イオンビームを対象物（薄膜物質）に照射し、通り抜けたビームによりポリエチレン中にラジカルを生成させグラフト重合させることで、対象物の内部診断が期待できる。そのために、実際の空孔径とポリエチレン上に重合された空孔径との差や、重合の濃淡についてなど、重合部分における基礎特性を調べた。

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高温高磁場下においても高い臨界電流密度をもつＧｄＢＣＯ線材の製造が可能となっているが、実用上の観点からはさらなる臨界電流密度の向上が求められている。そこで本研究では、臨界電流密度向上に効果的とされている高エネルギー重イオン照射による線材への欠陥の導入を行い、線材の臨界電流密度の向上を図るのと同時にそのメカニズムについても検討する。

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福島第一原発事故により、環境中に揮発性の高いセシウムやヨウ素などの核分裂生成の放射性核種が大量に降下・沈着した。放射性ヨウ素131による子供への甲状腺被ばくの影響が懸念されているが、放射性ヨウ素131の半減期が約8日と短い為に、被ばく線量評価を実施する為の詳細なデータの入手が既に困難となっている。そこで、半減期約1570万年の放射性ヨウ素129を放射性ヨウ素131の降下量推定に使用することが考えられる。本研究では、福島県周辺の表層土壌に存在する放射性ヨウ素129を東京大学の加速器質量分析装置で測定を行った。放射性ヨウ素129を用いた放射性ヨウ素131降下量評価法の検討課題について報告する。

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The element composition of the coating and painting layers of old Thai pottery, which is called "Sangkhalok", was investigated by micro-PIXE analysis based on the glass-capillary-focused micro-beam. The sample was prepared from a piece of the broken pottery and its cross section was carefully polished and cleaned. We used a proton micro-beam having a spot diameter of several tens of micromenters so that we could irradiate the coating layer and the painting layer of the sample independently. The elemental composition of each layer was determined from the measured X-ray spectrum.

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京大ーKEKで連携して、J-PARCに中性子スピンエコー分光器群(VIN ROSE)のための中性子ビームラインの建設を開始した。そのコンセプトと建設の現状、さらに展望を概説する

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J-PARC MLF BL06 に中性子共鳴スピンエコー分光器群 (VIN ROSE) を建設する計画が進行中であり，そのビームラインについて汎用粒子輸送計算コード PHITS を用いた放射線量やビーム特性のシミュレーションが行われてきた．ビームラインの最終的な設計とそのシミュレーション結果について報告する．

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日本刀の結晶子サイズ分布などの結晶情報は、製造された年代や地域の特定に役立つ可能性がある。しかし、文化財保護の観点から日本刀内部の結晶情報に関する研究はあまり行われていない。そこで本研究では、パルス中性子イメージングによって産地の異なる日本刀の結晶情報を調査し、その違いを調べた。発表では実際に北大加速器中性子源HUNSで日本刀の透過実験を行い、それを解析した結果を発表する。

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真空管式中性子イメージインテンシファイアとデジタルカメラを組み合わせた検出器について、開発・テストを実施している。この検出器システムにおける各種カメラの組み合わせとその測定スキーム、実際に得られた結果、イメージインテンシファイアの改良について報告する。

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セメント内の自由水、結合水についてパルス中性子法を用いて透過実験を行ない、中性子断面積から運動状態の情報を得、それから２次元空間でそのイメージングを行なっている。セメント中における水素による散乱のために、解析にはシミュレーションが必要となる。実験における水素の散乱の影響等について、シミュレーションによる結果を報告する。

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慣性静電閉じ込め方式の放電型核融合装置から同時に発生するX線及び中性子を対象物に照射し、イメージングプレートによって透過像を得る測定の検討を行ったので報告する。

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京都大学自由電子レーザー(KU-FEL)は波長領域拡大を目指し、1.8mアンジュレータの導入を行った。アンジュレータ磁場の測定を行い、それを用いた数値シミュレーションで導入後の特性予測をし、実験結果との比較を行った。

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京都大学では短周期高磁場なアンジュレータとして高温超伝導バルク磁石を用いたスタガードアレイアンジュレータを提案しており、そのビーム方向磁場の補正手法についての検討を行った。

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原子力光応用の基礎開発としてYbのファイバーレーザーを開発している。応用先は東大の12TWのオシレーター、Sバンドライナックの電子源や、将来の放射線生物研究用ナノ電子ビーム源を目標にしている。

