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論文

Effects of magnetic field and pressure on the valence-fluctuating antiferromagnetic compound EuPt$$_2$$Si$$_2$$

竹内 徹也*; 屋良 朝之*; 安次富 洋介*; 伊覇 航*; 垣花 将司*; 中島 美帆*; 天児 寧*; 本多 史憲*; 本間 佳哉*; 青木 大*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(7), p.074709_1 - 074709_14, 2018/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.91(Physics, Multidisciplinary)

Effects of magnetic field and pressure on the Kondo-like behavior in the valence-fluctuating antiferromagnetic compound EuPt$$_2$$Si$$_2$$ were studied using single-crystalline samples. Anomalous features in EuPt$$_2$$Si$$_2$$ are due to valence fluctuation and/or valence change of the Eu ions at low temperatures.

論文

Electronic states in EuCu$$_2$$(Ge$$_{1-x}$$Si$$_x$$)$$_2$$ based on the doniach phase diagram

伊覇 航*; 屋良 朝之*; 安次富 洋介*; 垣花 将司*; 竹内 徹也*; 本多 史憲*; 仲村 愛*; 青木 大*; 郷地 順*; 上床 美也*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(6), p.064706_1 - 064706_14, 2018/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.91(Physics, Multidisciplinary)

We succeeded in growing single crystals of the series of EuCu$$_2$$(Ge$$_{1-x}$$Si$$_x$$)$$_2$$ compounds.Physical property measurements demonstrate a maximum of the antiferromagnetic transition temperature appears at $$x = 0.5$$. Antiferromagnetism then disappears around $$x = 0.7$$ followed by a heavy-fermion formation at higher concentrations. These observations follow the Doniach phase diagram as a function of $$x$$.

報告書

STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。

論文

Magnetic-field-induced metallic state in $$beta$$-US$$_2$$

杉山 清寛*; 広瀬 雄介*; 榎 健太郎*; 池田 修悟*; 山本 悦嗣; 立岩 尚之; 芳賀 芳範; 木田 孝則*; 萩原 政幸*; 金道 浩一*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 80(Suppl.A), p.SA104_1 - SA104_3, 2011/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.08(Physics, Multidisciplinary)

Magnetic and transport properties under high magnetic field were studied on a magnetic semiconductor $$beta$$-US$$_2$$. Large magnetization reaching 1.75 $$mu_{rm B}$$ has been observed at 50 T. At the same time, resistivity decreases drastically from insulating behavior at 0 T to almost metallic characteristics at 50 T. The results are discussed based on the magnetic polaron mechanism.

報告書

セリウム媒体電解酸化法を用いたTRU廃棄物除染にかかわる基礎試験

石井 淳一; 小林 冬実; 内田 昇二; 住谷 正人; 木田 孝; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-068, 20 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-068.pdf:2.49MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、再処理施設等から発生するTRU廃棄物の発生量低減化方策として、セリウム媒体電解酸化法による除染技術に着目し、TRU廃棄物をクリアランスレベルまで除染できる技術の開発を行っている。セリウム媒体電解酸化法は、硝酸溶液中でCe$$^{4+}$$を強力な酸化剤として使用し、除染対象物であるTRU廃棄物の金属材表面の酸化物層及び金属材表面を溶解する技術である。本研究では、硝酸溶液を用いたセリウム媒体電解酸化法の技術的な実用化に向けて、TRU廃棄物を溶解する目標速度(2$$sim$$4$$mu$$m/h)を達成するために溶液条件の最適化を図ることを目的とし、Ce$$^{3+}$$初期濃度及び硝酸濃度をパラメータとした試験を実施した。パラメータ試験結果より選定した溶液条件において模擬廃棄物を溶解する廃棄物溶解コールド試験を実施した結果、溶解時間90時間までの平均溶解速度は、3.3$$mu$$m/hであった。以上のことから、クリアランスレベルまで除染するのに必要な金属材表面の溶解深さを20$$mu$$mと仮定すると、その除染時間は約6時間であり、1バッチ/日の廃棄物除染が十分に可能であること及び1回分の除染液で15バッチの繰り返し処理が可能であることを確認した。

論文

プルトニウム抽出残液からのアメリシウムの分離及び酸化物転換

杉川 進; 中崎 正人; 木村 明博; 木田 孝*; 木原 武弘*; 赤堀 光雄; 湊 和生; 須田 和浩*; 近沢 孝弘*

日本原子力学会和文論文誌, 6(4), p.476 - 483, 2007/12

プルトニウム抽出残液からのAmの分離回収のために、TODGA吸着材カラムを用いた単一のクロマト分離法の開発を行ってきた。抽出残液には、Am($$sim$$620mg/$$l$$)のほかに、Np($$sim$$107mg/$$l$$), Ag($$sim$$2000mg/$$l$$), Fe($$sim$$290mg/$$l$$), Cr($$sim$$38mg/$$l$$), Ni($$sim$$52mg/$$l$$)及び微量TBPを含んでいた。NUCEFにおいて分離試験及び酸化物転換試験を行った結果、小規模分離試験でのAmの収率及び純度がそれぞれ83$$sim$$92%及び97$$sim$$98%、スケールアップ分離試験でのAmの収率及び純度がそれぞれ85$$sim$$95%及び98$$sim$$99%であった。また、回収されたAm溶液をシュウ酸沈殿法により、Am酸化物に転換するための酸化物転換試験を行った結果、小規模酸化物転換試験での収率が89$$sim$$100%及びスケールアップ酸化物転換試験での収率が85$$sim$$96%であった。本試験を通して、6リットルの抽残液から約1.8グラムのAm酸化物が回収され、TRU高温化学研究の試料として使用された。

