Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 渡邊 雅範; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2017-003, 65 Pages, 2017/06
JAEA-Research-2017-003.pdf:2.92MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターと福島環境安全センターは共同で、今後の跡措置や環境回復等の事業に関して、地域との継続性のある関係構築に必要な条件や、活動を通して得られる効果を把握するため、閉止鉱山及び産業廃棄物処分場でのリスクコミュニケーション事例を委託調査した。その結果、(1)地域におけるつながりや、つながりの場の形成、(2)既存のリソース(人員・土地・施設等)の活用、(3)地域における新たな価値の創出、(4)事業の安全性の担保や信頼の醸成に向けた取り組み、などによる、事業の安全性や周辺環境の健全性を長期的に確認できる仕組みや環境保全などについて学べる地域的フィールドの創成、が重要であることが示唆された。
田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2016-017, 76 Pages, 2017/01
JAEA-Research-2016-017.pdf:10.57MB
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、1955年のウラン鉱床露頭発見以降、ウランの探鉱、採鉱、製錬・転換、濃縮に係る研究技術開発事業や、2001年以降の廃止措置事業を通じて、50年以上にわたって地域とのコミュニケーションの経験を重ねてきた。数十年を超える長期に展開するようなウラン鉱山跡措置を含む廃止措置事業が主要業務となっているセンターにとって、地域とどのような関係を築き、さらにそれを形骸化させず、どのように継続できるかが特に重要なリスクコミュニケーション上の課題であると考えている。このような課題解決に資するため、センターの事業と類似した国内の事例を調査し、センターで現在行われている取組と比較して、今後センターで必要になる取組などについて検討した。
田中 照也*; 佐藤 聡; 近藤 恵太郎; 落合 謙太郎; 村田 勲*; 高倉 耕祐; 佐藤 文信*; 加田 渉*; 飯田 敏行*; 今野 力; et al.
Fusion Science and Technology, 60(2), p.681 - 686, 2011/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.73(Nuclear Science & Technology)Li/V合金ブランケット設計における核計算精度を調べるため、内部に5cm厚のV合金層を設けた46
5151cm
の固体Liブロック体系に対する14MeV中性子照射実験を実施した。体系内にはNb, Ni, In, Au箔、及び
Li濃縮(Li: 95.5%), 
Li濃縮(Li: 99.9%)Li
CO
ペレットを設置し、
Nb(n,2n)
Nb, 
Ni(n,p)Co, 
In(n,n')
In, 
Au(n,
)
Au反応の反応率とトリチウム生成率を測定した。測定結果はMCNP5, JENDL-3.3, JENDL/D-99を用いた中性子輸送,反応率計算結果と比較した。Nb, Ni, In箔の反応率についての比較は、高速中性子輸送に関しておおむね10%以内で実験と計算が一致していることを示した。Au箔の反応率についてはV合金層表面において15%程度計算値が過小となり、過去に指摘されているVの4keV付近の弾性散乱断面積の問題に起因している可能性がある。トリチウム生成率についてはLi濃縮,Li濃縮LiCOペレットで各々、2-8%及び1-4%で計算値と実験値は一致した。
Be halo nucleus from 
Bi at coulomb barrierMazzocco, M.*; Signorini, C.*; Romoli, M.*; De Francesco, A.*; Di Pietro, M.*; Vardaci, E.*; 吉田 光一*; 吉田 敦*; Bonetti, R.*; De Rosa, A.*; et al.
European Physical Journal A, 28(3), p.295 - 299, 2006/06
被引用回数：46 パーセンタイル：90.03(Physics, Nuclear)弱く束縛されたハロー核 BeのBによる散乱を40MeVで測定した。低強度・低エミッタンスの放射性ビームによる実験であったが、8個のSiテレスコープからなる大立体角(
2
sr)かつコンパクトな検出器により測定が可能となった。
Beの散乱角度分布と相対的な核反応断面積は、似たような振る舞いであることがわかった。このことは、クーロン障壁近傍におけるハロー構造あるいは弱く束縛された系の反応機構に与える影響は余り大きくないことを示唆するものである。
松田 誠; 竹内 末広; 月橋 芳廣; 花島 進; 阿部 信市; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; et al.
