⁸Seいついて、波長可変の&gamma線源であるLCS&gamma線を用いてしきい値近傍から15MeV付近までの測定を行ったので報告する。

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The fission neutron spectra of 235U and 239Pu were measured for incident neutron energies of 1 to 8 MeV. Against these data, the Los Alamos model was tested and optimized the total kinetic energy parameters. The average energy spectrum was calculated from the experimental data, the ENDF/B-VII data and the Los Alamos model calculations.

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ウプサラ大学ＴＳＬ準単色中性子源施設で測定された炭素に対する175MeV準単色中性子入射軽イオン生成反応データを再解析し、放出陽子及び重陽子二重微分収量を導出した。実験結果をPHITSコード計算と比較し、核反応モデルのベンチマークを行った。

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大阪大学核物理研究センターにて、ピークエネルギー134MeVの準単色中性子ビームを用いた炭素原子核に対する中性子弾性散乱断面積の測定を行った。得られたデータを、評価済み核データ及び理論計算値と比較することにより、測定手法の妥当性を実証した。

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原子力機構FNSではこれまで様々なDT中性子入射積分実験を実施し、DT中性子の輸送計算に関わる核データライブラリーの検証に大きな成果を挙げてきた。さらに低いエネルギー領域の核データを効果的に検証するため、本年度からFNSのDD中性子源を用いた積分実験を開始した。本発表では、45cmのベリリウム疑似円筒体系を用いたDD中性子入射積分実験及びそれに先立って行ったDD中性子源の特性評価実験について報告する。

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医療利用において関心の持たれている中性子源には数十MeVの陽子とベリリウムとの中性子生成反応がある．ここでは，中性子生成反応のうち⁵Heの崩壊に起因する成分の寄与をモデル計算により求めた．⁵He生成断面積の計算には，より高エネルギー領域で用いられている準自由ノックアウトモデルを適用した．崩壊により生じる中性子のエネルギースペクトルは生成される⁵Heのエネルギースペクトルから求めた．本モデル計算による中性子スペクトルは低エネルギー領域でスペクトルの拡がりを示した．この拡がりは文献に示されている実験データには見られるが，ENDF/B-VIIのデータには見られない．本モデルによる計算結果は文献データをよく再現した．入射エネルギー数十MeVの陽子とベリリウムとの中性子生成反応において，⁵Heの崩壊の寄与が重要であり，本報告の計算モデルが有効であることが確認された．

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⁷Li(d,p)⁸Li反応による⁸Li生成断面積と陽子の角度分布の実験値を多準位共鳴公式と直接過程(DWBA）の結合モデルで解析した。

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重陽子が反応の途中で分解し、その一部が標的核に吸収される反応(不完全融合反応)を取り扱う。特に、国際核融合材料照射施設(IFMIF)計画における中性子源として注目されているリチウムを標的とした反応を対象とする。この反応の中性子放出断面積は実験データと理論計算値の間で大きなずれを示しており、その反応機構を詳細に理解することが必要とされている。 我々は、重陽子が分解する自由度を陽に取り扱うことができる離散化チャネ ル結合法(CDCC法)を用いることにより、粒子の運動(波動関数)を精密に記述する。本講演では、重陽子全てが吸収される完全融合反応と、陽子(中性子)のみが吸収される不完全融合反応を適切に記述する方法を提案し、それらの断面積をCDCC法を用いて計算した結果を報告する。

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JENDL-4開発のために、原子炉材料として重要なZr同位体の核データを、理論模型コードPODにより計算した。得られた結果を実験値及びJENDL-3.3の評価値と比較し、既存評価値の問題点を改善した。

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評価済核データライブラリーJENDL-4の開発のために、核分裂生成核種の核データ評価を行っている。この研究では中性子入射エネルギーが1keVから20MeVの範囲について銀同位体の中性子断面積を評価したので、その結果を報告する。

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Fe-60は約1.5×106年の半減期でCo-60に崩壊する長寿命の放射性同位体である。これまで、核燃料燃焼コードORIGEN2.2等にはFe-60の生成過程が含まれておらず、諸計算において考慮されていなかった。そこで、Fe-60に関連する核データの文献調査を行い、ORIGEN2.2を拡張しFe-60の生成量を評価した。

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数10MeV陽子による炭素からのフラグメント生成DDXをブラックカーブカウンター(BCC)を用いて測定した。これまでの測定データと併せて入射エネルギー依存性について検討する。

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ロシア・JINRにおいて、360MeVおよび500MeV陽子によるトリウムターゲットからの軽荷電粒子生成スペクトルを測定した。得られた結果から二重微分断面積を導出し、核反応コードとの比較を行った。

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9 MeV重陽子に対する中性子収量測定のテスト実験を九州大学理学部物理学科タンデム加速器において行った。ターゲットには銅とタングステンを選択した。中性子検出器には直径2インチ、厚さ2インチの液体有機シンチレータを使用した。入射重陽子ビームがパルス化されていないため、ターゲットから放出される中性子のエネルギーは検出器に付与されたエネルギースペクトルをアンフォールディングすることで求めた。得られた実験値とTalysコードと比較し、実験ならびに計算の問題点を指摘した。

