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論文

Thermally altered subsurface material of asteroid (162173) Ryugu

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.

Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03

 被引用回数:30 パーセンタイル:96.87(Astronomy & Astrophysics)

2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300$$^{circ}$$Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200$$^{circ}$$Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。

論文

The Surface composition of asteroid 162173 Ryugu from Hayabusa2 near-infrared spectroscopy

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 荒井 武彦*; 仲内 悠祐*; 中村 智樹*; 松岡 萌*; et al.

Science, 364(6437), p.272 - 275, 2019/04

 被引用回数:233 パーセンタイル:99.74(Multidisciplinary Sciences)

小惑星探査機はやぶさ2のターゲット天体であるリュウグウは、始原的な炭素質物質で構成されていると考えられている。はやぶさ2に搭載された近赤外分光計(NIRS3)によって、天体の表面組成を得た。天体全体の観測で、弱く細い吸収が2.72ミクロンに確認され、OHを含む鉱物の存在を示している。弱いOH吸収と低いアルベドは熱やショックによって変質を受けた炭素質コンドライトに似ている。OHバンドの位置はほとんど一定であり、衝撃片の集合によって形成されたリュウグウは組成的に均質であることを示している。

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,4; 加速器駆動システムを用いた核変換システムと分離変換技術の成熟度

辻本 和文; 荒井 康夫; 湊 和生

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 59(11), p.644 - 648, 2017/11

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第4回にあたる本稿では、加速器と未臨界炉を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)と核変換用窒化物燃料を用いた核変換システムについて解説するとともに、分離変換技術の開発がどの段階まで進んでいるのかを解説する。ADSについては、ADSによるMA核変換システムの特徴について述べるとともに、日本原子力研究開発機構(JAEA)で概念検討を進めている液体鉛ビスマス冷却システムを解説した。また、JAEAで実施中の主な研究開発項目を述べるとともに、現在計画中の新たな実験施設を紹介した。窒化物燃料については、MA核変換システム用燃料としての特徴、製造技術と使用中の燃料ふるまい評価における課題を解説するとともに、JAEAで実施中の主な研究開発項目を紹介した。最後に、新技術の着想から実用化までをいくつかの段階に分けて技術開発の進展を体系的に示す指標である技術成熟度(TRL)を用いて、わが国における分離変換技術の成熟度を評価した結果を示した。

論文

Design and burn-up analyses of new type holder for silicon neutron transmutation doping

米田 政夫; 新居 昌至; 玉井 和夫*; 川崎 幸三*

Applied Radiation and Isotopes, 113, p.60 - 65, 2016/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.85(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

研究用原子炉JRR-3におけるシリコン照射において、シリコンインゴットを均一に照射するためのシリコン照射ホルダーの設計・製作及び燃焼解析を行った。新型シリコン照射ホルダーでは、アルミニウムと中性子吸収材であるB$$_{4}$$Cからなる合金を用いることにより、軸方向の中性子束分布の均一化を図っている。しかし、中性子吸収材を用いることにより、長期使用時のフィルター性能の低下が懸念される。本研究により、800時間の照射では、ドーピング分布の変化がほとんど表れないことが分かった。ホルダーの寿命は、フィルターの性能低下以外に、ホルダーに含まれる不純物の放射化量で決まり、それは数百時間と推定される。不純物の放射化が問題となる照射時間の範囲では、ドーピング反応の分布は問題とはならないことが分かった。長期間照射で用いても安定した均一性を維持しており、ドーピング反応の軸方向の差異は、1600時間照射では1.08、4000時間照射では1.18であった。この新型ホルダーを用いることにより、従来のホルダーを用いることに比べて1.7倍の増産が期待されている。

論文

The Investigation of the new multipurpose research reactor succeeding to JRR-3

滝野 一夫; 新居 昌至; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.667 - 676, 2016/03

研究炉加速器管理部ではJRR-3の後継炉となる多目的試験研究炉の概念検討を開始した。研究炉に関する国際会議であるRRFMにおいて次期試験研究炉の概要及び検討状況について報告する。

