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論文

Irradiation test of semiconductors components on the shelf for nuclear robots based on Fukushima Accidents

川妻 伸二; 中井 宏二; 鈴木 義晴; 加瀬 健

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 81, 2016/12

原子力施設の緊急時対応や廃止措置のためのロボットに使用される市販半導体素子の耐放射線性を評価した。福島第一原子力発電所事故の直後、市販半導体の耐放射線性評価と管理方法に関するガイドラインの作成が試みられた。その際に用いられたデータは、高放射線量かつ高汚染環境下で使用される力フィードバック型サーボマニピュレータ開発の一環として開発された古いデータベースであった。耐放射線性はかなり保守的に評価された。その理由は、主としてシリコンを母材とする古い半導体のデータであったためである。現在、ガリウム・ヒ素を簿在とする半導体が主流になりつつあり、耐放射線性もより高いと期待される。そのため、現在、市販されている半導体の照射試験を行い、耐放射線性の評価を行った。

論文

Study on cleaing solvents using activated alumina in PUREX process

荒井 陽一; 荻野 英樹; 竹内 正行; 加瀬 健; 中島 靖雄

Proceedings in Radiochemistry, 1(1), p.71 - 74, 2011/09

本研究では、活性アルミナを用いた溶媒洗浄法について調査した。劣化させた30%TBP/$$n$$-ドデカンのサンプルは$$gamma$$線照射(1.6MGy)により調製した。劣化物はガスクロマトグラフ質量分析により定性分析を実施した。このサンプルを活性アルミナと接触させ、3M HNO$$_{3}$$との相分離試験によって溶媒劣化物の除去による洗浄効果について検討した。相分離試験は、分液ロート内に両相を加えて振とうし、分散相が界面から消失することにより行った。分析の結果、劣化物としてヘキサン,長鎖アルコール類等が生成することを確認し、また、活性アルミナとの接触により、TBP/$$n$$-ドデカンの劣化物の約70%が除去され、相分離特性が改善することを確認した。

論文

Extraction and stripping tests of engineering-scale centrifugal contactors cascade system for spent nuclear fuel reprocessing

竹内 正行; 荻野 英樹; 中林 弘樹; 荒井 陽一; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 中島 靖雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.217 - 225, 2009/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.04(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has been developing centrifugal contactors for solvent extraction to apply to next generation reprocessing plant. We evaluated the extraction and stripping performances of engineering-scale centrifugal contactors cascade system by uranyl nitrate solution on 10 kg/h flowsheet. As results, the uranium concentration profiles from extraction and stripping tests were fairly consistent with ideal distribution equilibrium calculated by MIXSET-X code. The stage efficiencies for uranium extraction and stripping were quite high. It was estimated as nearly 100% for extraction and 97$$sim$$98% for stripping. The contactors cascade system gave rapid equilibrium of distribution, and uranium concentration profiles became stable in 10 minutes on both extraction and stripping sections. No overflow and entrainment were observed under regular operation during extraction and stripping tests. From mal-operation test with the motor stop of one stage on contactors cascade system, it can keep running without emergency shutdown by the preparation of at least two spare stages.

論文

Corrosion study on cold crucible for pyrochemical reprocessing of spent nuclear fuel

竹内 正行; 荒井 陽一; 加瀬 健; 小泉 務

Proceedings of International Symposium on EcoTopia Science 2007 (ISETS '07) (CD-ROM), p.1084 - 1088, 2007/11

核拡散抵抗性や経済性の観点から、溶融塩を用いた高温化学再処理法が世界的に検討が進められており、その一つに酸化物電解法が挙げられる。本研究では、腐食環境の厳しい酸化物電解法に対して、それらプロセスを行う電解槽にコールドクルーシブル技術を適用するための腐食研究を実験的に行った。われわれは、数種類の金属材料を対象に、腐食性ガスを通気した2CsCl-NaCl溶融塩中で材料腐食試験を実施し、空冷方式によって、材料表面温度と腐食速度の関係を評価した。その結果、ハステロイ材は表面温度を200$$^{circ}$$Cまで下げることで腐食速度は0.1mm/y以下となり、プロセス温度である650$$^{circ}$$Cの条件よりも腐食速度は1/1000まで抑制されることがわかった。このように、コールドクルーシブルは構造材料の腐食を飛躍的に抑制するうえで有効な技術であり、酸化物電解法が抱える腐食問題を解決するための有望な見通しを与えた。

論文

Development of centrifugal contactor with high reliability

岡村 信生; 竹内 正行; 荻野 英樹; 加瀬 健; 小泉 務

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1070 - 1075, 2007/09

JAEAでは、20年に渡り遠心抽出器の開発を実施してきた。RETFに導入する第1世代遠心抽出器の開発は、10年前に終了している。現在は、実プラントへ適用するために、より高信頼性を有する遠心抽出器の開発を実施している。この第2世代遠心抽出器開発では、長寿命化,機械的信頼性が重要となる。本発表は、機械的信頼性の向上を目的とした転がり軸受けと磁気軸受けという2種類の駆動系の耐久試験結果について報告するものである。

