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論文

Subcritical water treatment of spent tannin-based uranium recovery adsorbent

岩本 敏広; 大森 康平; 荒井 陽一; 船越 智雅; 渡部 創; 中村 雅弘; 渡邉 賢*

Proceedings of 32nd International Conference on Nuclear Engineering, Vol.13 (Internet), p.525 - 533, 2026/01

In our laboratory in JAEA, Tannics has been used for uranium recovery from nitric acid medium which has been generated from reprocessing technology developments, and the adsorbents loading uranium and nitric acid ions has been accumulating inside the laboratory. Our previous study has shown subcritical water treatment is effective to decompose organic compounds. The technology utilizes dissolution of organic compounds into subcritical water and chemical reactions with chemically activated species, and the technology is promising also for treatment of the spent Tannics. In this study, applicability of the subcritical water treatment for the spent Tannics decomposition was experimentally examined.

論文

Upgrade of two-dimensional scintillation neutron detectors for single crystal diffractometer SENJU at J-PARC MLF

中村 龍也; 藤 健太郎; 鬼柳 亮嗣; 大原 高志; 細谷 孝明; 戸邊 雅弘; 菱沼 行男*; 海老根 守澄; 坂佐井 馨

Journal of Physics; Conference Series, 3130(1), p.012002_1 - 012002_6, 2025/11

J-PARC物質・生命科学実験施設に設置されたSENJU中性子回折計用の2次元シンチレータ中性子検出器の高度化を進めている。高度化計画には、薄型、高効率型、真空槽下およびバンク設置用の大面積検出器が含まれる。これはすべて$$^{6}$$Li:ZnSと波長シフトファイバーを用いた検出器である。大面積検出器についてはこれまでにオリジナル検出器の2$$times$$2倍の有感面積(512$$times$$512mm)をもつ検出器を開発してきたが、近年ではさらに大面積で長方形の有感面積である検出器を開発している(1$$times$$3倍(256$$times$$768mm)、2$$times$$3倍(512$$times$$768mm))。発表ではこれらの検出器の設計やプロトタイプ検出器の実験結果を報告する。

論文

Development of a quantitative, radiation-resistant feeding pump for use in extraction chromatography techniques for MA(III) recovery

長谷川 健太; 安倍 弘; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 佐野 雄一; 竹内 正行

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.248 - 251, 2025/09

Japan Atomic Energy Agency has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive liquid waste generated in reprocessing of spent nuclear fuel. In this project, a diaphragm pump with radiation resistant is being developed for use in feeding the liquid on the recovery system. In this study, the degradation behavior of ethylene-propylene-diene (EPDM) rubber, selected as a candidate diaphragm material for diaphragm pumps, was quantitatively evaluated by irradiation tests. The rubber samples were immersed in nitric acid solution under tensile load, and irradiated with gamma rays. After irradiation tests, tensile testing and dynamic mechanical analysis, and so on, were conducted to the rubber samples.

論文

クリープ破断時間および高温引張強度予測モデルの連合学習

櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.

鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:52.09(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.

論文

Investigation of manganese(II) behavior in molten chlorides at precipitate formation by oxide addition

山本 由理*; 箕輪 一希*; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 松浦 治明*

Electrochemistry (Internet), 92(4), p.043019_1 - 043019_4, 2024/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Electrochemistry)

使用済核燃料の乾式再処理プロセスは、浴塩をリサイクルしながら実施する。使用後の浴塩には核燃料物質がわずかに含まれることが想定される。検討している酸素導入による沈殿・蒸留プロセスにて浴塩から核燃料物質を回収する手法において、浴塩に混入する放射化生成物の核燃料物質からの分離手法の検討は重要である。代表的な放射化生成物であるマンガンについて、沈殿プロセスにおける浴塩中の挙動を実験及び解析により求めた。検討の結果、マンガンが核燃料物質に同伴することが明確となった。核燃料物質からマンガンを分離する工程のプロセスへの追加が必要となった。

論文

Harmless treatment of radioactive liquid wastes for safe storage in systematic treatment of radioactive liquid waste for decommissioning project

中原 将海; 渡部 創; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則

Proceedings of International Conference on Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Energy Beyond the Pandemic (GLOBAL 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07