論文

もんじゅの過去・今・これから

向 和夫; 荒井 眞伸; 伊藤 和寛; 大川内 靖

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 56(9), p.554 - 560, 2014/09

エネルギー基本計画で、「もんじゅ」を進めることが改めて明確になった。しかし、その運転再開時期については、いまだに不透明のままである。「もんじゅ」をめぐる現場は今、どうなっているのか。一方で、日米原子力協力協定の改定が2018年に迫り、この時までに「もんじゅ」が運転を再開していなければ、日本に認められている核燃料サイクル政策の実行に悪影響を及ぼす可能性があるとも言われている。これらにどう対処していけばよいのか。東京工業大学の澤田哲生氏と「もんじゅ」の技術者で議論を行った。

論文

Decontamination of outdoor school swimming pools in Fukushima after the nuclear accident in March 2011

三枝 純; 操上 広志; 安田 良; 栗原 和男; 新井 栄揮; 黒木 良太; 松橋 信平; 小澤 隆志; 後藤 浩明; 高野 隆夫; et al.

Health Physics, 104(3), p.243 - 250, 2013/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.83(Environmental Sciences)

2011年3月の原子力発電所事故を受け、福島県内の多くの学校プールでは、放射性セシウムを含んだ水が農地に放出されることへの懸念から、プール水が排水できないままにあった。原子力機構では、プール水を除染するための方法として、各種のセシウム吸着材を使った方法や凝集沈殿法について調査・検討を行った。この結果をもとに、福島県内の学校プールにおいて除染の実証試験を行い、手法の見直しや改良を進めることにより、プール水の除染方法を構築した。

論文

Structure and function of $$Delta$$1-tetrahydrocannabinolic acid (THCA) synthase, the enzyme controlling the psychoactivity of ${it Cannabis sativa}$

正山 祥生*; 玉田 太郎; 栗原 和男; 竹内 彩子*; 田浦 太志*; 新井 栄揮; Blaber, M.*; 正山 征洋*; 森元 聡*; 黒木 良太

Journal of Molecular Biology, 423(1), p.96 - 105, 2012/10

 被引用回数:79 パーセンタイル:89.33(Biochemistry & Molecular Biology)

$$Delta$$1-テトラヒドロカンナビノール酸(THCA)合成酵素は、基質であるカンナビゲロール酸の酸化的閉環反応を触媒し、大麻の幻覚活性をつかさどる$$Delta$$1-テトラヒドロカンナビノールの前駆体であるTHCAを合成する。本研究では、THCA合成酵素のX線結晶解析及び変異体を用いた活性測定を実施し、THCA合成酵素の機能-構造相関の解明を試みた。2.75${AA}$分解能で決定した立体構造情報に変異体解析結果を組合せことにより、THCA合成酵素の活性に寄与する残基を同定した。

論文

Eddy current-adjusted plasma shape reconstruction by Cauchy condition surface method on QUEST

中村 一男*; Jiang, Y.*; Liu, X.*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 長谷川 真*; 徳永 和俊*; 図子 秀樹*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1080 - 1084, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.68(Nuclear Science & Technology)

CCS (Cauchy Condition Surface) method is a numerical approach to reproduce plasma shape, which has good precision in conventional tokamak. In order to apply it in plasma shape reproduction of ST (Spherical Tokamak), the calculation precision of the CCS method in CPD ($$B$$$$_{rm t}$$ = 0.25 T, $$R$$ = 0.3 m, $$a$$ = 0.2 m) has been analyzed. The precision was confirmed also in ST and decided to be applied to QUEST ($$B$$$$_{rm t}$$ = 0.25 T, $$R$$ = 0.68 m, $$a$$ = 0.40 m). In present stage from the magnetic measurement, it is known that the eddy current effect is large in QUEST experiment, and there are no special magnetic measurements for eddy current now, so some proper model should be selected to evaluate the eddy current effect. The eddy current density by not only CS (Center Solenoid) coil but also plasma current is calculated using EDDYCAL (JAEA), the eddy currents are taken as unknown variables and solved together with plasma shape reconstruction. The result shows that the CCS method with eddy current adjustment achieves stable, accurate reconstruction of plasma shape in application to QUEST.

