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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。

論文

Effect of water radiolysis on surface oxide film formed on SUS316L in $$gamma$$-ray irradiated high temperature water

山本 正弘; 加藤 千明; 佐藤 智徳; 中原 由紀夫; 塚田 隆; 渡辺 淳史*; 布施 元正*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2013) (CD-ROM), 5 Pages, 2013/09

軽水炉の腐食で大きな課題である応力腐食割れ(SCC)に関して溶存酸素(DO)との関係で多くの研究がなされている。しかし、実際の炉では冷却水の放射線分解により生成する化学種の影響が重要であるが、それについてはあまり検討されていない。さらに、すきま形状部では、放射線分解生成物の影響も複雑であるため、隙間を付与したSUS316L鋼を$$gamma$$線照射下の高温水中で腐食試験し、その後に表面の酸化皮膜を詳細解析した。また、すきま部で生成する放射線分解化学種の計算結果と合わせ隙間部で起こる複雑な反応に関して考察した。

論文

Effects of $$gamma$$-ray irradiation and crevice-like shape on the corrosion of type 316L stainless steel in high-temperature water

中原 由紀夫; 加藤 千明; 山本 正弘; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2009 (CD-ROM), p.226 - 231, 2009/10

原子炉内での高温水の放射線分解は、原子炉材料の腐食及び応力腐食割れを抑制するうえで重要な要因の一つと考えられている。しかしながら、腐食等の材料表面での反応やすき間等の形状が放射線照射を受けた高温水中での水化学に及ぼす影響については、環境を測定することが困難なため、ほとんど研究されていない。本研究では、水化学に対して$$gamma$$線照射及びすき間部模擬形状が及ぼす影響を評価するため、SUS316Lについて高温水中で腐食試験を実施した。試験では、試験片を288$$^{circ}$$Cの$$gamma$$線照射された高温水中に500時間浸漬した。$$gamma$$線の吸収線量率は、評価した結果30kGy h$$^{-1}$$だった。円板型試験片(直径16mm,厚さ0.5mm,表面#800研磨紙仕上げ)を、1枚単独と、すき間部を模擬するため2枚を重ね合わせて浸漬した。試験後の試験片表面をSEM, TEM,レーザーラマン分光装置で分析した結果、$$gamma$$線照射によって表面での鉄酸化物の析出が促進され、また、内層酸化物層の厚さが厚くなった。すき間部模擬環境に面した表面でも、$$gamma$$線照射によって表面酸化物の形態が変化した。

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).

論文

Effects of $$gamma$$-ray irradiation on the high temperature oxidation of austenitic stainless steel in supercritical water

中原 由紀夫; 山本 正弘; 唐澤 英年*; 木内 清; 勝村 庸介*

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

3種類の汎用オーステナイト系ステンレス鋼,304L,316L、及び310Sを、25MPa, 550$$^{circ}$$Cの脱気超臨界水中へCo$$^{60}$$にて$$gamma$$線照射を行いながら合計1000時間浸漬した。超臨界水中での吸収線量率を評価した結果、5$$sim$$15kGyh$$^{-1}$$だった。試験後の表面には多孔質の鉄酸化物の外層と鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。SS304LとSS310Sの見かけの重量変化は放物線則に従い、その速度定数は$$gamma$$線の線量率が大きくなるに従って減少した。$$gamma$$線照射により、皮膜外層がマグネタイト(Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$)からヘマタイト(Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$)に変化した。また、$$gamma$$線照射により、内層皮膜と金属界面でCr濃度の増加が見られた。これらの結果は、$$gamma$$線照射により過酸化水素などが生成し超臨界水環境がより高酸化状態になっていることを示唆するもので、腐食環境が$$gamma$$線照射により厳しくなることを明らかにした。

論文

Research activities for development of CTBT-related technologies in JAERI

篠原 伸夫; 浅野 善江; 広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 井上 洋司; 熊田 政弘; 中原 嘉則*; 小田 哲三*; 打越 貴子*; 山本 洋一

