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報告書

NUCEFにおけるウラン系臨界実験に関する分析の現状

芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。

報告書

TRACYの運転記録

會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB

燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成12年度

田上 隆広; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 新妻 泰; 宮内 正勝; 白橋 浩一; 佐藤 猛

JAERI-Tech 2001-071, 30 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-071.pdf:4.15MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備においては、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び核燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成12年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調製のための分析等を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため、計量槽に貯蔵してある硝酸ウラニル溶液の分析等を行った。また、平成12年度にNUCEFへMOX燃料が搬入され、プルトニウム(Pu)溶液燃料調製に向けたPu予備試験が開始されたことに伴い、当該予備試験にかかわる分析を行った。平成12年度における総分析試料数は、483試料であった。本報告書は、平成12年度に行った分析等の業務についてまとめたものである。

論文

Analysis of a uranium solution for evaluating the total number of fissions in the JCO criticality accident in Tokai-mura

内山 軍蔵; 渡部 和男; 宮内 正勝; 冨樫 喜博; 中原 嘉則; 深谷 洋行; 伊奈川 潤; 鈴木 大輔; 薗田 暁; 河野 信昭; et al.

Journal of Radiation Research, 42(Suppl.), p.S11 - S16, 2001/10

JCO臨界事故後の沈殿槽及び残されたビーカー内のウラン溶液の分析を行い、ウラン溶液中の核分裂生成物濃度の分析結果及び投入ウラン推定量をもとに総核分裂数を(2.5$$pm$$0.1)$$times$$10$$^{18}$$個と評価した。

報告書

平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

報告書

平成11年度におけるSTACYの運転記録; 平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた2ユニット中性子相互干渉体系の実験,1(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.

JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800$$phi$$円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成10年度

冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.

JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB

燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,2; 800$$phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男

JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,1; 280T平板炉心・10%濃縮のウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男

JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12

JAERI-Tech-99-084.pdf:2.7MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。

報告書

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明試験と環境影響評価

藤根 幸雄; 村田 幹生; 阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 宮田 定次郎*; 井田 正明*; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 朝倉 俊英; et al.

JAERI-Research 99-056, p.278 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-056.pdf:22.73MB

東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故について、原研の調査検討会が行った原因究明にかかわる試験及び環境影響評価の結果を報告する。原因究明にかかわる試験においては、実廃液サンプルの化学分析、アスファルト塩混合物の熱分析、暴走的発熱反応試験、発煙時の可燃性ガス分析などを行った。環境影響評価では、環境モニタリングデータと大気拡散シミュレーションコードSPEEDIによる解析結果より、環境へ放出されたCs量を推定した。また、一般住民の被ばく線量評価を行った

論文

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09

NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。

報告書

ハイブリッドK吸収端/蛍光X線濃度計の長期安定性

薗田 暁; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 岡崎 修二*

JAERI-Tech 99-043, 16 Pages, 1999/05

JAERI-Tech-99-043.pdf:1.86MB

核物質の計量管理及び保障措置分析における溶液試料に適用可能な高精度の非破壊分析法の確立のため、原研では、米国・DOEとの研究協力協定のもと、ハイブリッドK吸収端/蛍光X線濃度計(HKED)をNUCEFに設置し、溶液試料中のウラン及びプルトニウムの非破壊測定技術の共同開発を進めている。HKEDは査察機器として使用される予定であるため、装置が破壊分析法と同様の測定精度を持ち長期にわたり安定した測定ができなければならない。本報告書は、HKEDの長期安定性及び装置の健全性を示すための標準の長期安定性、さらに試験を通して得られたX線管の出力変動が測定結果に与える影響についてまとめたものである。

報告書

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

報告書

STACY及びTRACY用燃料サンプリング装置の改良

広瀬 秀幸; 桜庭 耕一; 小野寺 清二; 小川 和彦; 高月 幸男*; 森田 俊夫*; 曽野 浩樹; 有嶋 秀昭; 會澤 栄寿; 宮内 正勝; et al.

JAERI-Tech 98-015, 52 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-015.pdf:1.68MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACY及び過渡臨界実験装置TRACYは溶液燃料を用いており、燃料組成を正確に測定することは、装置の安全運転及び実験精度の向上に必要とされている。サンプリング装置は各々の臨界実験装置で使用する溶液燃料の組成(ウラン濃縮度、ウラン(またはプルトニウム)濃度、遊離硝酸濃度、不純物量及び核分裂生成物の放射能)を把握するために溶液燃料を採取する装置である。従来型のサンプリング装置は、採取した燃料を装置内で希釈する設計で製作したため、ビュレット(分注器)内で硝酸水溶液を用い、シリンジ操作により溶液燃料の計量を実施してきた。ところが、平成8年度後半に、サンプリング時において硝酸水溶液がビュレット内の燃料に混入し、燃料濃度が薄くなる傾向が現れ出した。そこで、平成8年度中にサンプリング装置内での希釈を行わない、定量ポンプによる原液採取方式による新サンプリング装置へ変更した。そして、平成9年度に、改造した新サンプリング装置の性能確認を行った。ウラン濃度の変動量は0.14%であり、目標とする性能$$pm$$0.2%(変動係数)を満足した。

