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論文

Summary of temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities in the 80 km zone over five years after the Fukushima Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 三上 智; 安藤 真樹; 松田 規宏; 木名瀬 栄; 津田 修一; 吉田 忠義; 佐藤 哲朗*; 関 暁之; 山本 英明*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105878_1 - 105878_12, 2019/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:25.42(Environmental Sciences)

We summarized temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities over five years in the 80 km zone based on large-scale environmental monitoring data obtained continuously after the Fukushima Nuclear Power Plant (NPP) accident. The air dose rates in environments associated with human lives decreased at a considerably faster rate than expected for radioactive decay. The average air dose rate originating from the radiocesium deposited in the 80 km zone was lower than that predicted from radioactive decay by a factor of 2-3 at five years after the accident. The causes of this rapid reduction were discussed quantitatively considering the characteristics of radiocesium migration in the environment.

報告書

濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度上半期

松本 孝志; 森本 靖之; 高橋 信雄; 高田 正晴; 吉田 英明; 中島 伸一; 石森 有

JAEA-Technology 2015-036, 60 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-036.pdf:9.15MB

人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮のプラント技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いたウラン濃縮試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、この濃縮工学施設の廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成26年度上半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び、部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。平成26年度上半期の解体作業に伴い発生した解体物は、メッシュコンテナ37基、200リットルドラム缶199本であり、二次廃棄物は271.4kg(可燃物91.9kg、難燃物179.5kg)であった。

報告書

エマルションフローを利用した液・液抽出法によるウラン廃液処理試験

菅田 信博; 大天 正樹; 遠藤 裕治; 吉田 英明; 美田 豊; 長縄 弘親; 永野 哲志; 柳瀬 信之

JAEA-Technology 2015-007, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-007.pdf:5.33MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮施設には、ウラン濃縮技術開発に使用した核不拡散に係わる機微情報を有する遠心分離機が存在している。この遠心機は希硫酸及び水による超音波洗浄等の湿式除染により部品表面へ付着した放射性物質を分離処理し、処理した廃液中のウランを除去することにより、廃液処理後に発生する澱物の放射能濃度を低減させることで、澱物処理が削減できるかの可能性を検討している。このため、平成19年度より原子力基礎工学研究部門と連携を図り、エマルションフロー法によるウラン抽出分離技術の開発を進めてきている。開発したエマルションフロー法を利用した試験装置について、希硫酸及び水の実廃液を用いた試験を行い、基礎試験で確認した性能が得られるかを検証した。

論文

Measurement of photon dose rates in moderated neutron calibration fields

吉田 忠義; 辻村 憲雄; 宮田 英明*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.396 - 399, 2014/04

減速材で覆われた$$^{252}$$Cf中性子線源を用いた減速中性子校正場に混在する光子線量率の割合を決定するための研究を行った。光子線量率の測定は、異なる検出原理を持つ3種類の測定器によって行われた。また、測定結果は、モンテカルロ計算に基づく計算結果と比較された。各測定器によって観測された混在光子線量率は、よく一致した。また、測定及び計算結果についてもよく一致した。

報告書

高速実験炉「常陽」MK-III性能試験総合報告書

前田 幸基; 青山 卓史; 吉田 昌宏; 関根 隆; 有吉 昌彦; 伊藤 主税; 根本 昌明; 村上 隆典; 礒崎 和則; 干場 英明; et al.

JNC-TN9410 2003-011, 197 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2003-011.pdf:10.26MB

MK-Ⅲ改造工事を終了させた後、2003年6月末より、設計性能の確認及び照射炉としての基本特性の確認などを目的として計28項目の性能試験を実施し、11月に最終の使用前検査に合格した。本報告書では、性能試験の各項目毎に主な結果を報告する。

報告書

熱-水-応力連成試験設備(COUPLE)における熱-水-応力-化学連成試験(I)

鈴木 英明*; 伊藤 彰; 吉田 泰*; 陶山 忠宏*; 川上 進; 笹本 広; 油井 三和

JNC-TN8400 2003-033, 235 Pages, 2004/02

JNC-TN8400-2003-033.pdf:7.8MB

高レベル放射性廃棄物地層処分システムにおける人工バリア設計評価や性能評価の信頼性向上のためのニアフィールド環境条件のリアリティ向上に向けて,熱的,水理学的,力学的,化学的なプロセスが相互に影響を及ぼし合うニアフィールド連成挙動の数値解析に関する研究が進められている。その一環として,人工バリアおよびその周辺岩盤における熱-水-応力-化学の連成現象を定量的に把握することを目的に,熱-水-応力連成試験設備(COUPLE)を用いて連成試験を実施した。試験は,モルタルで製作した模擬岩体中に緩衝材を設置し,廃棄体を模擬したヒーターを100$$^{circ}C$$に,模擬岩体周囲を70$$^{circ}C$$に加熱した。緩衝材中に浸潤する水は,モルタルと反応した高pHの溶液である。本報は,連成試験で得られた結果のうち,試験体中に配置したセンサー(熱電対,サイクロメータ,土圧計,pH計等)による計測結果および試験終了後のサンプリング試料から得られた緩衝材間隙水pH等の測定結果について記す。また,予察解析として,熱-水連成解析による緩衝材再冠水挙動に関する検討,地球化学解析および物質移行-地球化学連成解析による緩衝材/間隙水の化学的変遷に関する検討を行なったので合わせて報告する。