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

本国際会議では、包括的核実験禁止条約(CTBT)検証体制に関連する原研の研究活動を報告する。その主題は、(1)CTBT検証制度の概要,(2)沖縄放射性核種監視観測所RN37,高崎放射性核種監視観測所RN38並びに東海実験施設RL11の整備及び運用,(3)放射性核種データのための国内データセンター(JAERI NDC)の整備である。RN38はCTBT機関/準備委員会によって認証され、毎日観測データを国際データセンター(IDC)に送っている。RN37及びRL11では、基盤整備と運用マニュアルを整備中である。JAERI NDCでは、世界中の観測所で測定されたデータをIDCから受信して試験的に解析評価するとともに、核実験あるいは原子力事故に対応するための大気拡散モデルコード(WSPEEDI: Worldwide Version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)を用いた放出源情報推定のためのシステム開発を行っている。

論文

原研におけるCTBT関連技術開発研究の状況

篠原 伸夫; 井上 洋司; 打越 貴子*; 小田 哲三*; 熊田 政弘; 黒沢 義昭; 広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 中原 嘉則*; 山本 洋一

第25回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.51 - 58, 2005/00

原研は、核兵器を究極的に廃絶し、原子力の平和利用を推進する国の基本的な政策に基づき、包括的核実験禁止条約(CTBT)に関して、条約遵守を検証するための国際・国内体制のうち放射性核種にかかわる施設・システム等の整備・開発を行っている。条約議定書に記載された国際監視システム(IMS)のうち、原研では沖縄監視観測所(RN37),高崎監視観測所(RN38),東海公認実験施設(RL11)、及び国内データセンター(NDC)にかかわる技術開発研究と整備・運用を行っている。本発表では、原研におけるCTBT検証制度に関連する核不拡散技術開発研究の状況について報告する。発表の主題は、(1)CTBT検証制度の概要,(2)RN37, RN38並びにRL11の整備及び運用,(3)放射性核種データのためのNDCの整備である。このうちNDCでは、国際データセンター(IDC)から世界中の観測所で測定されたデータを受信して試験的に解析評価するとともに、大気拡散モデルコード(WSPEEDI: Worldwide Version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)を用いた放出源情報推定のためのシステム開発を行っている。

報告書

Recent status of research activities for development of CTBT-related technologies in JAERI

広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 井上 洋司; 熊田 政弘; 黒沢 義昭; 宮本 ユタカ; 中原 嘉則; 小田 哲三; 篠原 伸夫; 打越 貴子*; et al.

JAERI-Review 2003-021, 68 Pages, 2003/08

JAERI-Review-2003-021.pdf:9.73MB

本報告書は、包括的核実験禁止条約(CTBT)検証制度に関連する放射性核種データ解析研究グループの研究活動について述べたものである。本報告書の主題は、(1) CTBT検証制度の概要,(2) 放射性核種データの為の国内データセンターの準備,(3) 日本における高崎と沖縄の放射性核種監視観測所及び東海の公認実験施設の建設・運用である。また当グループは既に公認実験施設のための国際比較試験への参加を果たしており、本報告書にはその試験結果を示す。さらにCTBT関連技術の環境研究への科学的応用についても言及している。

論文

CTBT検証のための原研国内データセンター(NDC)の現状

山本 洋一; 伯耆田 貴憲; 広田 直樹*; 小田 哲三; 中原 嘉則; 熊田 政弘; 井上 洋司; 打越 貴子*; 篠原 伸夫; 臼田 重和

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.53 - 60, 2002/12

日本原子力研究所では、包括的核実験禁止条約(CTBT)にかかわる国際監視制度の一環として、放射性核種関連の国内データセンター(NDC)の整備を行ってきた。原研NDCでは、放射性核種監視観測所から得られた$$gamma$$線スペクトルデータ及び国際データセンター(IDC)によるデータ解析レポートの記録と管理を既に行っている。さらに、原研NDCとして独自の解析を行い、核実験由来核種存在の有無の評価や存在する場合の放出源推定等を実施すると共に、許可されたユーザーに対してはインターネットを介してデータや解析結果等を公開するシステムを構築中である。本発表では、原研NDCの役割と現在までの整備状況,今後の計画等について報告する。