報告書

外部ゲル化法による燃料粒子製造技術開発

冨田 豊; 森平 正之; 田巻 喜久*; 西村 一久*; 庄司 修一*; 木原 義之; 加瀬 健; 小泉 務

JAEA-Research 2006-088, 95 Pages, 2007/01

JAEA-Research-2006-088.pdf:23.02MB

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究において、低除染TRU燃料の有望な候補の一つとして外部ゲル化法による燃料粒子製造技術開発を実施した。フェーズIIでは大径粒子の製造条件の最適化,アンモニア廃ガス処理の軽減を目的とした外部ゲル化法の改良方法の検討及び低除染燃料特有の核分裂生成物の影響について検討した。その結果、振動充填燃料に適した大径粒子の製造条件を把握及び改良型の外部ゲル化法の適用性の可能性を見いだした。さらに、核分裂生成物は粒子製造に悪影響を与えないことを確認するとともに原料液の耐放射線性についてのデータを取得した。これらの結果より、低除染湿式再処理対応の振動充填燃料用燃料粒子製造に外部ゲル化法が適応できる技術的な見通しを得た。

論文

Development of a new thermochemical and electrolytic hybrid hydrogen production system for sodium cooled FBR

中桐 俊男; 加瀬 健; 加藤 章一; 青砥 紀身

JSME International Journal, Series B, 49(2), p.302 - 308, 2006/05

高速増殖炉(FBR)の熱を利用し、水を原料とする、熱$$cdot$$電気併用による低温水素製造システムが日本原子力研究開発機構(JAEA)により提案された。このシステムは硫酸合成・分解反応を組合せた既存のプロセス(ウェスティングハウスプロセス)をもとに、三酸化硫黄分解プロセスに酸素イオン伝導性固体電解質による電気分解を適用して200から300$$^{circ}$$C低温化したものである。SO$$_{3}$$電解は500から600$$^{circ}$$Cの温度範囲で0.5V以下で行えることが確認され、化学反応ベースの熱効率は硫酸濃度と熱回収の影響で35%から55%の範囲で変化することも確認された。さらに、プロセス全体を実現するための水素製造実験が実施された。安定な水素と酸素の発生が観察され、最長実験時間は5時間である。

論文

Development of a new thermochemical and electrolytic hybrid hydrogen production system for sodium cooled FBR

中桐 俊男; 加瀬 健; 加藤 章一; 青砥 紀身

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 7 Pages, 2005/05

サイクル機構ではナトリウム冷却高速増殖炉に適用可能なハイブリッド熱化学法による水素製造システムの開発を行っている。これまでにSO$$_{3}$$電解実験、熱効率評価を行うとともに水素製造原理実証実験を行い、最大5時間の連続水素製造を行うことができた。

報告書

水素製造のための亜硫酸水溶液の電気分解技術に関する研究

中桐 俊男; 加瀬 健; 加藤 章一; 青砥 紀身; 高森 裕二*

JNC-TN9400 2005-016, 27 Pages, 2005/04

JNC-TN9400-2005-016.pdf:1.37MB

ハイブリッド熱化学法による水素製造のエネルギー効率を向上させるために、同法の水素製造反応である亜硫酸水溶液の電気分解の際の電圧損失を低減させるための技術や電解条件について、調査、検討を実施した。その結果、アノードには電圧損失の低減や硫黄によるカソード被毒の抑制が期待できるとともに、二酸化硫黄吸収部の省略が可能なガス拡散電極が、カソードには電極間距離を最大限に短縮することで電圧損失の低減が見込める膜電極接合体が有望であることがわかった。電解槽としては、反応物質の拡散を促し、電解電流の増加が可能な流動型のセルタイプが有効であることがわかった。また、これらを採用した電解槽では100mA/cm$$^{2}$$以上の電流密度が得られており、今年度に設計を行う1L/h程度の水素発生量が見込める装置に利用することが適切であることを提案した。