報告書

報告書

核燃料物質加工事業許可変更申請書の一部補正について(公開版)

吉田 英明; 石賀 隆*

JNC-TN6700 2001-002, 12 Pages, 2002/01

JNC-TN6700-2001-002.pdf:0.26MB

平成13年8月10日付13サイクル機構(人形)119をもって申請した核燃料サイクル開発機構人形峠環境技術センターの核燃料物質加工事業変更許可申請書を、別紙のとおり一部補正したします。

報告書

核燃料物質加工事業変更許可申請書(公開版)

吉田 英明; 植地 保文

JNC-TN6700 2001-001, 96 Pages, 2001/08

JNC-TN6700-2001-001.pdf:1.63MB

None

報告書

ウラン濃縮原型プラント核燃料物質加工事業変更許可申請書

高宮 一浩; 植地 保文; 吉田 英明; 石賀 隆*

JNC-TN6700 98-007, 139 Pages, 1998/11

JNC-TN6700-98-007.pdf:2.05MB

None

報告書

「常陽」使用済燃料の崩壊熱の測定評価; 短期間冷却燃料の崩壊熱

鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 長崎 英明*; 鈴木 惣十

PNC-TN9410 98-034, 31 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-034.pdf:0.58MB

「常陽」では使用済燃料集合体の崩壊熱をオンサイトで非破壊のまま測定できる装置を開発し、これを用いて「常陽」MK-II燃料集合体の崩壊熱の実測データを蓄積してきた。これまでは、原子炉容器内の炉内貯蔵ラックで約70日以上冷却した燃料集合体のデータを取得してきたが、今回、データの拡充の観点から、炉内貯蔵ラックで冷却せずに取り出した燃料集合体を用いて冷却期間の短い崩壊熱データを取得した。本研究では、燃焼度が約60GWd/t(集合体平均)の2体のMK-II燃料集合体について、冷却期間が最短で24日の崩壊熱を測定し、ライブラリをJENDL-3.2ベースの高速炉用ライブラリに入れ替えたORIGEN2コードによる計算値との比較を行った。得られた主な結果は以下のとおりである。(1)原子炉停止から24日後の崩壊熱は、約1.25$$pm$$0.03kWであった。(2)ORIGEN2コードによる崩壊熱計算値と測定値の比(C/E)は約0.9であり、C/Eには冷却期間依存性が見られた。(3)照射開始時に1%程度含まれる$$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Amの崩壊熱への寄与分は、冷却期間24$$sim$$160日で7$$sim$$19%に達することがわかった。

報告書

「常陽」運転特性試験マニュアル

吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06

PNC-TN9520-91-007.pdf:1.43MB

高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。

論文

Interferometric density measurements in the divertor and edge plasma regions for the additionally heated JT-60 plasmas

福田 武司; 吉田 英俊; 長島 章; 石田 真一; 菊池 満; 横溝 英明; JT-60チーム

Journal of Nuclear Materials, 162-164, p.258 - 263, 1989/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.05(Materials Science, Multidisciplinary)

ダイバータ領域及び周辺プラズマ領域の干渉測定結果から主プラズマを含めたこれら3つの領域相互間の電子密度の相関を明確にすることによって輸送特性を評価した。ジュール加熱プラズマではダイバータ領域の電子密度が主プラズマ領域の電子密度に対して非線型な相関を持つこと、特にエレクトロン・サイドにおける測定値が主プラズマ領域でINTOR則の熱拡散係数とその4分の1の粒子拡散係数を仮定したシミュレーションの結果と良く一致することを示した。

論文

JT-60のトムソン散乱計測システム

横溝 英明; 吉田 英俊; 佐藤 正泰; 長島 章; 間渕 幸雄*; 三浦 良和*

核融合研究, 59(SPECIAL ISSUE), p.72 - 90, 1988/00

JT-60の電子温度及び密度分布計測のために、製作し稼動しているトムソン散乱計測システムについて、計測装置としての性能、現在までの主要成果を中心に記述した。

論文

Incremental energy confinement time during H$$^{0}$$ beam heating in JT-60

菊池 満; 平山 俊雄; 清水 勝宏; 谷 啓二; 吉田 英俊; 横溝 英明; 福田 武司; 逆井 章; 小出 芳彦; 杉江 達夫; et al.