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現代社会において、環境汚染による微量有害物質の検出、クリーン技術の発達、高純度材料の特性評価など広範囲に渡り高度かつ迅速な分析技術が求められている。本研究では、非接触かつリアルタイムで分析することが出来るレーザーブレークダウン分光法に注目し、液体中の金属元素プラズマの基礎発光特性についての研究を行った。

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JMTR再稼働に向けた取り組みとして、（n,γ）法による99Mo製造に関する技術開発を行っている。（n,γ）法により製造した99Moから高濃度 99mTcを得るためのMEKを用いた溶媒抽出による分離・抽出・濃縮方法及びその装置を開発した。

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JMTR再稼働における「産業利用の拡大」の一環として、医療診断薬として使用される^99mTcを製造するための⁹⁹Mo製造技術開発を行っている。⁹⁹Mo製造方法として、安価かつ放射性廃棄物量が少ないという観点から、照射ターゲットにMoO₃ペレットを用いた(n,γ)法による⁹⁹Mo製造方法が選定されている。しかしながら、この方法は、従来の(n,f)法による⁹⁹Mo製造に比べ、得られる^99mTc溶液の放射能濃度低いことが欠点である。このため、Mo生成量を増やすために高密度を有するMoO₃ペレットが必要となる。 本研究では、MoO₃ペレットの製造方法を調査し、プラズマ焼結法(SPS法，PAS法)によるMoO₃ペレットの試作試験及び特性評価を行った。その結果、高密度MoO₃ペレットの製作に見通しが得られた。

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Considering the benefits that Gd-NCT offers; especially its possibility of improving patient’s quality of life by reducing irradiation time; and also the prospective combination of chemotherapy and radiotherapy to increase treatment effectivity; our purpose in this research is to evaluate the feasibility and to optimize the use of potential gadolinium-based compounds as Gd-NCT agent by performing in vivo experiment using Colon-26 bearing mice.

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ラジオグラフィや中性子共鳴吸収分光法などに用いる小型加速器パルス熱外中性子源の開発のため、熱外中性子強度とパルス特性を指標とした減速材材料の選択及び、減速材集合体体系の違いによる中性子エネルギースペクトルの変化をシミュレーションにより求めた。

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中性子集束素子を使うことでコンパクトな中性子小角散乱装置を作ることが可能になる。現在JRR-3にその原型器を設置しているが、そのモノクロメータ、中性子集束ミラー、集束方式の最適化を行なっている。また、小角散乱に加え、中間領域を測定することにより、金属材料のナノ構造の測定に適した装置になっている。

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本研究は放電管核融合装置による中性子ビームの特性向上に関し、材質を二層に組み合わせた複合反射材と減速材、またそれらの配置が中性子強度分布、中性子の方向性、エネルギースペクトルに与える影響を調べた。軸上中性子強度分布の大きさ、中性子の方向性を示すための半値角、そしてエネルギースペクトルに関して全中性子束中に占めるエネルギー別の中性子束の割合で評価し、複合反射材、減速材の最適な材質、配置を決定した。

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既存のMOCコードに対するGPUの適用性と、その演算性能を引き出すための方策について検討を行った。計算の結果、CPUに対して同精度で5倍程度の高速化を実現した。

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加速器駆動未臨界炉(ADSR)を模擬した体系において、時間的空間的近似を極力排除した動特性計算手法であるMultigrid Amplitude Function Method(MAF法)を用いた動特性計算を行い、既存の動特性計算手法との比較を行った。

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これまでのMOCを用いた動特性解析では、角度中性子束の時間微分項を差分化して取り扱っていた。しかし、時間依存のBoltzmann方程式を、全微分を用いて展開し、角度とエネルギーに関する離散化を行うと、時間微分項に対する差分化無しでCharacteristics Line上の角度中性子束の収支式を導くことができる。さらに、時空座標系上でのCharacteristics Lineを考慮すると、1次元体系の時間発展問題を、時空間2次元体系における定常状態の問題に焼き直すことができる。本発表では、この時空座標系におけるCharacteristics Lineを用いて行う動特性解析手法の計算精度及びメモリ量に関する発表を行う。

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横断面漏洩法を適用して得られる三次元二群拡散方程式の解は、横断面について面積分すると得られる一次元拡散方程式の特殊解を一般解の補正になるように変形すると、変数分離法で得られる三次元二群拡散方程式の解と類似形式で表される。