高レベル放射性物質研究施設において高速炉燃料再処理技術,高レベル放射性廃棄物処分技術,核燃料サイクル技術に関する基礎研究に伴い様々な液体廃棄物が発生している。これらの試験において様々な試薬は使用されており、試験の過程で有害な物質が発生している。これらの放射性液体廃棄物を安全な状態で保管するために分解,溶媒抽出,沈殿,固化処理等により無害化処理に関する研究開発を実施している。本研究では、放射性液体廃棄物の無害化処理に係る研究開発の現状を報告する。

報告書

有機物含有核燃料物質の安定化処理

先崎 達也; 荒井 陽一; 矢野 公彦; 佐藤 大輔; 多田 康平; 小木 浩通*; 川野邊 崇之*; 大野 真平; 中村 雅弘; 北脇 慎一; et al.

JAEA-Testing 2022-001, 28 Pages, 2022/05

JAEA-Testing-2022-001.pdf:2.33MB

核燃料サイクル工学研究所B棟における試験、分析の実施により発生し、長期間グローブボックス内に保管していた核燃料物質について、当該施設の廃止措置の決定に伴い、高レベル放射性物質研究施設(CPF)の貯蔵庫においてポリ塩化ビニル製の袋(PVCバッグ)で密封して保管していた。CPF安全作業基準に基づく貯蔵物の定期点検においてPVCバッグが徐々に膨らむ状況が確認されたことから、当該試料中から放射線分解によると思われる何らかのガスが発生していると考えられた。ガスが滞留した状態で放置すると、PVCバッグの破裂・破損に繋がるため、ガスが発生しない状態に安定化する必要があると考えた。安定化処理までの処理フローを確立するため、当該核燃料物質の性状を調査した。また、その結果から模擬物質を選定してモックアップ試験を実施した。性状調査においては放射能分析や成分分析、熱分析を実施した。放射性物質濃度及び組成を明らかにするため、$$gamma$$線スペクトロメトリーによる定性分析及び試料溶解による成分分析を実施した。次に、加熱処理による発熱反応を確認するため、酸素をコントロールした条件下で熱分析を実施した。熱分析の結果から有機物含有核燃料物質の組成を推定し、700$$^{circ}$$Cの熱処理により安定化が可能と判断できたことから、全量を熱処理し安定化処理作業を完了した。核燃料物質の熱処理においては、まずは少量の試料により安全性を確認した後、処理規模をスケールアップした。熱分解処理後の重量減少量の測定により、核燃料物質に混合する有機物が完全に分解できたことを確認した。安定化処理後の核燃料物質はSUS製貯蔵容器に収納してバッグアウトし、CPFの貯蔵庫に貯蔵することで一連の安定化処理作業を完了した。今後の廃止措置においても、性状不明な核燃料物質の安定化処理が必要なケースが想定されることから、安定化処理において得られた知見について報告書にまとめる。

論文

Observation of Eu adsorption band in the CMPO/SiO$$_{2}$$-P column by neutron resonance absorption imaging

宮崎 康典; 渡部 創; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 甲斐 哲也; Parker, J. D.*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011073_1 - 011073_7, 2021/03

中性子共鳴吸収イメージングを、抽出クロマトグラフィに使用するマイナーアクチノイド回収用CMPO/SiO$$_{2}$$-Pカラムで形成したEu吸着バンドの観測に適用した。軽水や重水で調製した湿潤カラムと乾燥吸着材を充填した乾燥カラムを比較し、中性子透過を評価した。中性子透過スペクトルから、乾燥カラムは45%、軽水調製カラムは20%、重水調製カラムは40%の中性子透過を確認した。得られた結果から、CMPO/SiO$$_{2}$$-Pカラムに形成したEu吸着バンドを観測するには、重水の使用によって、より鮮明になることを明らかにした。今後、カラム操作による吸着バンドのカラム内移行挙動を明らかにする。

論文

Analysis on adsorbent for spent solvent treatment by micro-PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; et al.