Proceedings of 3rd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 31st Linear Accelerator Meeting in Japan, p.275 - 277, 2006/00
2005年度のタンデム加速器の運転日数は182日であった。加速管の更新により最高端子電圧は19.1MVに達し18MVでの実験利用が開始された。利用イオン種は21元素(28核種)であり、
Oの利用が全体の約2割で、おもに核化学実験に利用された。p, 
Li, 
Xeの利用はそれぞれ約1割を占め、p, LiはおもにTRIACの一次ビームに利用された。超伝導ブースターの運転日数は34日で、昨年度から始まったTRIACの実験利用は12日であった。開発事項としては、タンデム加速器では加速管を更新し最高電圧が19MVに達した。また高電圧端子内イオン源の14.5GHzECRイオン源への更新計画が進行している。超伝導ブースターは1994年以来高エネルギービームの加速に利用されてきたが、近年になりインジウムガスケットに起因する真空リークが発生している。空洞のQ値も下がってきており、対策として空洞に高圧超純水洗浄を施し性能を復活させる試験を進めている。KEKと共同で進めてきたTRIACは2005年3月に完成し、10月から利用が開始された。TRIACからのビームを超伝導ブースターにて58MeV/uのエネルギーまで加速する計画を進めており、TRIACからの1.1MeV/uのビームを効率よく加速するため、low
空洞の開発を行っている。
吉田 茂生*; 西谷 健夫; 落合 謙太郎; 金子 純一*; 堀 順一; 佐藤 聡; 山内 通則*; 田中 良平*; 中尾 誠*; 和田 政行*; et al.
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.637 - 641, 2003/09
被引用回数：9 パーセンタイル：53.35(Nuclear Science & Technology)核融合炉からのスカイシャインは炉の安全の評価上重要であるが、これまでD-T中性子に対するスカイシャインの実験的評価はほとんどなかった。そこで原研の核融合中性子源FNSを用いてD-T中性子に対するスカイシャイン実験を実施した。FNS第一ターゲット室の天井のスカイシャインの実験用遮蔽ポート(1m1m)を開放し、上空向かって中性子を打ち上げ、散乱中性子及び2次線の分布を線源から 550mまでの範囲で測定した。中性子に対しては、He-3レムカウンタ,BF-3比例計数管,線に対しては、大形NaIシンチレータ検出器及びGe半導体検出器を使用した。測定された線量は中性子がほとんどを占め、1.710n/sの発生率に対し、線源から150m及び400mでそれぞれ0.1
Sv/h,0.01Sv/hであった。またJENDL-3.2を用いたモンテカルロ計算(MCNP-4B)と比較した結果、150mまでは、実験値とよく一致することがわかった。また空中に打ち上げられた中性子を線上中性子源とみなす解析モデルは非常によく実験値を再現することがわかった。2次線に関しては6MeVの高エネルギー線が主になっており、スカイシャイン中性子が地中で起こすSi(n,)反応によると考えられる。
掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*
JNC TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。
玉井 聡行*; 一ノ瀬 暢之; 田中 智子*; 貴家 恒男; 橋田 勲*; 水野 一彦*
J. Org. Chem., 63(10), p.3204 - 3212, 1998/00
被引用回数：24 パーセンタイル：63.1(Chemistry, Organic)ビフェニル、ターフェニルなどのポリフェニレン化合物の光誘起電子移動反応系に対する共増感効果について、時間分解過渡吸収測定法を用いて検討した。9,10-ジシアノアントラセン(DCA)電子受容性を増感剤とする電子共与性化合物のラジカルカチオンを経由する反応はビフェニルなどの共増感剤の存在下で著しく促進されることが知られているが、1,2-ビス(4-メトキシフェニル)シクロプロパン(CP)の連鎖的なシス-トランス異性化反応、光酸素酸化反応の反応量子収率とCPのラジカルカチオン生成の量子収率から求めた連鎖長は、共増感剤の存在下、数倍から数十倍に増大することが分かった。従来、DCAと共増感剤のラジカルイオン対の高い解離収率で共増感効果が説明されてきたが、むしろ基質ラジカルカチオンと共増感剤との錯体形成がラジカルカチオンの失活を抑制するためであると考えられる。
新村 信雄*; 田中 伊知朗*; 峯崎 善章; 唐沢 裕子*; 田中 勲*; 三木 邦夫*; 佐藤 衛*; 日高 昌則*; 皆川 宣明; 森井 幸生
Physica B; Condensed Matter, 213-214, p.786 - 789, 1995/00