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MCNP5に対しThermal Resonance Scatteringモデル（DBRCモデル）の改良を行い、LANLドップラーベンチマーク問題により、上方散乱による効果を確認した。また当社の集合体計算コードLANCRのドップラー計算結果との比較により、LANCRが正しくドップラーを評価していることを確認した。

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本報では、原子炉動力学の数学モデルを記述する反応拡散系から生じる定常問題について、正値定常解の存在を証明した結果の一部を報告する。

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150万kWe級大型高速炉炉心の制御棒価値を決定論で解析した場合の評価精度を、連続エネルギーモンテカルロ計算を参照解として検討する研究を継続した。最も詳細な解析モデルを使用すれば、決定論と参照解は150万kWe級炉心に対しては約2%程度で一致するが、炉心サイズを75万kWe級炉心、もんじゅ、常陽と変化させるにつれ、その差は約1%程度にまで系統的に小さくなっていくことが分かった。

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J-PARC/MLFの中性子核反応測定装置(ANNRI)にて全立体角Geスペクトロメータを用いて、長寿命核分裂生成物核種のひとつであるTc-99において、熱～1keVの中性子エネルギー領域における中性子捕獲断面積を測定した。

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水もしくは硝酸溶液中に核分裂性物質の破片（デブリ）が分散している体系において臨界事故が生じた場合に、破片の大きさが出力挙動や放出される核分裂エネルギーに与える影響を、一点炉動特性解析により調べた。

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東京電力福島第一原子力発電所事故により損傷した核燃料の取り出しに資するため、燃焼燃料の基礎的な臨界パラメータを燃料の燃焼度、密度そして含水率を変数として評価した。

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Cs134/Cs137放射能比法を用いることにより、事故時に環境中に放出されたCs134,Cs137の放射能比の実測値から、原子炉内破損燃料の燃焼度を逆推定することができる。このように逆推定された燃焼度を活用することによって、炉内破損燃料の同位体組成比を評価することができ、環境中に放出された放射性核種の同位体比の推定や、燃料デブリ取出作業時の燃焼度クレジットの適用に資することができる。 本発表では、文部科学省の「放射線量等分布マップの作成プロジェクト」により得られたCs134,Cs137土壌濃度マップの測定結果に基づいて、Cs134/Cs137放射能比法により福島第一原子力発電所1～3号機破損燃料の燃焼度推定を行う。こうして推定された燃焼度に対して、原子炉内の燃焼度分布がどのような影響を与えるのか、Cs133,Cs134,Cs137の燃焼度方程式に基づいて理論的な考察を行う。

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軽水炉のシビアアクシデントにおいて、炉心が大きく損傷し、圧力容器下部に損傷した燃料デブリが堆積した場合の実効増倍率について評価を試みた。

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Neutronic and burnup analysis have been performed in the previous study for a small simplified pebble bed reactor using both uranium and thorium fuel. In the present study, decay heat removal without forced cooling in the accident condition of a simplified pebble bed reactor with peu a peu fuel loading scheme are going to be performed.

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Equilibrium burnup analysis code for OTTO cycle in pebble bed reactor has been developed by coupling the Monte Carlo method for neutronic calculation and direct equilibrium burnup method. validation of the depletion module was performed by the comparation with MVP-BURN calculations.

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原子炉施設の廃止措置時の安全評価及び原子炉施設で発生する廃棄物量評価に重要である放射性核種生成量評価のための材料組成及び放射化断面積に関して、標準となり得る基盤データベースの整備と開発について意義と計画を紹介する。

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原子炉施設用放射性核種生成量評価のための基盤データベースの整備に関する研究のうち、放射化断面積データおよびライブラリーの作成に関する検討について報告する。材料として原子炉施設で一般的に使用されているステンレス鋼、炭素鋼及び低合金鋼を対象とし、選定した材料に関する放射化断面積データを主にJENDL-4を用いて整備する。また、原子炉廻りでのスペクトルの違いを反映した放射化断面積ライブラリを作成する。

