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報告書

分離精製工場における使用済燃料せん断粉末の取出しに係る分析業務報告

青谷 樹里; 森 天海; 佐藤 日向; 河野 壮馬; 諸角 詩央里; 堀籠 和志; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎

JAEA-Technology 2023-008, 34 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-008.pdf:1.92MB

東海再処理施設の分離精製工場では、廃止措置の第1段階として再処理工程内に残存する回収可能核燃料物質を取り出す工程洗浄を実施している。工程洗浄では、工程内に残存する使用済燃料のせん断粉末、プルトニウム溶液、ウラン溶液、その他の核燃料物質の取出しを予定しており、このうちせん断粉末の取出しを2022年6月から同年9月に実施した。せん断粉末の取出しにあたっては、プロセスの状態把握に必要な工程管理を目的としたウラン濃度分析、プルトニウム濃度分析、酸濃度分析、放射能濃度分析、密度測定等の分析業務を実施した。また、核物質の計量管理を目的としたウラン濃度分析、プルトニウム濃度分析とその同位体組成の分析、密度測定等の分析業務、保障措置のためのIAEAの分析施設への分析試料輸送にあたっての分析試料前処理等の分析業務を実施した。本報では、せん断粉末の取出しにおいて実施したこれら分析業務及び分析装置の校正、分析要員の教育、訓練等の分析関連業務の実績について報告する。

論文

Two-step-pressurization method in pulsed electric current sintering of MoO$$_{3}$$ for production of $$^{99m}$$Tc radioactive isotope

末松 久幸*; 佐藤 壮真*; 中山 忠親*; 鈴木 達也*; 新原 晧一*; 南口 誠*; 土谷 邦彦

Journal of Asian Ceramic Societies (Internet), 8(4), p.1154 - 1161, 2020/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.37(Materials Science, Ceramics)

$$^{99}$$Moと$$^{rm 99m}$$Tc核医学の製造として、照射ターゲットを製造するために三酸化モリブデン(MoO$$_{3}$$)ペレットが、一段および二段の加圧法によりパルス電流焼結で行われた。二段加圧法による550$$^{circ}$$Cでの相対密度は93.1%、一段加圧法による相対密度は76.9%であった。試料の温度は、パンチに熱電対を挿入することで直接測定した。二段加圧法により、ほぼ同じ金型でも試料温度は一段加圧法よりも高くなった。これは、電圧波形と電流波形から、2段階加圧法により試料の導電率が増加し、試料温度と相対密度が上昇すると考えられた。二段加圧法により、リサイクルされた粗粒$$^{98}$$Mo濃縮MoO$$_{3}$$粉末から低温でも高密度ターゲットを製作できる見通しを得た。

論文

Effects of environmental factors inside the crevice on corrosion of stainless steel in high temperature water

山本 正弘; 佐藤 智徳; 五十嵐 誉廣; 上野 文義; 相馬 康孝

Proceedings of European Corrosion Congress 2017 (EUROCORR 2017) and 20th ICC & Process Safety Congress 2017 (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/09

溶存酸素を含む高温高圧水中においてSUS316L鋼にすき間を付与した際に腐食形態が外部と大きく異なっていることを明らかにしてきた。既にすきま部のギャップや外部からの奥行に従って生成する腐食生成物が異なっていることを示した。このことは、すきまの形状に伴って環境が大きく異なっていることを示唆している。今回は、これらの結果を整理するとともに、FEM計算によりすきま部での環境因子を予測し、腐食生成物との関係を検討した結果を報告する。

論文

Conceptual design for Japan Sodium-cooled Fast Reactor, 4; Developmental study of steel plate reinforced concrete containment vessel for JSFR

根岸 和生; 細谷 拓三郎; 佐藤 健一郎*; 杣木 孝裕*; 松尾 一平*; 清水 克祐*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9418_1 - 9418_7, 2009/05

ナトリウム冷却高速増殖炉の経済性向上を目的として、鋼板コンクリート構造格納容器(SCCV)の開発研究を行っている。本研究では、SC造による建屋構造や建設方法とともに、高速炉へ適用するための設計条件について検討を行った。また過酷事象時におけるSCCVの成立性を見通すために、高温下で曲げ試験を行う等の部材特性把握試験を実施した。この報告では、試験計画とともに試験の結果の一部を示す。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

報告書

東京消防庁特殊災害対策車輌用遮へい体の性能評価

佐藤 達彦; 藤井 克年; 村山 卓; 坂本 幸夫; 山口 恭弘; 佐藤 行雄*; 相馬 信行*; 藤崎 登*; 原 聡*; 相川 行雄*; et al.