論文

CTBT国際検証体制整備の現状と課題

小田 哲三; 熊田 政弘; 中原 嘉則; 山本 洋一; 伯耆田 貴憲; 広田 直樹*; 打越 貴子*; 井上 洋司; 篠原 伸夫

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.29 - 37, 2002/12

包括的核実験禁止条約(CTBT:Comprehensive nuclear Test-Ban Treaty)は、核兵器廃絶の重要なステップとして、全ての核実験を禁止するとともに、国際監視システムによる検証活動と現地査察など、核爆発の事実を確認する仕組みを規定することにより、核兵器の拡散防止を目指すものである。本条約は1996年9月24日、署名開放され(2002年6月29現在、署名国は165ヶ国,批准国は93ヶ国)、条約に規定された国際検証体制の構築を行うため、署名国をメンバーとしたCTBT機関準備委員会(PrepCom)が設立されている。現在の組織は、最高意志決定機関であるプレナリー会合(年3回)及び常設執行機関として暫定技術事務局(PTS)があり、また、整備・運営計画を検討しPrepComへの報告及び勧告を行う作業部会A(WGA:行財政担当),作業部会B(WGB:検証技術担当)及び諮問委員会(非公開)が開催されている。さらに詳細な技術的議論のため、非公式ワークショップ等が随時開かれている。本報告では、PrepComの概要とマンデート,国際検証体制整備の現状及び課題,今後の活動にかかる方向性等について述べる。

論文

CTBT検証体制における放射性核種監視観測所

熊田 政弘; 小田 哲三; 宮本 ユタカ; 打越 貴子*; 中原 嘉則; 山本 洋一; 伯耆田 貴憲; 広田 直樹*; 井上 洋司; 篠原 伸夫

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.39 - 44, 2002/12

CTBT検証体制では、大気中,水中、及び地中における核爆発の有無を監視するため、世界中に321カ所の観測所を設け、国際監視網を構築することとしている。監視網では、地震,微気圧変動,水中音響及び放射性核種の4つの監視技術が用いられる。このうち、放射性核種監視観測所は世界中に80カ所設けられ、大気粒子をフィルター上に捕集して試料の$$gamma$$線計測を行う。観測所は、一定の技術基準を満たすことによりCTBT機関により認証を受けた後、機関との契約に基づいて、観測網の一部を担うことになっている。また、80カ所の観測所のうち、半数の40カ所には大気放射性希ガス自動計測装置が設置される。原研では、日本に設置される2つの放射性核種監視観測所(群馬県高崎市,沖縄県国頭郡)の設置を進めており、本発表では、観測所設置の現状、及び放射性核種監視観測所の性能等について報告する。

論文

JAERI-Tokai radionuclide laboratory in CTBT verfication regime

篠原 伸夫; 山本 洋一; 井上 洋司; 熊田 政弘; 小田 哲三; 打越 貴子*; 伯耆田 貴憲; 広田 直樹*; 中原 嘉則; 臼田 重和

第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.45 - 52, 2002/12

CTBT放射性核種公認実験施設は、放射性核種観測所の支援をその役割とし、大気粒子補集フィルター試料等について、観測所の品質管理のための測定,核爆発起源のFP核種の有無を検証するための詳細測定等を行う。原研東海は、全世界16ヶ所の実験施設の一つとして条約議定書に記載されており、現在、認証の一環としてCTBT機関が主催する国際相互比較試験に参加するとともに認証に必要な実験施設の整備を行っている。本発表では、公認実験施設の役割,同施設の技術的要件等について報告するとともに、国際比較試験結果にも言及する。