International Journal of PIXE, 29(1&2), p.17 - 31, 2019/00

PUREX再処理等の試験研究により、U, Puを含む廃溶媒が発生し、安全な保管や廃棄の観点から、廃溶媒からの核燃料物質の回収は重要なプロセスである。そこで、Pu(IV)の模擬としてZr(IV)を用いて模擬廃溶媒を調製し、固体吸着材による回収法を検討し、イミノ二酢酸を導入した吸着材が廃溶媒中からの核燃料物質回収に有効であるとの結果を得ている。実用化に向けては吸着量の向上が課題であったことから、イミノ二酢酸の導入量を増加させるためにポリマーを被覆した多孔質シリカの利用を検討し、そのポリマーにイミノ二酢酸を導入することで吸着材を合成した。合成した吸着材について、廃溶媒処理への適用性を評価するためには、吸着能力と吸着メカニズムを明らかにする必要がある。そこで、微量元素の測定が可能であるマイクロPIXE分析に着目し、吸着したZrの分布や量を測定することで、吸着材に導入したイミノ二酢酸基の利用効率を評価した。また、吸着材中のイミノ二酢酸に吸着したZr周りの局所構造を明らかとするためにEXAFS分析を実施した。それぞれの分析結果から、本件で合成した吸着材は溶媒中でもZrと吸着反応を示すことを確認したが、沈殿と推察される粒子が観察され、吸着材の合成方法の更なる改善が必要である。

論文

Basic study on radiation degradation of potassium nickel ferrocyanide

荒井 陽一; 渡部 創; 高畠 容子; 中村 雅弘; 中島 靖雄

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/10

放射性廃液からの放射性セシウムの除去は放射性廃棄物低減化に対して有効な手段であることから、その放射性セシウムの選択的除去のためにフェロシアン化物を用いた研究が行われている。フェロシアン化物の廃棄物は水を含んだスラリー状であり、フェロシアン化物の存在により放射線照射による水の分解に起因する水素の生成に影響を与える可能性が考えられる。また、フェロシアン化物は、その構造にシアンを含むことから、分解によりシアンが放出される可能性がある。そこで、水に浸漬させた状態でフェロシアン化ニッケルカリウム(KNiFC)に$$^{60}$$Coによる$$gamma$$線を照射し、水素やシアンの発生量を測定し、KNiFCの放射線分解について調査した。本試験の結果、KNiFCの存在により水素のG値が増大することを確認した。よって、KNiFCを貯槽等で保管する場合には掃気により水素濃度を減少させることが必要である。なお、Csの吸着の有無は水素の発生に影響しないことについても確認した。また、6MGyの照射により、溶液中にシアンが検出されたものの、その生成量は1.3mg/Lと十分に低い濃度であり、ガス化したシアン化水素は検出されなかった。

論文

Research and development of crystal purification for product of uranium crystallization process

矢野 公彦; 中原 将海; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 中村 和仁*; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; et al.

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.143 - 150, 2009/09

The behaviors of impurities and applicability of sweating and melting-filtration operations to the purification for UNH crystal were investigated experimentally on a beaker and an engineering scale. With regard to behaviors of impurities, the conditions of cesium and barium precipitation were surveyed and it was clarified that there were most impurities on the outside of UNH single crystal and that they make no eutectoid with UNH. On the other hand, it is confirmed that sweating and melting-filtration operations were effective in principle by the experiment with uranium and simulated FP system. After that, its effects verified by beaker scale experiments with the system including plutonium and irradiated fuel. Additionally, engineering scale tests were carried out with a Kureha Crystal Purifier (KCP) type testing device to evaluate that its performance was suitable for UNH purification. This work was supported by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan (MEXT).

報告書

振動充填燃料開発に関するスイスPSI・オランダNRGとの共同研究成果報告書(II); 照射試験及び照射後試験(共同研究)

中村 雅弘; 小澤 隆之; 森平 正之; 木原 義之

JAEA-Research 2006-028, 146 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-028.pdf:37.95MB