報告書

臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び機能試験

梅田 幹; 杉川 進; 重面 隆雄; 三好 慶典; 宮内 正勝; 井沢 直樹

JAERI-Tech 96-058, 28 Pages, 1997/01

JAERI-Tech-96-058.pdf:1.21MB

NUCEF燃料調製設備には、臨界実験で使用した溶液燃料からウラン及びプルトニウムを分離精製するための精製設備がある。精製設備では、ミキサセトラにおいて臨界質量以上の濃縮ウラン及びプルトニウムを取扱う。また、NUCEFでの臨界実験条件に合わせた溶液燃料を調製するために精製設備の運転モードも多様なものとなり、ミキサセトラは単一故障、誤操作を考慮して全濃度での臨界安全形状としている。本報では、臨界安全形状ミキサセトラの設計、製作及び製作後に行われた機能試験についてまとめた。ミキサセトラの設計では、中性子吸収材(カドミウム)及び中性子減速材(ポリエチレン)を使用し、1段の寸法を制限することによりプロセス条件を満たしつつ臨界安全形状とすることができた。製作後に行われた機能試験では、製作したミキサセトラは安定に運転制御できることが確認され、所定の性能を有することが確認された。

報告書

NUCEFハイブリッドK吸収端濃度計の整備

峯尾 英章; 岡本 久人; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 星 勝哉*; 竹下 功; S.-T.Hsue*

JAERI-Tech 96-033, 36 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-033.pdf:1.76MB

ハイブリッドK吸収端濃度計(HKED)は、K吸収端濃度計と蛍光X線分析計を組み合わせた非破壊分析計で、UとPuを含む溶液中の両方の元素濃度を1000秒程度の短時間で同時に正確に測定する。NUCEFでは臨界実験用のU及びPuを含む溶液燃料の計量管理及び工程管理に用いるため、HKEDをDOE/原研保障措置技術研究協力協定の下で設置した。本機器は、国及びIAEAによる査察にも使用される予定である。U溶液による校正試験及び長期測定試験を行った。校正結果はDavies&Gray法による結果と0.3%以内で一致した。約1年の長期測定試験では安定した測定結果を得た。またU溶液をセルに密封した校正試料濃度の長期安定性を測定したところ、安定した結果が得られ、この方法を用いた通常査察におけるHKEDの校正が十分可能であることが示された。

報告書

NUCEF分析設備

宮内 正勝; 岡本 久人; 深谷 洋行; 坂爪 克則; 薗田 暁; 中尾 智春; 久保田 政敏; 新妻 泰; 園部 保; 岡崎 修二

JAERI-Tech 96-007, 98 Pages, 1996/02

JAERI-Tech-96-007.pdf:3.32MB

NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY、TRACY)、核燃料調整設備等に係る実験解析分析、核燃料物質の使用に伴う計量管理分析及び設備の安全運転のための工程管理分析を行う分析設備を完成させた。分析設備は、各設備からの分析試料を分析室(I)に搬送するための「気送設備」、グローブボックス間の分析試料、廃液等の密度測定、試料の希釈・分析等を行う「前処理装置」、ウラン・プルトニウム、同位体組成、硝酸、放射能濃度等の「分析機器」、分析試料残液、廃液等を管理する「後処理装置」等から構成されている。本書は、分析設備の設計条件、構成、機器仕様等について詳細にまとめたものである。

論文

Outline and operational experience of the fuel treatment system for criticality safety experiments in NUCEF

梅田 幹; 杉川 進; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 井沢 直樹

Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, 0, p.322 - 329, 1996/00

NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY及びTRACY)では、低濃縮ウラン溶液燃料及びプルトニウム溶液燃料が用いられる。このため、NUCEFにはこれら溶液燃料を取り扱う為の燃料調製設備が設置してある。燃料調製設備の主な機能としては、溶解、希釈、混合、濃縮、精製、貯蔵であり、再処理施設の機能と類似したものである。安全設計では、臨界安全、耐震及び火爆防止を十分考慮されている。NUCEFは1994年に完成し、燃料調製設備において溶解設備、精製設備及び調製設備の各設備で特性試験、機能試験などが行われ、各機器の性能確認及び最適運転条件などに関する運転経験が得られた。本発表では、これらNUCEF燃料調製設備の概要、安全設計及び今までに行われてきた試験、運転の結果及び得られた経験について報告する。

論文

Density equations of UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$-HNO$$_{3}$$ and UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$-Gd(NO$$_{3}$$)$$_{3}$$-HNO$$_{3}$$ solutions

桜井 聡; 宮内 正勝; 館盛 勝一

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.415 - 419, 1987/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.8(Nuclear Science & Technology)

硝酸ウラニル-硝酸水溶液系および硝酸ウラニル-硝酸ガドリニウム-硝酸水溶液系の精密な密度測定を行った。得られた実験データに対して重回帰分析を行い、溶質濃度と温度、およびそれらの積で表現される、溶液密度の経験式を導出した。硝酸ウラニル-硝酸溶液系の密度式について公表されている密度式との比較を行い、水素の原子個数密度の観点から議論を行った。硝酸ウラニル-硝酸ガドリニウム-硝酸水溶液系の密度式の報告例はない。今回得た密度式を用いて、ガドリニウムの溶解が水素の原子個数密度に与える影響について検討した。

報告書

Aerosol Density of Sodium Oxide,Uranium Oxide and their Mixed Aerosol

西尾 軍治; 宮内 正勝; 木谷 進

JAERI-M 8798, 23 Pages, 1980/03

JAERI-M-8798.pdf:0.74MB

高速増殖炉の仮想事故時において、原子炉格納容器内には核燃料物質を含む酸化ナトリウムエアロゾルが分散する。格納容器内のエアロゾル減衰は沈降現象によって支配されるが、その重要な因子である核燃料エアロゾルの密度、エアロゾル粒度分布は未だ明らかになっていない。この研究は、エアロゾルの沈降速度と粒度分布を測定することにより、核燃料エアロゾルである酸化ウラン、高速炉の冷却材であるナトリウムエアロゾルそしてその混合エアロゾルの見掛の密度を測定したものである。

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