報告書

Technical report on the Korea-Japan software collaboration

稲村 泰弘; So, J.-Y.*; 中島 健次; 鈴木 次郎*; 中谷 健; 梶本 亮一; 大友 季哉*; Moon, M.-K.*; Lee, C.-H.*; 安 芳次*; et al.

JAEA-Technology 2010-047, 74 Pages, 2011/02

JAEA-Technology-2010-047.pdf:15.03MB

この報告書は、日韓中性子チョッパー型分光器用ソフトウェア共同開発について2007年から2009年の2年間の活動内容をとりまとめたものである。共同開発の背景,開発作業の内容等について述べている。また、2010年以降に続く次の共同開発についての議論にも触れる。詳細な技術情報等は、付録として収録している。

論文

Current status and future plan of research and development on partitioning and transmutation technology in Japan

大井川 宏之; 湊 和生; 森田 泰治; 木村 貴海; 荒井 康夫; 辻本 和文; 西原 健司

Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.123 - 132, 2010/11

分離変換技術に関する2000年のチェックアンドレビューの後、日本では、群分離,燃料製造,核変換及び燃料サイクルの各研究分野において多くの進展があった。これに対する第2回のチェックアンドレビューが2008年から2009年にかけて行われた。2009年4月に示された最終報告書では、分離変換技術の導入意義として、(1)潜在的有害度の低減,(2)地層処分場に対する要求の軽減,(3)廃棄物処分体系の設計における自由度の増大の3点が挙げられている。また、現在の技術レベルの評価では、マイナーアクチノイド(MA)に関するデータの不足が指摘され、FBRとADSの双方についての共通な基盤としての実験データの蓄積が強く求められた。

論文

Thermalconductivities of (Np,Am)N and (Pu,Am)N solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 宮田 精一; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012017_1 - 012017_8, 2010/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.08

(Np,Am)N及び(Pu,Am)N固溶体の熱拡散率及び比熱をレーザフラッシュ法及び投下型熱量法により測定し、熱拡散率,比熱,試料密度の実測値から(Np,Am)N及び(Pu,Am)Nの熱伝導率を求めた。その結果、(Np,Am)N及び(Pu,Am)Nの熱伝導率は温度とともに増加することが明らかとなった。この熱伝導率の増加は電子的寄与の増加によるものと考えられる。また、(Np,Am)N及び(Pu,Am)Nの熱伝導率はAmの濃度増加とともに減少することが明らかとなった。このような熱伝導率の組成依存性を示すのは熱伝導の電子的寄与の低下によるものと考えられる。

論文

Study on pyrochemical process for the treatment of spent nitride fuel containing americium

林 博和; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), 9 Pages, 2010/00

原子力機構は窒化物燃料を用いた加速器駆動システム(ADS)による長寿命のマイナーアクチノイド(MA)の核変換に関する研究開発を行っている。使用済燃料の再処理では、崩壊熱及び高速中性子放出が大きな使用済燃料を取扱い、高濃縮の$$^{15}$$Nを回収する必要があるため、乾式再処理法が適していると考えられている。乾式再処理プロセスでは、溶融塩電解によって、プルトニウム(Pu)とMAはLiCl-KCl共晶溶融塩中に溶解し、カドミウム(Cd)陰極に選択的に回収される。われわれは溶融塩電解における電気化学的挙動や液体カドミウム陰極に回収されたPu及びMAの再窒化挙動を研究している。ここでは、窒化物燃料の乾式再処理プロセスにおけるアメリシウム(Am)の挙動研究に関する最近の成果を報告する。内容は(1)試験に用いる塩化アメリシウム(AmCl$$_3$$)の調製方法として開発した腐食性ガスを使用しない方法である窒化アメリシウムと塩化カドミウムの固相反応について、及び(2)AmCl$$_3$$を含んだLiCl-KCl共晶溶融塩試料におけるCd電極又は固体金属(Mo)電極反応測定から得られたAmの電気化学的挙動についてである。