報告書

地層処分性能評価用解析システムの統合化研究,4

柳澤 一郎*; 江崎 正弘*; 石原 義尚*; 房枝 茂樹*; 向井 悟*; 土井 英雄*; 前田 一人*; 中原 豊*

PNC TJ1214 93-001, 544 Pages, 1993/03

PNC-TJ1214-93-001.pdf:16.47MB

本研究は、ニアフィールドの複合現象を柔軟に解析できる具体的な連成解析システムを構築するために、以下に示す研究を実施した。(1)オブジェクト指向データベース管理システムを媒介とした連成解析システムを開発するため、その基本骨格となる制御機能、データ処理機能等を含むPCDEE(Process Control Data Exchange Environment)/CAPASA(Computer Aided Performance Assessment System Analysis)の技術設計仕様及び検査方法をまとめた。(2)連成解析システムの実用化開発に先立ち、(1)の技術設計仕様の実行可能性を確認するため、2つの簡単なサンプルコードを扱うプロトタイプを開発した。(3)性能評価研究に使用可能な十分な機能をもつニアフィールド用連成解析システム(CAPASA)を実用化するため、オブジェクト指向データベース管理システムの調査を行うと共に、開発プランをまとめた。

口頭

Effect of $$gamma$$ ray irradiation on the corrosion of stainless steel in supercritical water

中原 由紀夫; 唐澤 英年*; 山本 正弘; 木内 清; 勝村 庸介*

no journal, , 

先進炉の一つとして、超臨界圧水冷却炉(SCWR)が検討されている。SCWR炉心でのステンレス鋼の腐食に放射線が及ぼす影響について知見を得るため、超臨界水(25MPa, 400$$sim$$500$$^{circ}$$C)中でステンレス鋼の$$gamma$$線照射下腐食試験を実施した。その結果、超臨界水中でのステンレス鋼の腐食は酸化皮膜の成長と剥離で進行し、その腐食速度はアレニウス則によりほぼ説明でき、$$gamma$$線照射は酸化皮膜の組成を変化させた。

口頭

超臨界水環境で形成したステンレス鋼表面の皮膜構造に及ぼす$$gamma$$線照射の影響

山本 正弘; 中原 由紀夫; 唐澤 英年*; 勝村 庸介*

no journal, , 

現行の原子力発電炉よりもエネルギー効率が高い超臨界圧水冷却炉が検討されている。そのためには超臨界条件で使用する材料の信頼性については十分な検討が必要となる。そこで、超臨界条件において$$gamma$$線照射を行い、オーステナイト系ステンレス鋼の表面に形成する酸化皮膜を解析した。その結果、$$gamma$$線照射は304L鋼や316L鋼の初期の酸化皮膜成長を加速することがわかった。また、形成された皮膜は非照射では、Cr, Niを含む複合酸化物であるのに対し、$$gamma$$線照射ではFe主体のヘマタイトが形成する。これは、$$gamma$$線照射により水の分解などが起こり、より高い酸化ポテンシャル状態が形成されるためと考えられる。

口頭

硝酸化学プラントにおける高経年化事象情報の調査

廣瀬 史昌*; 中原 正大*; 上野 文義; 内山 軍蔵; 野島 康夫*

no journal, , 

硝酸化学プラントにおけるステンレス鋼,チタン及びチタン合金の腐食について、腐食事例,材料使用実績,実環境や模擬環境における腐食試験結果を調査・整理した。また、得られた結果を文献情報と比較検討した。その結果、SUS304Lの場合には溶接熱影響部、SUS310ELCの場合には溶接金属、Ti及びTi合金の場合にはTiイオンが存在しない条件で使用される部位で、それぞれ腐食加速が生じやすいことが明らかとなった。これらを総合的に検討し、各材料の硝酸環境における耐食限界及び使用にあたって留意すべき点について考察した。