核燃料サイクル開発機構(現、日本原子力研究開発機構)では、動力炉・核燃料開発事業団時代の1996(平成8)年より2005(平成17)年まで、スイスPSI(Paul Scherrer Institut)及びオランダのNRG(Nuclear Research and Consultancy Group)との間で「振動充填燃料開発に関する共同研究」を実施した。これは、スフェアパック燃料(球状粒子充填燃料)について、ペレット燃料,バイパック燃料(非球形粒子充填燃料)とともに、オランダのHFR(High Flux Reactor)において比較照射を行う共同研究プロジェクトである。5%Np-MOXスフェアパック燃料を含む合計16セグメント(燃料ピン8本)の照射試験の結果、燃料の破損は発生しなかった。スフェアパック燃料の組織変化は、照射初期に急速に進み、48時間の定常照射により、中心空孔の形成はほぼ完了していた。溶融限界線出力試験の結果、HFRの条件下におけるスフェアパック燃料の溶融限界線出力は60kW/m、ペレット燃料の溶融限界線出力は73kW/mと評価した。バイパック燃料及びNp含有MOXスフェアパック燃料の照射挙動は、MOXスフェアパック燃料と大きな差違は見られなかった。しかしながら、組織変化試験におけるNp含有MOXスフェアパック燃料の中心空孔径はMOXスフェアパック燃料のそれよりも大きく、Np含有MOX燃料はMOX燃料と比較して熱伝導度が小さいことが考えられる。

論文

PIE results of comparative irradiation tests in HFR for sphere-pac fuel, pellet fuel and vipac fuel

森平 正之; Hellwig, C.*; Bakker, J.*; 中村 雅弘; 小澤 隆之; Bart, G.*; 木原 義之

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

サイクル機構がスイスPSIおよびオランダNRGとの間で進めてきたオランダのHFRにおけるスフェアパック燃料(SPF)、ペレット燃料、バイパック燃料(VPF)の比較照射試験の結果について報告する。本照射試験は、溶融限界線出力データを含むSPFの照射初期における熱的挙動データを採取し、FSにおけるSPFの性能評価と設計コードの検証に資することを目的として実施したSPF、ペレット燃料、VPFの比較照射試験であり、うち2本のSPFは5%Npを添加したものである。

報告書

Final Report of the FUJI Project Concerning the Research and Development of Advanced Sphere-Pac Fuel among JNC, PSI and NRG

森平 正之; 中村 雅弘; 小澤 隆之; 木原 義之; Hellwig, C.*; Ingold, F.*; Bakker, K.*

JNC TY8400 2005-006, 320 Pages, 2005/08

JNC-TY8400-2005-006.pdf:18.0MB

サイクル機構では、1996年から2005年にかけて、スイスPSI (Paul Scherrer Institut)、オランダNRG (Nuclear Research and Consultancy Group)との間で、スフェアパック燃料に係る共同研究を実施した。本共同研究は、機構の先進リサイクル燃料の候補である振動充填燃料に対する関心から計画されたものであり、MOXスフェアパック燃料、バイパック燃料、ペレット燃料の3種類の燃料についてオランダのHFR (High Flux Reactor) における比較照射試験を実施した。照射した3種類、計16本の燃料セグメント(燃料ピン8本)はPSIにおいて製造したもので、これらは20%Pu-MOXの組成を持つものであるが、うち2本のスフェアパック燃料は5%Np-20%Pu-MOXの組成とした。スフェアパック燃料用の粒子燃料は内部ゲル化法を用いて製造したもので、同プロセスが5%Npの添加にも問題なく適用できることがわかった。これらの燃料は、2003年9月にHFRの所在するオランダのペッテンに輸送されたのち、サンプルホルダーとしての組立が行われた。HFRでは、3回の短期定常照射と1回の溶融限界線出力試験が実施され、各回2本の燃料ピン(4セグメント)が同時照射された。短期定常照射試験はスフェアパック燃料の照射初期における組織変化データを得ることを目的とし、溶融限界線出力試験はスフェアパック燃料のPTM線出力をペレットとの比較データとして得ることを目的として実施された。照射試験は、2004年の1月から3月と同年12月から2005年3月にかけて行われ、同年7月に照射後試験が終了した。本共同研究は、HFRにおける照射試験を主たる目的として実施したものであるが、スフェアパック燃料のモデリングや設計技術のPSIから機構への移転、ハルデン炉におけるIFA-550.11照射試験(スイスのGösgen PWRにおいて定常照射を行ったUO2スフェパック燃料の出力急昇試験)、PSIにおける各種燃料の製造試験など多くの関連する作業が行われた。本報告書は、これらのうち、照射試験の計画、燃料設計、燃料製造、照射、照射後試験およびデータ解析の結果についてまとめたものである。