論文

Thermal expansion of TRU nitrides as the fuel materials for transmutation of minor actinides

高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), 7 Pages, 2010/00

マイナーアクチノイド核変換用燃料材料の物性データベース構築の一環として、超ウラン元素窒化物の熱膨張を高温X線回折法により測定した。まず、単元素窒化物のNpN, PuN及びAmNの格子定数の温度依存性を測定し、線熱膨張を温度の関数として定めた。293Kから1273Kまでの平均線熱膨張係数は、それぞれ8.8, 11.1, 11.2$$times$$10$$^{-6}$$K$$^{-1}$$であった。次に、窒化物固溶体試料である(Np,Am)N, (Pu,Am)N, (Np,Pu,Am,Cm)N及び(Pu,Am,Zr)Nについて測定を行い、熱膨張の組成依存性を検討した。その結果、これら窒化物固溶体の平均線熱膨張係数は、各成分窒化物の値から線形混合則で近似でき、その誤差は2$$sim$$3%以内であることを明らかにした。

論文

Thermal conductivities of neptunium and americium mononitrides

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), 8 Pages, 2010/00

窒化物はマイナーアクチノイド(MAs)核変換のための燃料物質として幾つかの長所を持ち合わせている。しかし、窒化物燃料(特にMA窒化物)の熱的性質のデータベースに関しては十分な整備がなされていないのが現状である。そこで、本研究では、原料二酸化物から窒化ネプツニウム(NpN)と窒化アメリシウム(AmN)を炭素熱還元法により調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、投下型熱量法により比熱を測定した。NpNの熱拡散率は473から1473Kまでの温度範囲において温度依存性はほとんどなく、AmNの熱拡散率は同温度領域において温度の増加とともにわずかではあるが減少する傾向を示した。また、NpNの比熱はUNとPuNの比熱と同程度の大きさであるが、AmNの比熱はUN, NpN, PuNの比熱よりもわずかではあるが小さい値を示した。NpNとAmNの熱拡散率,比熱,試料の密度から熱伝導率を算出した結果、NpN及びAmNの熱伝導率は温度の増加とともにわずかではあるが増加する傾向があることが明らかとなった。

論文

Development of nitride fuel and pyrochemical process for transmutation of minor actinides

荒井 康夫; 赤堀 光雄; 湊 和生; 宇埜 正美*

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.189 - 197, 2010/00

マイナーアクチノイド核変換のための窒化物燃料と乾式処理技術に関する研究の進展を報告する。窒化物燃料は炭素熱還元で調製し、X線回折や化学分析によってその特性を把握した。マイナーアクチノイド窒化物のほか、非放射性の核分裂生成物元素を添加した燃焼度模擬窒化物や核的に不活性な希釈材を含む窒化物を調製し、熱伝導度をはじめとする熱物性値を取得した。乾式処理技術に関しても、上記の窒化物試料を用いて溶融塩電解挙動をおもに電気化学的測定によって明らかにしたほか、液体カドミウム陰極に回収したアクチノイドを再窒化して窒化物ペレット調製の原料とした。このほか、原子力機構が進めている窒化物燃料の照射試験についても述べる。

論文

Experimental study on the behavior of americium in pyrochemical process of spent nitride fuels

林 博和; 柴田 裕樹; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1166 - 1173, 2009/09

原子力機構は窒化物燃料を用いた加速器駆動システムによる長寿命のマイナーアクチノイドの核変換に関する研究開発を行っている。使用済燃料の再処理では、崩壊熱及び高速中性子放出が大きな使用済燃料を取扱い、高濃縮の$$^{15}$$Nを回収する必要があるため、乾式再処理法が適していると考えられている。乾式再処理プロセスでは、溶融塩電解によって、プルトニウムとMAはLiCl-KCl共晶溶融塩中に溶解し、カドミウム陰極に選択的に回収される。われわれは溶融塩電解における電気化学的挙動や液体カドミウム陰極に回収されたアクチノイドの再窒化挙動を研究している。ここでは、窒化物燃料の乾式再処理プロセスにおけるアメリシウムの挙動研究に関する最近の成果を報告する。内容はAmを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩試料における液体Cd電極又は固体金属電極反応測定から得られたAmの電気化学的挙動,窒化アメリシウム(AmN)の溶融塩電解挙動,液体Cd電極に回収したAmの再窒化挙動についてである。

