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報告書

再処理特別研究棟における廃液貯槽LV-1の原位置解体; 解体作業

横塚 佑太; 砂押 瑞穂*; 酒井 達弥; 藤倉 敏貴; 半田 雄一; 村口 佳典; 三村 竜二; 照沼 章弘

JAEA-Technology 2021-037, 44 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-037.pdf:10.84MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、1996年度より設備・機器等の解体を実施している。2007年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-1室に設置された廃液貯槽LV-1を原位置解体工法により解体撤去した。本報告書は解体作業についてまとめたものである。これらの作業における作業工数、放射線管理、廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。

報告書

再処理特別研究棟における廃液貯槽LV-1の原位置解体; 解体準備作業

横塚 佑太; 砂押 瑞穂*; 藤倉 敏貴; 鈴木 翔太; 村口 佳典; 半田 雄一; 三村 竜二; 照沼 章弘

JAEA-Technology 2020-017, 56 Pages, 2021/01

JAEA-Technology-2020-017.pdf:7.88MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、1996年度より設備・機器等の解体を実施している。2007年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-1室に設置された廃液貯槽LV-1を原位置解体工法により解体撤去した。本報告書はその解体撤去のための準備作業についてまとめたものである。これらの作業における作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。

報告書

第2廃棄物処理棟蒸発処理装置・IIの開放検査(2015年度)

半田 雄一; 中嶋 瞭太; 米川 昭久*; 高津 和希; 木下 淳一; 入江 博文; 鈴木 久雄*

JAEA-Technology 2020-005, 22 Pages, 2020/06

JAEA-Technology-2020-005.pdf:6.43MB

第2廃棄物処理棟には原子力科学研究所内外で発生する比較的レベルの高い放射性液体廃棄物の処理を行う蒸発処理装置・IIが設置されている。蒸発濃縮処理作業を行う重要部である蒸発缶の開放点検を保全計画に従い3年に1度実施し、蒸発缶の腐食の状態を調査し健全性を確認している。今回は、2015年度(平成27年度)に実施した蒸発処理装置・IIの開放点検の記録である。

論文

A Suitable procedure for preparing of water samples used in radiocarbon intercomparison

高橋 浩*; 南 雅代*; 荒巻 能史*; 半田 宙子*; 國分 陽子; 伊藤 茂*; 熊本 雄一郎*

Radiocarbon, 61(6), p.1879 - 1887, 2019/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.91(Geochemistry & Geophysics)

水試料の放射性炭素の研究機関ごとの比較プログラムを実施するためには、適切な比較試料を配布することが重要である。そのために、人工的に調製した試料を用いることが必要で、その調製法や均質性についての検討を実施した。さらに、作製した試料を用いて国内の関連機関による相互比較を実施した。

論文

HTTR環状炉心の炉心解析モデルの検討

野尻 直喜; 半田 雄一*; 島川 聡司; 後藤 実; 金子 義彦*

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.241 - 250, 2006/09

HTTRの環状炉心実験から過剰反応度の実験値と解析値のずれは最大で3%Dk/kに達することが明らかになった。このずれを改良するためにHTTR環状炉心のパラメータ解析を行った。炉心解析にはSRACコードシステムを用いた。解析の結果として、環状炉心の過剰反応度に以下のものが影響を与えることが明らかになった。(1)炉心拡散計算のメッシュ間隔,(2)燃料格子計算の黒鉛領域のメッシュ構造,(3)ブノアの非等方拡散係数。以前報告された有意に大きいずれは、改良した環状炉心モデルにより約1%Dk/kに減少した。

論文

Benchmark analyses of neutron streaming experiments for proton accelerator facilities

中野 秀生*; 増川 史洋; 中島 宏; 笹本 宣雄*; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(Suppl.4), p.50 - 53, 2004/03

陽子加速器施設における迷路,貫通孔等の中性子ストリーミングに関する種々の評価手法に対する精度検証を行うために幾つかの計算コードを用いたベンチマーク実験解析を実施した。これにより、NMTC/JAM,MCNPX及びDUCT-IIIはJ-PARCの遮蔽設計及び安全評価における中性子ストリーミングの計算に充分適用可能であることを確認した。

報告書

高エネルギー中性子ストリーミング計算コードDUCT-IIIの検証

増川 史洋; 中野 秀生*; 中島 宏; 笹本 宣雄; 田山 隆一*; 半田 博之*; 林 克己*; 平山 英夫*; 秦 和夫*

JAERI-Tech 2003-018, 42 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-018.pdf:1.7MB

高エネルギー陽子加速器施設の遮へい設計では、膨大でかつ複雑多岐にわたる条件のストリーミング計算が必要である。それら全てを詳細計算に頼ることは困難であり、簡易計算法がしばしば用いられる。高エネルギー中性子を対象として開発された簡易ストリーミング計算コードDUCT-IIIの精度評価を目的として、2種類のストリーミングベンチマーク計算を実施した。実験値及びモンテカルロコードによる詳細計算結果との比較検討の結果、本コードが大強度陽子加速器施設のストリーミング計算に十分適用可能な計算精度を有することを実証した。

報告書

天然元素から中性子照射により生ずる短寿命核種の$$gamma$$線スペクトル

亀本 雄一郎; 柴 是行; 半田 宗男; 岡田 実

JAERI 4019, 20 Pages, 1961/10

JAERI-4019.pdf:0.5MB

天然に存在する元素に中性子を照射することによって生ずる放射性核種のうち、半減期が1秒ないし5.5分のもの26種について$$gamma$$線スペクトルを集録した。観測に用いた$$gamma$$線検出器は厚さ2inchの井戸型NaI(T1)結晶である。各スペクトログラムに、照射試料の量,中性子束密度,照射時間,冷却時間,計数時間,スペクトログラムのたて軸(計数値軸)目盛の絶対値等を付記することによって、定量放射化分析にすぐ役立つようにした。

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