JAERI-Tech 2002-028, 20 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-028.pdf:5.01MB

東京消防庁は、臨界事故等の放射線災害時の救助活動にも適応可能な、放射線遮へい機能を有する特殊災害対策車輌を設計・製作した。しかし、この車輌ボディに用いた複合遮へい体により中性子または$$gamma$$線の線量がどの程度減衰されるか(線量減衰率)は、近似法を用いて簡易に評価したのみで、より精度の高い評価が必要とされていた。日本原子力研究所は、東京消防庁からの依頼により、この複合遮へい体の性能に関する詳細な評価を行った。評価は、放射線輸送計算コードMCNP4Bを用いたシミュレーションにより行った。また、車輌の側面及び背面に用いた遮へい体の試験体による線量減衰率の測定を行うことにより、計算結果の信頼性を確認した。この結果、最も厚い遮へい体の場合、中性子線源からの線量を10%程度に、$$gamma$$線源からの線量を25%程度に減衰させることが明らかとなった。これは、近似法を用いて簡易に評価した結果とほぼ一致しており、特殊災害対策車は期待されている遮へい性能を有することが明らかとなった。

口頭

ITER一次冷却水の14MeV中性子による放射線分解の検討

佐藤 和義; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 向井 悟*; 内田 正治*; 惣万 芳人*

no journal, , 

ITER施設の一次冷却水は、核融合反応により生じる構造物や冷却水等からの誘導放射線及び中性子の減速過程で生じる放射線によって放射線分解される。この際生じる分解生成物は配管の腐食等に寄与する恐れがあるため、この種類や量を評価し、必要に応じて生成物を除去する水処理施設を適切に選定する必要がある。このため、配管材料の健全性を評価するために核分裂軽水炉のコード(WREC)を用いて一次冷却水の放射線分解生成物の発生量や濃度の変化を求めた。その結果、配管腐食に寄与する恐れのある酸素濃度は、軽水炉(PWR)の管理値より十分に低い値を示しており、設計条件を満たす水質管理を達成することにより、水の分解生成物による配管腐食への影響は小さいと考えられる。

口頭

高速増殖実証炉に向けた概念検討と関連技術開発,5; 高速炉用鋼板コンクリート製格納容器技術開発

加藤 篤志; 根岸 和生; 佐藤 健一郎*; 秋山 洋*; 原 裕之*; 岩崎 幹典*; 阿部 岩司*; 時吉 巧*; 岡藤 孝史*; 梅木 克彦*; et al.

no journal, , 

FaCTでは、JSFRに採用する予定の鋼板コンクリート製格納容器(SCCV)の成立性確認にかかわる技術開発を進めている。開発では、実機JSFRの格納容器で想定される温度,圧力条件がSC構造に与える影響を試験及び解析により把握し、SCCVの支持機能及びバウンダリ機能の健全性を検証している。

口頭

Spark plasma sintering of MoO$$_{3}$$ for production of $$^{99m}$$Tc by neutron irradiation

末松 久幸*; 佐藤 壮真*; 南口 誠*; 土谷 邦彦; 西方 香緒里; 鈴木 常生*; 中山 忠親*; 新原 晧一*

no journal, , 

プラズマ焼結MoO$$_{3}$$が、試験研究炉を用いた(n,$$gamma$$)法による$$^{98}$$Moから$$^{99m}$$Tc製造のために行われた。試験は、平均粒子径0.8$$mu$$m、純度99.99%のMoO$$_{3}$$粉末を用いて、直径20mmの黒鉛ダイの中に装荷し、加圧した。これを、プラズマ焼結装置に装着し、真空中、100$$sim$$200$$^{circ}$$C/minで500$$sim$$600$$^{circ}$$Cで焼結した。焼結体は、結晶構造同定のためのXRD分析、化学結合状態の分析のためのEELS分析及び結晶粒子径測定のためのSEM観察を行った。550$$^{circ}$$Cで焼結した試料について、焼結密度98%を得るとともに、$$^{99m}$$Tc抽出やMoリサイクルに適した十分な特性が得られた。

口頭

放射性同位元素製造用のための粗粒MoO$$_{3}$$粉末を用いた焼結評価

佐藤 壮真*; 南口 誠*; 鈴木 常生*; 中山 忠親*; 末松 久幸*; 新原 晧一*; 土谷 邦彦

no journal, , 

$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造のための照射ターゲットの開発として、粒径の細かい天然同位体存在比MoO$$_{3}$$粉末(平均粒径: 0.7$$mu$$m)を用いた、パルス通電加圧焼結法(PECS法)による高密度MoO$$_{3}$$ペレット製造の見通しが得られた。本研究は、リサイクルMoO$$_{3}$$粉末(平均粒径: 12.5$$mu$$m)を用いた焼結特性を把握するため、リサイクル粉末と同等の粒径を持つMoO$$_{3}$$粉末(平均粒径: 12.3$$mu$$m)を使用し、高密度MoO$$_{3}$$ペレットの試作を行った。その結果、PECS法により、真空中にて焼結温度575$$^{circ}$$C、焼結圧力40MPaの条件で、焼結密度90%以上となるMoO$$_{3}$$ペレットの製造が可能であることが確認できた。また、試作したMoO$$_{3}$$ペレットの結晶構造解析結果より、焼結体はMoO$$_{3}$$単相であることが分かった。