報告書

低除染燃料熱伝導度の検討

中村 雅弘

JNC TN8400 2004-007, 76 Pages, 2004/04

JNC-TN8400-2004-007.pdf:3.72MB

低除染燃料の炉内における性能評価の一環として,擬低除染燃料を作製し,レーザフラッシュ法を用いて熱伝導度測定を実施した。測定結果から,Klemens-Adelesの評価手法は低除染燃料の熱伝導度を評価する手法として適当であることが分かった。評価結果として,低除染燃料の熱伝導度はUO2燃料と比較して,乾式再処理後の低除染燃料では500$$^{circ}C$$で約16%,1500$$^{circ}C$$で約7%,湿式再処理後の低除染燃料では500$$^{circ}C$$で約10%,1500$$^{circ}C$$で約4%小さい値となることが分かった。

論文

振動充てん燃料設計コードの開発

中村 雅弘; Pouchon, M. A.; 宮本 寛; 中島 靖雄

サイクル機構技報, (15), p.47 - 57, 2002/06

高速増殖炉サイクル実用化調査研究における振動充てん燃料の設計評価のため、振動充てん燃料に特有な物性・挙動モデルを組み込んだ設計コードを開発した。粒子間焼結を考慮するため、Matthewsによる焼結理論を用いてネック成長速度が評価される。実効熱伝導度・熱伝達率モデルとしてはBottaらによるSPACONモデルを使用し充てん体構造に即した熱伝導度・熱伝達率を評価する。実効ヤング率モデルとしては個別要素法による評価に基づいたモデルを開発した。現在、炉外試験により個々のモデルの信頼性を確認している。さらに今後、照射試験結果を用いたコードの総合的な検証を実施し、信頼性を向上させる予定である。

論文

振動充てん燃料模擬体の写真(技報15号表紙写真)

中村 雅弘

サイクル機構技報, (15), 1 Pages, 2002/06

振動充てん燃料の原子炉内での挙動を評価するために、燃料模擬体を作成し、実験室において試験を実施している。写真は使用された模擬体で、上半分がバイパック燃料、下半分がスフェアパック燃料の模擬体である。バイパック燃料の模擬体はペレット燃料を破砕して作成し、充てん体圧縮特性評価試験に使用した。スフェアパック燃料の模擬体は市販のジルコニア粒子を用いて作成し、粒子間焼結試験に使用した。

報告書

振動充填燃料焼結体の熱伝導度測定試験,1; 試料作成方法の検討

中村 雅弘; 水野 峰雄*; 高阪 裕二*; 小川 伸太*

JNC TJ8440 2002-003, 55 Pages, 2002/02

JNC-TJ8440-2002-003.pdf:13.04MB

本試験では熱伝導度測定用の振動充填燃料焼結体を製作する条件を把握するため、転動造粒法で作製したUO$$_{2}$$粒子の円板状充填層をクリープ試験機を使用して高温に保持して定常荷重負荷をかけた粒子焼結試験を実施し、以下の結果を得た。(1)1700$$^{circ}C$$、7MPaの温度/圧縮荷重条件下で約2時間30分保持することにより、充填粒子層に4.5$$sim$$4.7%の焼きしまり歪量が生じ、粒子ネック比:約40%まで粒子間焼結を進行させられることがわかった。(2)焼きしまり歪量が大きくなると粒子ネック比が大きくなる関係が確認されたことより、基本的に焼きしまり歪量の調整により目的とする粒子ネック比の焼結体を製作できる見通しを得た。(3)粒子充填層の焼きしまり歪量は充填粒子粒径に依存し、粒径が大きい程、焼きしまり歪量は大きくなった。これは粒径増大による接触点数減少に伴う局所応力の増大によるものと考えられた。(4)充填粒子の粒径が小さくなると、粒子充填層肉厚(荷重負荷)方向に比して半径方向の粒子ネック比が小さくなり、粒子が分離しやすくなる傾向が認められた。(5)焼結試験前後の結晶粒径測定結果より、粒子焼結による結晶粒径の有意な変化は認められなかった。

論文

A Mixed ceramic-metal sphere-pac concept

Pouchon, M. A.; 中村 雅弘

Proceedings of Actinides 2001, 0 Pages, 2001/11

None

論文

Development of sphere-pac nuclear fuel behavior analysis code

中村 雅弘; 中島 靖雄; Pouchon, M. A.

Proceedings of Actinides 2001, 0 Pages, 2001/11

None

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