報告書

ハイブリッド熱化学法による水素製造実証試験

中桐 俊男; 堀切 守人; 加藤 章一; 加瀬 健; 青砥 紀身; 高森 裕二*; 深作 博*

JNC-TN9400 2004-056, 98 Pages, 2004/09

JNC-TN9400-2004-056.pdf:5.58MB

高速増殖炉(FBR)の熱を利用した水素製造方法として提案されたハイブリッド熱化学法の原理実証試験を実施し、本法による水素製造を実証するとともに、さらなる長時間運転および1Nリットル/h水素製造装置開発への課題を摘出した。(1)最大5hの連続運転を行い、ハイブリッド熱化学法により、水から水素と酸素を同時に安定的に発生させることが可能であることを実証した。4回の全系統運転試験における電流値から評価された水素発生速度は 4.03 ミリリットル/h$$sim$$ 5.04ミリリットル/h、酸素量は 2.07ミリリットル/h$$sim$$ 2.78ミリリットル/hであり、4回の試験の水素量および酸素量の合計は、それぞれ、35.00ミリリットルおよび20.99ミリリットルであった。(2)最高約550度Cの硫酸流通部位に対し、金メッキを施したステンレス製等の機器および配管を使用した結果、硫酸が気体状であると考えられたSO3電解装置内には有意な腐食は認められず、YSZおよびPtメッキ焼成電極の酸素イオン導電性の低下も認められなかった。しかし、SO3電解器出口配管内に凝縮硫酸によると見られる金メッキステンレス配管の腐食が見られた。(3)現状装置での100時間連続運転および新たに1Nリットル/hの水素発生装置を開発するために必要な課題の摘出を行った。

論文

オブジェクト型抽出工程シミュレーションコードの開発

加瀬 健; 渡部 雅之; 藤田 雄二; 上田 吉徳

サイクル機構技報, (4), 27-35 Pages, 1999/00

先進リサイクル研究開発部では、先進核燃料リサイクルプラントの設計研究を効率的、定量的に進めていくためのツールとして、抽出工程シミュレーションコードの開発を行っている。設計研究のツールとしては、工程やプロセス機器の変更に応じたコードの改造等に柔軟かつ容易に対応することが要求される。そこで、この要求を満たすために、開発におけるオブジェクト指向型の化学プラント用解析ソフトウェアの利用を提案し、これを利用したプルトニウム分配工程モデルを作成した。本報告では、プルトニウム分配工程モデルの概略及び同モデルを利用した解析例について述べることとする。

論文

An Assessment of the continuous neutron source using a low-energy electron accelerator

加瀬 健; 原田 秀郎

Nuclear Science and Engineering, 126(1), p.59 - 70, 1997/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.28(Nuclear Science & Technology)

電子-光子輸送コードEGS4、中性子輸送コードMCNPを用いて、電子加速器を利用した中性子源の中性子収率、中性子束分布、中性子スペクトル等の評価を行った。ここでは、コンバーターはタングステン、ターゲットは重水を設定し、ビーム出力は1MWに固定した。計算の結果、中性子スペクトルは2つのピークを持つ構造であることがわかった。中性子は、入射電子エネルギー30MeVの時、最も多く発生し(0.559n/1000MeV)、その際の最大熱中性子束と同程度の大きさであることがわかった。

論文

Transmutation of fission products with the use of an accelerator

加瀬 健; 原田 秀郎; 高橋 武士

Progress in Nuclear Energy, 29(Suppl.), p.335 - 341, 1995/00

長寿命核分裂生成物である99Tcや137Csを消滅処理の対象核種として取り上げ、3つの加速器を利用した消滅処理方法(陽子法、スポレーション中性子法、MCF法)に対する解析、評価を行った。評価は実効半減期、消滅エネルギー(対象核種を1核種、消滅するために要するエネルギー)の2点について行った。その結果、99Tcの場合、スポレーション中性子法とMCF法は25$$sim$$55MeVの少ないエネルギーで実効半減期を1$$sim$$5年にできることがわかった。

報告書

電子線加速器を用いた定常中性子源の研究

原田 秀郎; 中村 裕治*; 加瀬 健; 高橋 武士

PNC-TN8410 94-123, 39 Pages, 1994/04

PNC-TN8410-94-123.pdf:0.99MB

電子線ビームを用いた中性子源の評価を行うため、電子線-$$gamma$$線輸送コード(EGS4)、及び中性子輸送コード(MCNP)を用いて、発生中性子数、中性子束、発熱分布、中性子スペクトルの解析を行った。EGS4には、D($$gamma$$,n)反応を組み込み、ここで放出される中性子のエネルギーはイベント毎に入射$$gamma$$線のエネルギーに対応するよう計算した。この結果、電子線を用いた定常中性子源において2山構造のエネルギースペクトルが見出だされた。重水ターゲット中における中性子束分布の解析は、電子エネルギーが10MeVと30MeVの場合について行った。中性子束の電子エネルギー10MeVの場合、中心領域で10/SUP12/n/[cm/SUP2・sec・MW]以上の中性子束の得られることが分った。この他、照射用パイプを体系に組み込んだ場合の中性子束分布も計算した。本研究の目的は、低エネルギー電子線による定常中性子源の中性子束分布および中性子エネルギー分布等の諸特性を定量的に与えることである。

論文

Transmutation of fission products with the use of an accelerator

加瀬 健; 原田 秀郎; 高橋 武士

Proceedings of International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems, 0 Pages, 1994/00