口頭

Two step pressurization in pulsed electric current sintering of MoO$$_{3}$$ for production of radioactive isotopes

末松 久幸*; 関 美沙紀*; 佐藤 壮真*; 南口 誠*; 土谷 邦彦; 西方 香緒里; 鈴木 常生*; 中山 忠親*; 新原 晧一*

no journal, , 

放射性同位元素である$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcは、核医学検査で多く使用されている。本研究では、(n, $$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造のための照射ターゲットとなる高密度MoO$$_{3}$$ペレットについて、パルス通電焼結法を用いた製造試験を行った。焼結条件として、加熱速度を100$$^{circ}$$C/分、焼結雰囲気を真空、焼結温度を450$$sim$$500$$^{circ}$$C、焼結圧力を0$$sim$$40MPaとして行った。その結果、焼結温度500$$^{circ}$$C、焼結圧力を二段階で変更することで、焼結密度94%以上の高密度ペレットの製作が可能であることを明らかとした。

口頭

Pulsed Electric Current Sintering of MoO$$_{3}$$ for Production of Radioactive Isotopes

末松 久幸*; 佐藤 壮真*; 関 美沙紀*; 南口 誠*; 西方 香緒里; 鈴木 善貴; 土谷 邦彦; 鈴木 常生*; 中山 忠親*; 新原 晧一*

no journal, , 

$$^{99m}$$Tcは核医学検査で使用されている放射性同位元素である。本研究では(n, $$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造開発として、パルス通電焼結法を用いた高密度MoO$$_{3}$$ペレットの製造開発を行っている。試験は、加熱速度100$$^{circ}$$C/分(真空中)、焼結温度500-600$$^{circ}$$C、焼結保持時間5分を基本的条件とし、焼結圧力10及び40MPaの2ステップ負荷法及び40MPaの単一ステップ焼結を行った。その結果、焼結温度550$$^{circ}$$Cにて、2ステップ負荷法では焼結密度93%、単一ステップ焼結では焼結密度78%となり、2ステップ負荷法にて目標焼結密度(90%)を達成する高密度ペレットの製造が可能であることを明らかとした。

口頭

JAEAにおけるATF基礎基盤研究

Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

ATF等の新型燃料実用化においては、関連技術開発やそれらの基となる科学的知見の取得及び拡充が不可欠である。原子力機構は、照射試験実施による燃料ふるまい解析技術基盤の構築のための研究開発を行い、長期を要する開発において、開発内容やスケジュールの予見性向上に貢献していくべきと認識している。このため、実装化が最も早いCrコーティング被覆管に関して、燃料ふるまいのメカニズムに立ち返り、「長期照射時の影響」「事故時影響」に関する科学的知見を拡充することを目的とした基礎基盤研究計画を立案し、研究をすすめている。本発表では各研究項目の内容や期待される成果、これまでに得られた結果等を紹介する。

口頭

Fundamental research program on zircalloy with accident tolerance

Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2019年に事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究を立ち上げ取り組んできている。基礎研究を実施する主目的は、長期の通常運転時、冷却水喪失事故(以下、LOCA)時、設計基準外事象(以下、B-DBA)時、過酷事故(以下、SA)時におけるジルカロイ挙動の理解を深化させること、そして国内メーカで開発されているクロムコーティングジルカロイの実装を支援すること、である。JAEAはまた、通常運転時、LOCA時、B-DBA時、SA時における事故耐性コーティングジルカロイの挙動理解に必要な基礎技術開発も行っている。例えば、通常運転条件を模擬するために軽水炉の冷却条件を組合わせたイオン照射試験技術を開発している。また、被覆管の破断やバル―ニングを詳細に理解するために、LOCA試験で得られた結果を機械学習に取り込んだ解析等もしている。さらには、高温酸化試験のような分離効果試験なども実施している。加えて、B-DBAやSA時の核分裂生成ガスの放出についても研究プログラムに含まれている。将来的には、これらの基礎技術を用いて得られた研究結果は、統合されて燃料ふるまい解析コードに導入されることによって原子炉の運転条件下での燃料ふるまいの予測に用いられる。

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