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反陽子ターゲットステーション（陽子エネルギー120GeV）に おいて鉄遮へい体中の反応率分布測定を行った。それによって 得られた中性子減弱距離と計算値との比較等について報告する。

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ポジトロン断層撮影法（PET）が普及し、その薬剤生成用の小型加速器が多くの病院等に設置されてきている。FDG薬剤の生成には主にO-18濃縮の水ターゲットが用いられており、O-18(p,n)F-18反応によりF-18を生成する。一方で、この反応は中性子も発生するため、施設の放射線安全設計やクリアランス評価にはターゲットからの中性子発生量や中性子による放射化量を適切に評価する必要がある。しかし、核データとしてその反応を見ると、評価済み核データはなく、入射陽子のエネルギーが20MeV以下の低エネルギー領域に関しては、計算コード（理論計算モデル）も十分に検証されていないのが現状である。 本研究では、PET用小型加速器の安全設計やクリアランス評価のための基礎データとして、18MeV陽子によるO-18濃縮水からの生成中性子のエネルギー及び0°から120°までの角度分布データの測定を行った。

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現在建設が進められているSPring-8 X線自由電子レーザー施設のバルク遮蔽設計について報告するとともに、そこで用いた簡易計算コードSHIELD11についての検討結果について報告する

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前報で報告した高耐熱中性子遮へい樹脂材の長期耐熱試験（２５０℃）を実施したが、時間と共に水分量が減少していることが確認された。そこで、水素原子減少に伴う中性子遮蔽性能を再評価した。その結果について報告する。

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革新的原子炉向けに、複雑かつ狭隘部に適用可能な耐熱性を有する中性子遮へい樹脂材（耐熱温度：～250℃）について可撓化を試みた。これまでの中性子遮へい樹脂材の製作加工技術の知見を応用し母材、硬化材、中性子吸収物質と添加材の適切な組合せにより、可撓可能な粘度で硬化させる方法で高耐熱化を目指した結果、従来になかった中性子遮へい樹脂材の可撓化に成功した。

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中性子に対するコンクリート遮蔽壁として、（中性子）線源側から順に、低放射化コンクリート、ボロン含有低放射化コンクリート、普通コンクリートの３層から成る多層コンクリート構造体を新たに開発した。この構造体は、誘導放射能の低減、遮蔽性能の向上だけでなく、建設及び解体費用の削減も期待できるものである。ここでは、この多層コンクリート構造体の設計コンセプトについて報告する。

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開発した低放射化コンクリート、ボロン含有低放射化コンクリート、普通コンクリートの３層から成る多層コンクリート構造体を、原子力機構核融合中性子源（ＦＮＳ）を用いて、１４ＭｅＶ中性子照射実験を行った。その結果、ボロン含有層をライニングコンクリートとして線源側表面部に用いた２層構造の場合と比較して、普通コンクリート領域の放射性物質の生成量は同等で製作費は２分の１から3分の1に、また、普通コンクリートのみの単一構造体とした場合と比較して、放射性物質の生成量を約3分の１に低減できることを確認した。

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しゃへい体として期待し得る構築物（壁、セル等）に着目して、地震により終局状態に達したと仮定するひび割れによって、しゃへい性能としてどの程度現実的な想定ができるかを検討する。ここでは、昨年度春の年会に続き、鋼板コンクリートでのしゃへい解析モデルの検証試験について報告する。

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しゃへい体として期待し得る構築物（壁、セル等）に着目して、地震により終局状態に達したと仮定するひび割れによって、しゃへい性能としてどの程度現実的な想定ができるかを検討する。ここでは、同時に発表する(5)での試験結果も合わせて、これまでの一連の試験・解析のまとめを行う。

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日本国内における使用済燃料輸送容器の遮へい評価は、角度中性子束を有限の分点で近似するSn法を用いた輸送計算コード(1次元ANISN、2次元DOT)が主に用いられている。これらのSn輸送計算コードには核断面積セットが必要となるが、従来遮へい評価には、米国の評価済核データライブラリENDF/B-IIに基づく核断面積セットDLC-23/CASKが広く利用されてきた。この核断面積セットは使用済燃料に関連する遮へい解析で広く使用されて実績が多い反面、作成時期が1973年と比較的古く、特定の条件（鉄の単層透過など）では評価精度が悪くなることが知られている。このため最新の評価済核データであるJENDL3.3を用い輸送容器遮へい評価用核断面積セットSFCX-J33を作成した。

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²⁵²Cf中性子源を用いた中性子及び即発・二次ガンマ線遮へい透過実験を平板体系及び輸送容器を模擬した輸送容器体系で行った。平板体系では中性子、ガンマ線の1cm線量当量率及び中性子スペクトルを計測し、輸送容器体系では中性子及びガンマ線の1cm線量当量率を計測した。この遮へい透過試験に基づき、輸送容器遮へい解析用の断面積セット(SFCX-J33)について、ベンチマーク計算を実施した。その結果、散乱線が有意に影響する一部のケースを除き、実験値とSFCX-J33による計算値は中性子、ガンマ線共によく一致しており、中性子スペクトルについてもSFCX-J33による解析結果は、実験値をアンフォールディング処理して得られたスペクトル形状とよく一致している。このように、SFCX-J33による解析結果はベンチマーク実験のデータをよく再現しており、輸送容器体系での線量当量率評価に適合していることを確認した。