論文

Recent research and development on partitioning and transmutation by "double-strata fuel cycle concept" in JAEA

湊 和生; 森田 泰治; 木村 貴海; 大井川 宏之; 荒井 康夫; 佐々 敏信

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.504 - 512, 2009/09

原子力機構においては、分離変換技術の研究開発を20年以上に渡って行ってきている。2000年に原子力委員会による第1回のチェックアンドレビューがあり、その結果に基づいて、研究開発を進めてきた。階層型燃料サイクルによる分離変換技術の研究開発では、マイナーアクチノイドの分離研究,マイナーアクチノイド窒化物燃料の研究、核変換専用システムである加速器駆動システムの研究を行ってきた。また、分離変換技術を導入した際の放射性廃棄物処分の負担軽減についても検討した。2008年9月から2009年3月に第2回のチェックアンドレビューが行われ、今後の分離変換技術の研究開発に対して指針が出された。

論文

Electrolysis of AmN in LiCl-KCl eutectic melts and renitridation of Am recovered in liquid Cd cathode

林 博和; 柴田 裕樹; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

電気化学および工業物理化学, 77(8), p.673 - 676, 2009/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:17.22(Electrochemistry)

原子力機構における窒化物燃料サイクルの研究開発によって明らかとなった窒化物燃料の乾式再処理の主工程である溶融塩電解法による窒化物の陽極溶解及び液体カドミウム(Cd)陰極へのアクチノイドの回収、及び液体Cd陰極に回収されたアクチノイドの再窒化におけるアメリシウム(Am)の挙動について報告する。Am$$^{3+}$$イオンを含んだLiCl-KCl共晶溶融塩中でのAmNの電解挙動をAmNディスク試料,液体Cd電極又はMo電極及び参照電極(Ag/AgCl電極)を用いた三電極法によって測定した結果、サイクリックボルタモグラムにおいてAmNの溶解に伴う酸化電流が見られた。また、AmNディスク試料を陽極とし、液体Cd電極を陰極として行った定電位電解によってAmN試料の電解を行い、窒素放出を観測した。液体Cd陰極において得られた電解回収物中には、金属間化合物Am$$_{11}$$Cd$$_{45}$$が含まれていることを明らかにした。さらに、液体Cd陰極に回収したAmをCdの蒸留とAmの窒化の二つの工程を一度に行う蒸留窒化法によって再窒化し、AmN粉末試料を調製できることを明らかにした。

論文

Thermal expansion of TRU nitride solid solutions as fuel materials for transmutation of minor actinides

高野 公秀; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.89 - 92, 2009/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:62.42(Materials Science, Multidisciplinary)

マイナーアクチノイド核変換用燃料を構成する超ウラン元素窒化物固溶体の熱膨張を測定し、その組成依存性を調べた。単相固溶体試料として、(Np$$_{0.55}$$Am$$_{0.45}$$)N, (Pu$$_{0.59}$$Am$$_{0.41}$$)N, (Np$$_{0.21}$$Pu$$_{0.52}$$Am$$_{0.22}$$Cm$$_{0.05}$$)N及び(Pu$$_{0.21}$$Am$$_{0.18}$$Zr$$_{0.61}$$)Nを酸化物の炭素熱還元及び金属Zrの窒化により調製した。高温X線回折法により、室温から1478Kの範囲で格子定数を測定し、線熱膨張を温度の関数として定めた。293Kから1273Kの平均線熱膨張係数として、それぞれ、10.1, 11.5, 10.8及び8.8$$times$$10$$^{-6}$$K$$^{-1}$$を得た。これらの値を、固溶体を構成する成分窒化物の熱膨張係数と比較検証した結果、2から3%以内の誤差で混合則で近似できることを明らかにした。

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