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原子炉施設用放射性核種生成量評価のための基盤データベースの整備に関して、使用鋼材の製造履歴を考慮した材料に含まれる微量成分の検討を行う。放射性核種生成量評価は、中性子束分布計算と放射化計算の２段階に大きく分けられ、放射化計算では放射能を評価するための評価対象核種の親核種を適切に選定する必要があり、材料に不純物として微量に含まれる元素にも親核種として考慮すべきものが多くある。現行の放射性核種生成量評価では、材料の組成として、JISに規定された値、評価実施者が自ら分析した値又は海外の文献などを参照するといった状況にあり、標準的なものは定められていないのが現状である。なお、原子炉施設の場合、評価対象核種は、線量告示に示された放射性核種のうち、半減期が３０日以上の放射性核種に限定している。

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SRAC及びMVP-BURNコードによる核種崩壊生成計算に使用する燃焼チェーンデータをJENDL-4.0等の近年の核データライブラリから作成した。従来のデータに比べ、長寿命核種をチェーンに追加するとともに、核分裂収率、核異性体比、半減期を新しいデータで置き換えた。JENDL-4.0断面積ライブラリと合わせた照射後試験解析を行い新しい燃焼チェーンデータの妥当性を確認した。

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JENDL-4に基づくSWATライブラリを作成して軽水炉燃料を対象とする燃焼計算を実施し、従来使用しているJENDL-3.3に基づくライブラリを使用した結果との比較によりその妥当性の検討を行ったので報告する。

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格子計算コードAEGISの検証の一環として、PWR燃料棒体系において、JENDL-4.0とENDF/B-VII.0の燃焼特性の比較、検証を行った。 核種ごとの反応率に関して比較したところ、両ライブラリ間でEu-156の反応率の差異が大きいことがわかった。 JENDL-4.0のEu-156の熱群断面積は、ENDF/B-VII.0と比較して50倍程度あり、あり、Gd-157の生成量に大きな影響を与えている。

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PWRおよびBWRの使用済燃料集合体中のガドリニウム量を評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNと最新核データJENDL-4.0を用いて、UO2燃料と可燃性毒物入り燃料(UO2-Gd2O3)の燃料集合体あたりにおける核種生成量を解析した。これにより、使用済み燃料集合体中のガドリニウム同位体について、初期添加毒物の燃焼残留量と核分裂による生成量が定量的に明らかとなった。

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高燃焼度BWR9x9ウラン燃料集合体の3及び5サイクル燃焼後燃料について、炉心設計上重要な核分裂生成核種（FP）等を対象とする核種組成測定試験を実施している。この試験における、Sm、Eu、Gd、Pm等のFP核種の測定データをSRACによる集合体燃焼計算により解析したので報告する。

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軽水炉使用済燃料の核種生成量を精度よく評価するために、燃焼計算コードMVP-BURNに新たに追加した局所出力規格化機能を適用して照射後試験解析を行い、測定値と計算値の比較から、本機能の有効性を確認した。

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3次元BWR全炉心非均質核計算コードDACHS、熱水力解析コードISCOR、サブチャンネル解析コードCOBRAGを結合させたBWR非均質核熱結合計算システムPHNTMを開発し、均質化が炉心計算に及ぼす影響を評価した。

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エネルギー3群炉心計算コードAETNAに、Cm-242/244ミクロ燃焼モデルを追加するとともに、Pu/Cmからの自発核分裂ならびに(α,ｎ)反応による中性子を自動的に固定源とする機能を追加した。実炉のSRNM応答の評価により上記モデルの適用性を評価し、良好な結果が得られたことを確認した。

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これまでの研究で公開炉心計算コードシステムHANCSを開発した。次世代軽水炉燃料ベンチマークとKRITZ実験について解析し，比較検討することで，HANCSの燃料設計部及び，炉心核計算部の検証を行った。

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これまでの研究で公開炉心計算コードシステムHANCSを開発した。商用炉心計算コードと比較検討することで，HANCSの検証を行った。

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これまでの研究で公開炉心計算コードシステムHANCSを開発した。今まではJENDL-3.3を用いていたが、JENDL-4.0を用いて解析を行い、JENDL-3.3と比較をすることで、影響の検討を行った。

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　燃料集合体境界面間の3次元応答行列をモンテカルロ燃料集合体解析コードで直接評価する直接応答行列法による炉心核特性解析手法を開発している。反応率等の基本的な物理量を評価可能とする目的で、開発手法において隣接燃料間の核的非均質性の影響を反映したノード平均の中性子束とマクロ断面積を再構成できる手法を開発した。

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これまでにKUCAで実施されたTh装荷炉心実験の概要および今年度実施した実験内容および結果について報告する。

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