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使用済燃料輸送容器に対する放射線遮蔽解析用群定数ライブラリSFCX-J33の開発に伴い、当ライブラリを用いた過去のベンチマーク問題に対する解析を行い、放射線遮蔽条件一般に対する性能評価の妥当性の検証を行った。問題は国際積分実験データベースSIMBAD他から引用し、実測及び同目的のライブラリDLC23等による比較を行って本ライブラリの特長及び長短を明らかにした。それによって、輸送容器をベースに、より広範な遮蔽条件、体系に対して、本ライブラリにより信頼性ある計算結果を得られることが示された。

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機構では、安全審査支援におけるクロスチェックに備え、連続エネルギーモンテカルロコードMCNP5を整備している。本報では、使用済燃料輸送容器を対象としてMCNP5コードによる分散低減法の違いによる影響を検討した結果を報告するものである。

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沸騰水型原子力発電所におけるタービン建物からのスカイシャイン線量解析の高度化を目的に，島根原子力発電所１，２号機からのスカイシャイン線量を測定し，モンテカルロコードMCNP5による解析値との比較検証を実施した。

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モンテカルロコードMCNP5、MVP2、EGS5を用い、KANSAS大学ガンマ線スカイシャインベンチマーク実験解析を行った。 これより、ガンマ線スカイシャイン計算における各コードのエスティメータ、分散低減法、計算効率等の特性を把握すると共に、実機ガンマ線スカイシャイン解析への適用性を検討した。

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電子・光子モンテカルロコードの電子輸送のモデルには、ITS3.0が採用しているClass IとEGS5が採用しているClass IIがある。 本発表では、後方散乱におけるこの２つのモデルの違いを発表する。

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A landmine detection system by using backscattering neutrons is developed. Experiments have been conducted to measure the ratio of total neutron counts with and without melamine (C₃H₆N₆) target by using ³He detector. The effect of carbon and nitrogen on the detection has been investigated on the basis of elastic backscattering neutrons by using MCNPX code. The ratio of neutron flux by MCNPX is higher than unity in the following energy range: 1 through 100 kev and 930 through 950 kev.

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放射線計測による地雷探知において、土壌中の水分量が多い場合、後方散乱中性子測定を用いた地雷探知は非常に困難であるが、水素からの捕獲γ線に着目した場合、地雷有無の判別が可能であるということを計算により確認した。この水素からの捕獲γ線に着目した手法の有効性について、前々回の春の年会において報告した地雷探知システムのプロトタイプを用いて、実験による検証を行った。

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X線を電流として測定し，入射X線のエネルギー分布を導く電流モード検出器(transXend検出器)を開発し，アクリルファントム中のヨウ素濃度測定の報告をした．今回はtransXend検出器を用いたエネルギー差分CTについて述べる．

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無機半導体による放射線検出器は性能も良く，広く用いられているが，製作が難しく材料が高価であるという短所がある．そこで本研究では，比較的安価で製作が容易であるとされる有機フォトダイオード(PD)の放射線計測への適用について検討した．真空蒸着法によって製作した有機PD素子に対してＸ線を照射し，特性評価を行った．その結果，逆電圧：-3.5V印加時に，Ｘ線照射前後で0.75nA/cm2程度の電流差が得られた．これにより，有機半導体によるＸ線測定が可能であることが示された．また，素子上にシンチレータを置くことにより1nA/cm2程度の電流差が得られた．今後，素子構造等を変化させた場合の特性変化を評価する予定である．

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近年，加速器によって加速された陽子や炭素などの荷電粒子線をガン治療などに応用した粒子線療法が成果を上げている．しかし，人体の大半を占める液体の水と荷電粒子線の相互作用の大きさを知る上で重要な液体の水の阻止能測定は実験例が少ない．特に阻止能が極大となるMeVエネルギー領域における陽子や炭素線に対する液体の水の阻止能測定はこれまで行われていない． そこで我々は，液体分子線法を用いる事で真空中に液体ジェットの形で液相を保った水標的を用意し，液体標的に対して荷電粒子線を直接照射する事を可能にした．真空内に用意した液体標的にMeVエネルギーの陽子線を照射し，液体標的を透過してくる陽子の散乱角度分布と散乱角度毎のエネルギー分布を測定した．GEANT4を用いて作製したモンテカルロシミュレーションでこの測定結果を再現する事で，ICRU49やSRIMなどの汎用コードによる阻止能との比較を行った．

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治療用重粒子線から発生する二次粒子は物質中で多重散乱や核反応時に付与される運動量により広がりを持つ。本研究では、より高精度な治療を行うために、発生した二次粒子の角度分布を測定することで、核反応のメカニズムの検討および二次粒子の空間分布モデルの検討を行った。

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