長寿命核分裂生成物である99Tcや137Csを消滅処理の対象核種として取り上げ、4つの加速器を利用した消滅処理方法(電子法、陽子法、スポレーション中性子法、MC平法)に対する解析・評価を行った。評価は、実効半減期、消滅エネルギー(対象核種を1核種、消滅するために要するエネルギー)の2点について行った。その結果、99Tcの場合、スポレーション中性子法とMCF法は、25$$sim$$55MeVの少ないエネルギーで実効半減期を1$$sim$$5年にできることがわかった。

論文

Incineration of radioactive fission products and transuranics by muon-catalyzed fusion

原田 秀郎; 高橋 博*; Aronson, A. L.*; 加瀬 健; 小無 健司; 笹尾 信之

Fusion Technology, 24(2), p.161 - 167, 1993/09

本論文では、ミューオンカタライズドフュージョン($$mu$$CF)反応で発生する14MeV中性子とフィッションプロダクト(FP)及びトランスウラニウム(TRU)より成るサブクリティカルコアを利用した、FPとTRUの消滅処理システムの議論が行われる。TRUのフィッションで発生する熱は、$$mu$$メソンを発生させるためのドライバーエネルギーとして利用される。このシステムの有効性を評価するため、中性子輸送コードMCNPを用いた計算が行われた。この結果、(1)本システムは、サブクリティカルでありながら、FP及びTRUを約1年の半減期で処理し得ること、(2)ドライバーのエネルギーと$$mu$$CFの燃料であるトリチウムは、本体系内でつくられ得ることが判明した。

報告書

核分裂生成物の消滅処理に関連する核データの調査研究

加瀬 健; 中村 尚司*; 山寺 亮*; 宇野 喜智*; 高田 真志*

PNC-TY8601 93-001, 75 Pages, 1993/05

PNC-TY8601-93-001.pdf:0.95MB

平成3$$sim$$4年度にわたり東北大学との共同研究で、核分裂生成物の消滅処理に関連する核デ-タの調査研究を行った。具体的には、85Kr、90Sr、93Zr、99Tc、107Pd、129I、135Cs、137Csの8核種にたいする中性子、陽子、光子の核反応断面積の調査と90Sr、99Tc、129I、137Csの4核種に対する核反応断面積の計算評価を行った。本資料は、この2年間の研究成果をまとめたものである。

報告書

放射性廃棄物の消滅処理研究の現状について

加瀬 健; 小無 健司

PNC-TN8420 92-022, 33 Pages, 1992/11

PNC-TN8420-92-022.pdf:0.97MB

放射性廃棄物の消滅処理は原子炉によるFPの消滅処理が1964年にBNLのSteinbergによってはじめて提案され、1970年代にはいろいろな消滅処理方法が研究されていた。一時、研究は中断されていたが、1980年代後半になって、再び消滅処理研究が注目を集め、現在盛んに研究が行われている。本報告書は、その各消滅処理研究の概要及び、最近の消滅処理研究の現状と動向をまとめたものである。

論文

Transmutation of fission products and transuranium by high energy neutron

原田 秀郎; 高橋 博*; Aronson, A. L.*; 小無 健司; 加瀬 健; 笹尾 信之

PSI-Proceedings 92-02, p.383 - 407, 1992/09

高エネルギー中性子を用いたFPとTRUの消滅処理システムに関する吟味を行った。高エネルギー中性子の発生方法としては、$$mu$$CF、慣性核融合及びスポーレーション反応を考えた。解析手法としては、モンテカルロ法による中性子輸送コード(MCNP)と核データライブラリー(ENDF/B-VI)を用いて各体系中の核反応数等を調べ、処理半減期及びTRUの核分裂で発生する熱エネルギーを求めた。これらの検討から、消滅処理研究における高エネルギー中性子利用の有効性とFP-TRUハイブリッドコア利用の有効性が指摘される。

報告書

廃棄物の郡分離/核変換が放射性廃棄物処分に与える影響に関する歴史的概観,経済的分析、及び法規的分析

加瀬 健; 小無 健司; 古賀 要一郎*

PNC-TN8510 92-003, 0 Pages, 1992/08

PNC-TN8510-92-003.pdf:2.11MB

本資料は、米国のオークリッジ国立研究所から出版されたレポート"Historical Perspective, Economic Analysis, and Regulatory Analysis of the Impacts of Waste Partitioning -Transmutation on the Disposal of Radioactive Wastes"(ORNL/TM-11650)の翻訳である。ORNLでは1970年代に詳しく群分離/核変換の研究を行ったが、その後の技術進歩や規制上の新しい展開などのためその再評価が必要となった。本レポートはその研究の報告書であり、事業団における群分離/核変換を研究していく上で参考になると思われるのでここに翻訳を行った。

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