Nuclear Fusion, 27(8), p.1239 - 1244, 1987/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:53.4(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60のH$$^{0}$$入射時の増分エネルギー閉じ込め時間について報告する。プラズマの蓄積エネルギーは吸収パワーとともに増加し、熱化成分に対するエネルギー増分は60msの閉じ込め時間をもっている。この値はIp,Neに依存しない。

報告書

Energy Confinement and Profile Characteristics During the Initial Neutral Beam Heating in JT-60

菊池 満; 平山 俊雄; 清水 勝宏; 谷 啓二; 吉田 英俊; 横溝 英明; 福田 武司; 逆井 章; 小出 芳彦; 杉江 達夫; et al.

JAERI-M 87-008, 25 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-008.pdf:0.87MB

JT-60の3ヶ月間(86年8月~10月)の初期NBI加熱実験のエネルギ-閉じ込め特性を報告する。プラズマ蓄積エネルギ-は、吸収パワ-に対してオフセットをもって線形に増大し、熱化エネルギ-増分に対するエネルギ-閉じ込め時間 T$$_{E}$$$$^{i}$$$$^{n}$$$$^{c}$$は Ip,Ne によらず60msecで有る。リミタ-放電とダイバ-タ放電で密度分布の差が観測されたが、電子温度分布は、密度の高い領域で多少ブロ-ドになる以外は大きな差は見られない。

報告書

Heat Load Reduction of the Divertor Plate and Formation of Dense and Cold Divertor Plasma by Remote Radiative Cooling in DOUBLET-III and INTOR; IAEA INTOR Workshop Report, Phase IIA, Group B

嶋田 道也; 永見 正幸; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 前野 勝樹; 横溝 英明; 新谷 吉郎*; 吉田 英俊; N.H.Brooks*; C.L.Hsieh*; et al.

JAERI-M 9862, 23 Pages, 1981/12

JAERI-M-9862.pdf:0.43MB

ダブレットIIIにおける遠隔放射冷却に関するダイバータ実験の総括を行い、INTORでの遠隔放射冷却の可能性を論じた。ダブレットでは主プラズマの密度を上げるにつれ、ダイバータ部の放射損失が増加し、最大でジュール加熱パワーの約50%にも達する。この結果、ダイバータプレートの熱負荷が約1/6に下り、ダイバータプラズマが低温(10eV以下)、かつ高密度(5$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$cm$$^{-}$$$$^{3}$$以上)になる。この結果を将来の核融合炉に適用できれば、ダイバータ付トカマクの欠点であるダイバータプレートの熱負荷問題と腐食問題とが大幅に改善される。簡単なモデル計算により、INTOR炉でも遠隔放射冷却が可能であることを示した。

報告書

Correlations between Plasma Shape and the Externally Applied Equilibrium Field of Dee-Shaped Plasmas; Doublet-III Experimental Report, 10

横溝 英明; 新谷 吉郎*; 永見 正幸; 嶋田 道也; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 狐崎 晶雄

JAERI-M 9763, 21 Pages, 1981/10

JAERI-M-9763.pdf:0.46MB

ダブレットIIIにおけるD型断面プラズマの電磁流体平衡解析から、プラズマ形状と外部平衡磁場との相互関係が得られた。プラズマ最外殻磁気面の非円形度と三角形度は、磁気軸における平衡磁場のn指数、h指数とプラズマ電流分布とに相関がある。非円形度は、n指数、プラズマ電流分布、及び、三角形度に依存する。三角形度は、h指数に対し線形の関係がある。

報告書

Study of Equilibrium and Axisymmetric Stability of Dee-Shaped Plasmas in Doublet III

横溝 英明; 永見 正幸; 嶋田 道也; N.H.Brooks*; R.P.Seraydarian*; 新谷 吉郎*; 前野 勝樹; 吉田 英俊; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; et al.

JAERI-M 9698, 29 Pages, 1981/09

JAERI-M-9698.pdf:0.69MB

非円形度1.8までのプラスマをダブレットIII装置で安定に制御することかできた。装置の制御応答が不十分なため、1.8以上の非円形プラズマは垂直方向に不安定となる。この不安定を制御している電源を断にすることによって、いろんな非円形度のプラズマの位置不安定の成長率を測定し、コイルによるパッシブな安定化効果を考慮した値と比較した。

報告書

High Density Low-q Discharges with D-Shaped Plasmas in Doublet-III

永見 正幸; 吉田 英俊; 新谷 吉郎*; G.Johns*; 横溝 英明; 嶋田 道也; 伊尾木 公裕*; 出海 滋*; 狐崎 晶雄

JAERI-M 9589, 40 Pages, 1981/07

JAERI-M-9589.pdf:0.86MB

ダブレッドIIIにおける安全係数の最小値は2である。しかしながら、D形断面プラズマでは、トロイダル効果と形状制御磁場により安全係数がプラズマ表面で急激に増大するため、単純に断面形状のみを考慮した安全係数は1.5に相当する。これは従来の炉設計で想定しているプラズマ電流の値をはるかに上回る値である。低安全係数放電により以下に示す優れたプラズマ性能か得られる。1)高プラズマ密度(村上係数7.8)、2)平担な温度分布、3)ジュール加熱のみで体積平均べー夕1%。

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