被引用回数：18 パーセンタイル：70.91(Physics, Condensed Matter)タンパク質・DNA等の生体物質の水素の位置及び、それらの配位水の水素の位置を決定するための装置が生体物質中性子回折計である。生体物質中性子回折計では、試料位置での中性子束が強く、かつ、ビーム分散の小さい中性子束が必要で、そのためのモノクロメーターが開発された。又、結晶からのBragg反射を出来るだけ多く観測できるように大面積の中性子検出器を設置した。その他種々の工夫を凝らした生体物質中性子回折計を製作し、卵白リゾチーム単結晶からのbragg反射パタンを得ることに成功した。
石橋 祐三; 河田 東海夫; 田中 康正; 山本 隆一; 萩野谷 勲
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.0 - 0, 1995/00
再処理施設においては、高放射性物質を取り扱うため、主要なプロセス機器類は、セル内に収められている。そして、再処理施設のセルに収められた機器類の故障に伴なう補修、交換作業には、多大な作業員と長期間を要し、結果として施設稼動率の低下とメンテナンス費用の増大をもたらすことと言える。そこで、これらの課題の克服を目的として実施してきた、遠隔操作による大型塔槽類の解体・撤去技術開発に関するモックアップ試験の結果等について報告する。
伊藤 政幸; 池島 義昭; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳
マテリアルライフ, 4(1), p.37 - 43, 1992/01
大洗研究所の材料試験炉のインパイルループ(OWL-2)と原子炉圧力容器との間のシールのために13年間使用されていたシリコーンOリング(全部で3ヶ所)の劣化の程度を評価するために、機械的性質を測定した。Oリングが受けた線量を遮蔽計算コードQAD-CGを用いて計算し、一番高い位置で3.46kGyを得た。運転中の温度についても解析コードを用いて計算し、50
Cと推定された。Oリングが受けた摺動は原子炉圧力容器とOWL-2の材料の熱膨張係数から算出し、最大5.3mmと推定された。老化に寄与する最大の因子は放射線と考えられるので、同じタイプのOリングについて時間短縮照射を行い、機械的性質を測定した。破断伸びが50%に達する時点を寿命と仮定し、余寿命を推定すると26年となった。材料をEPDMとした場合には、同じ時間加速照射した物性値から寿命はシリコーンゴムの3倍と推定された。
小山 昇; 鍋谷 栄昭; 中崎 長三郎; 田中 勲
UTNL-R-0274, p.2-1 - 2-6, 1992/00
JMTRにおける出力急昇試験設備は、軽水炉燃料の安全性研究を目的として、昭和56年より供用を開始し、現在までに48本の燃料試料の出力急昇試験を行った。この間、照射要求に応じて、1サイクル当りの照射本数の増加、照射済燃料の再照射、燃料試料の線出力の増大BOCAキャプセルの再使用化等設備の高性能化を図ってきた。ここでは主にHe-3・BOCA照射装置、シュラウド照射装置について、照射要求の高度化とそれに伴う性能向上について具体例をあげて紹介する。
福田 幸朔; 小川 徹; 林 君夫; 塩沢 周策; 鶴田 晴通; 田中 勲; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 金子 光信*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.570 - 581, 1991/06
本研究は高温工学試験研究炉用被覆粒子燃料の開発についてのものである。最初にHTTR燃料の概念について、記述したのち、燃料製造、燃料性能の実証、燃料の異常時安全性についての研究成果を示した。燃料製造においては、流動蒸着についての研究及び二重オーバ・コート法について技術開発を記述した。燃料性能実証では照射下での被覆粒子挙動及びFP放出について示した。安全性では、超高温下での被覆粒子破損及びFP放出に関する研究を記述した。
高崎 明人; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 中川 哲也; 田中 勲
JAERI-M 90-231, 17 Pages, 1991/01
著者らは前報において常温常圧環境下で行われたクラッド分離装置の性能試験結果について述べた。その結果として、本装置の特性(分離効率)は少なくともクラッドの磁化率、クラッド径及び流量に依存することが示唆された。また、造粒器の使用は低分離効率時において有効であることも示唆された。性能試験後、本装置はHBWR(ノルウェー)へ船輸送され、最終的な確証試験(炉内試験)がHBWRのBWR用ループを用いて行われた。確証試験の結果として、分離効率は、クラッド入口濃度が低い場合その濃度に比例することが明らかとなった。また、入口鉄濃度6ppbでクラッドの生成(放出)速度と分離装置が見かけ上平衡状態となることが示唆され、本装置の分離限界が明らかとなった。さらに、分離効率は原子炉シャルトダウン中に比較的低く、原子炉起動時に高くなることが明らかとなった。