口頭

超臨界水中でのステンレス鋼の高温酸化に$$gamma$$線照射が及ぼす影響

中原 由紀夫; 山本 正弘; 加藤 千明; 木内 清; 唐澤 英年*; 勝村 庸介*

no journal, , 

超臨界圧水冷却炉を念頭においたステンレス鋼の腐食特性評価のために、$$gamma$$線照射が行える超臨界水ループ試験装置を用いた腐食試験を行った。試験には、3種類の汎用ステンレス鋼,SUS304L,SUS316L、及びSUS310Sを用いた。超臨界水の圧力及び温度は25MPa, 550$$^{circ}$$Cで、電導率$$<$$0.1$$mu$$Scm$$^{-1}$$,脱気条件(DO$$<$$5ppb)の純水を流量4Lh$$^{-1}$$で循環させた。$$gamma$$線の吸収線量率は、試験片の表面近傍で5$$sim$$15kGyh$$^{-1}$$と推定された。腐食試験の結果を酸化皮膜の成長による重量増として評価した。SUS304L及びSUS310Sでは$$gamma$$線照射により増量が大きくなり、重量増加の時間依存性は放物線則に従っていた。重量増加の速度定数は$$gamma$$線の線量率の増加に伴って減少する傾向が認められたが、これは溶解による重量減少の影響も含む可能性があり、より詳細な検討が必要である。SUS316Lの重量は、非照射条件では放物線則に従い増加したが、照射条件では酸化皮膜の剥落が見られ大きく減少した。すべての試験片において、多孔質の鉄酸化物の外層と、鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。外層の鉄酸化物は、非照射条件ではマグネタイト(Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$)だったものが、$$gamma$$線照射によりマグネタイトに加えてヘマタイト($$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$)も形成されていた。また、SUS304Lでは、$$gamma$$線照射により、酸化皮膜内層の金属界面近傍で顕著なCr濃度の増加が見られた。

口頭

Research on improvements of the assessment technique of stress corrosion cracking

塚田 隆; 山本 正弘; 三輪 幸夫; 加藤 千明; 中野 純一; 中原 由紀夫; 佐藤 智徳; 内田 俊介

no journal, , 

高経年軽水炉の構造材料の応力腐食割れ(SCC)評価手法を高度化するために必要な技術基盤の開発のため、本研究では、実プラントにおけるSCC挙動を理解するうえで不可欠な、水の放射線分解及び照射速度がSCC挙動へ与える影響について検討した。さらに、SCC評価手法の体系的な整理と分析を行い、今後同手法を改良するための課題を抽出した。

口頭

高温水中に浸漬したSUS316L表面の$$gamma$$線照射による変化

中原 由紀夫; 山本 正弘; 石島 暖大; 加藤 千明

no journal, , 

高温水中腐食環境の放射線照射による変化について検討するため、SUS316L試験片を、288$$^{circ}$$C純水中に$$gamma$$線照射条件(吸収線量率$$sim$$30kGy/h)と非照射条件で500時間浸漬した。試験後に試験片の表面分析を実施し、$$gamma$$線照射の有無による違いを比較した。1枚単独で浸漬した試験片の表面近傍断面をTEMにより観察した結果、$$gamma$$線照射により酸化皮膜が成長し、表面での酸化物粒子の生成が顕著となっていた。$$gamma$$線照射により腐食環境が変化し、酸化物の析出が促進されたと考えられる。すき間部を模擬して浸漬した試験片のすき間内表面をレーザーラマン分光装置により分析した結果、非照射条件ではピークが見られなかったが、$$gamma$$線照射条件ではFe, Ni, Crの複合酸化物のピークが観察された。すき間内部でも、$$gamma$$線照射により腐食環境が変化し、腐食が促進されたと推定される。

口頭

すき間を付与したSUS316Lの高温水中腐食の$$gamma$$線照射による変化

中原 由紀夫; 加藤 千明; 山本 正弘; 塚田 隆; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

no journal, , 

高温水中すき間内でのSUS316Lの腐食が$$gamma$$線照射により受ける影響を明らかにするため、すき間を付与したSUS316L試験片を、$$gamma$$線照射した288$$^{circ}$$C高温水中に500時間浸漬した(吸収線量率$$sim$$30kGy/h)。試験後の試験片の表面分析の結果、$$gamma$$線照射により、すき間内での腐食形態が変化した。

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