高崎 明人; 飯村 勝道; 田中 勲
JAERI-M 90-230, 20 Pages, 1991/01
JMTRは1981年よりクラッド分離装置の開発を行っており、HBWR(ノルウェー)で用いる予定の確証試験(炉内試験)用装置の製作が完了した。本装置は一次系冷却水中に循環するクラッドを分離容器まわりに配置した磁気回路により除去しようとするものである。JMTRでは確証試験に先立ち、常温常圧環境下において本装置の性能試験を行った。また、クラッド分離メカニズムの簡単な理論解析も行った。それらの結果、クラッド分離効率は、クラッド磁化率及びクラッド粒径の増加に伴い上昇し、一方、流量の増加に伴い低下することが示唆された。また、クラッド粒径を増大させる目的で本装置入口に取り付けられた造粒器の使用は、低分離効率時(低磁化率、低クラッド径もしくは高流量時)に有効であることが示唆された。
斎藤 春雄; 浦本 敏正; 福島 征夫; 小畑 雅博; 鈴木 忍; 中崎 長三郎; 田中 勲
Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.285 - 292, 1991/00
原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つである。JMTRでのキャプセル照射は、アナログ型の調節器による温度制御を行ってきた。今回、温度制御系にパーソナルコンピュータを付加した温度制御方式を開発した。これにより、原子炉出力上昇前に、キャプセル温度を定常にする照射試験、サイクル温度変化、任意速度での直線状・段階状の昇温及び降温等の照射試験が可能となり、キャプセル方式による照射試験の内容が大幅に拡大した。
池島 義昭; 伊藤 政幸; 白石 忠男; 佐藤 隆一; 田中 勲; 市橋 芳徳
JAERI-M 90-216, 40 Pages, 1990/12
放射線環境下で、しかも実機状態で長時間にわたって使用した有機材製Oリングの機械的性質に関して評価したデータは稀少なものである。シリコンゴム製Oリングは、常に透過放射線に曝されるJMTRの原子炉圧力容器内においてシール材として13年間にわたって使用され、その間に約3.46kGyの吸収線量を受けたものである。本報告は、実機状態で長期間にわたって使用したOリングとガンマ線を使って加速照射したものについて、長期使用が及ぼす機械的性質への影響を評価したものである。実機のような使用環境ではシリコンゴム製Oリングは吸収線量にして約300kGyに達するまで使用可能であり、同Oリングの使用寿命は40年と推定される。新OWL-2炉内管用として採用したEPDM製Oリングは、シリコンゴムに較べて耐放射線に優れており、使用寿命は約3倍となる。
鈴木 忍; 池島 義昭; 河野 政勝; 渡邊 浩之; 佐藤 均; 田中 勲
JAERI-M 90-196, 45 Pages, 1990/11
OWL-2は、我が国最大規模のインパイル・ループとして1972年2月JMTRに設置されて以来、各種の動力炉用燃料・材料試料の照射試験及び炉工学的試験に使用されてきたが、所期の目的を達成したため廃止する計画である。廃止後には、JMTR改造計画の一環として核融合炉用増殖ブランケットの試験研究を進めて行くうえで必要な新ループの設置を予定している。本報告は、インパイル・ループの設計上考慮した点を中心に、廃止計画に至るまでの経緯と照射試験、タービン型流量計の開発、炉内管構造材のサーベイランステストの結果及び炉内管に発生したTGSCCとその防止対策などについてまとめたものである。
小畑 雅博; 遠藤 泰一; 田中 勲; 伊藤 治彦
UTNL-R-0247, 6 Pages, 1990/00
原子炉での中性子照射試験研究において、照射温度は最も重要なパラメータの一つであり、JMTRでは、様々な温度制御方法を用いて照射研究のニーズに対応してきている。JMTRにおけるキャプセル温度制御の実際として、真空温度制御キャプセル、ヒータ温度制御キャプセルとこれらを組合せた方法による原子炉低出から定格出力までの一定温度制御について紹介し、さらに最近開発した自動化型温度制御装置とこれを使用した一定温度制御の照射試験結果について報告する。
池島 義昭; 河野 政勝; 渡邊 浩之; 鈴木 忍; 佐藤 均; 田中 勲
JAERI-M 89-043, 35 Pages, 1989/03
OWL-2は、我が国最大規模のインパイル・ループとして1972年2月JMTRに設置されて以来、各種の動力炉用燃料・材料試料の照射試験及び炉工学的試験に使用されてきたが、所期の目的を達成したため廃止することになっている。廃止した後には、JMTR性能向上計画の一環として軽水炉の高度化及び核融合炉の開発研究を進めて行くうえで必要な新ループの設置を予定している。本報告は、インパイル・ループとして設計上考慮した点を中心に、廃止に至るまでの経緯と照射試験、タービン型流量計の開発、炉内管構造材のサーベランステストの結果及び炉内管で経験したTGSCCとその対策などについてまとめたものである。