報告書

核燃料調製設備の運転記録

石仙 順也; 関 真和; 阿部 正幸; 中崎 正人; 木田 孝; 梅田 幹; 木原 武弘; 杉川 進

JAERI-Tech 2005-004, 53 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-004.pdf:5.92MB

本報告書は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)へ10%及び6%濃縮硝酸ウラニル溶液燃料を供給することを目的として、平成6年度から平成15年度までに実施したウラン酸化物燃料の硝酸による溶解及び硝酸ウラニル溶液の濃縮・脱硝についての特性試験及び運転記録をまとめたものである。

報告書

硝酸溶液中硝酸ヒドラジンの安全性試験

木田 孝; 杉川 進

JAERI-Tech 2004-019, 30 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-019.pdf:1.23MB

再処理工程における硝酸ヒドラジンは、硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)と同様に熱化学的に不安定な物質であることが知られている。このため、硝酸ヒドラジンの反応に関する基礎データを整備するために、圧力容器型反応熱量計等により硝酸ヒドラジンと硝酸の反応により発熱が開始する温度,発熱量,発熱開始温度に及ぼす不純物の影響,一定温度で長時間保持した場合の自己加速反応等を測定した。本報告書は試験で得られた硝酸ヒドラジンと硝酸の反応基礎データ及び再処理工程における硝酸ヒドラジンの安全取扱条件の評価についてまとめたものである。

論文

Water flow experiments and analyses on the cross-flow type mercury target with perforated plates

羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 神永 雅紀; 日野 竜太郎; 田川 久人*; 久木田 豊*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

大強度陽子加速器計画で建設される物質・生命科学実験施設の核破砕ターゲットとして、陽子ビームの入射方向に対して直交する方向に水銀が流れるクロスフロー型ターゲット構造を検討してきた。本報告では合理化設計の一環として、内部構造をより簡素化し、製作性の向上と製作コストの低減を目指した多孔板を用いる方式について、その有効性を非加熱の水流動実験及び解析により検討した。多孔板を有するクロスフロー型水銀ターゲットの実規模アクリルモデルを製作し、PIV(Particle Image Velocimetry)法を用いてモデル内の水流速分布を測定するとともに、流動解析を行い実験値と比較した。その結果、多孔板によりクロスフロー型の流れが実現できること、また、解析モデルは冷却に特に重要となる陽子ビーム照射領域での流れパターンを良く再現できることがわかった。

報告書

銀媒体電解酸化法を用いたMOX溶解基礎試験

梅田 幹; 中崎 正人; 木田 孝; 佐藤 賢二; 加藤 忠仁; 木原 武弘; 杉川 進

JAERI-Tech 2003-024, 23 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-024.pdf:0.98MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、定常臨界実験装置(STACY)で用いる硝酸プルトニウム溶液燃料の調製のため、銀媒体電解酸化法を用いたMOX粉末の溶解を計画している。銀媒体電解酸化法は、酸化力の強いAg(II)イオンを用いて二酸化プルトニウムなどを溶解する手法であり、硝酸には難溶性のMOXの溶解に対しても有効な手法であると考えられる。本報は、NUCEFのMOX溶解設備への銀媒体電解酸化法の適用にむけて、同法によるMOX粉末の溶解速度,溶解液組成等の確認のため,約100gのMOX粉末を用いたビーカー規模の溶解基礎試験の結果についてまとめたものである。試験結果より、STACYに用いる予定のMOX粉末は銀電解酸化法により完全に溶解できることを確認した。また溶解液については、NO$$_{2}$$ガス通気によりPu(VI)イオンを完全に4価に還元できることを確認した。

報告書

銀媒体電解酸化法によるMOX溶解シミュレーションコードの開発(受託研究)

木田 孝; 梅田 幹; 杉川 進

JAERI-Data/Code 2003-001, 29 Pages, 2003/03

JAERI-Data-Code-2003-001.pdf:6.34MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、臨界実験で使用する硝酸プルトニウム溶液を調製するために、銀媒体電解酸化法によるウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)粉末の溶解を計画している。この溶解運転の支援のために、MOX溶解シミュレーションコードの開発を行なった。本報は、開発したシミュレーションコードの概要、実験データとの比較及び溶解速度に及ぼすMOX粉末溶解パラメータについてまとめたものである。本コードは、Ag$$^{2+}$$によるPuO$$_{2}$$粉末溶解に対するZundelevichのモデルに基づいて作成し、Ag$$^{2+}$$の収支式に亜硝酸による影響を加えるとともに、MOX粉末の表面積は粒径分布により算出する方式を採用した。また、コードの妥当性を確認するために、実験データとの比較を行なった。この結果、本コードにおいて溶解速度定数等のパラメータに適切な値を用いることで、溶解挙動を良く模擬できることを確認した。また、溶解速度に及ぼす影響が最も大きいパラメータは、MOX粉末粒径であることが判明した。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF gravity-driven safety injection experiment Run SB-CL-27

与能本 泰介; 斎藤 誠之*; 黒田 猛*; 安濃田 良成; 久木田 豊; 大木 友三郎; 伊藤 秀雄; 大崎 秀機; 大和田 孝雄; 錦沢 友俊; et al.

JAERI-M 94-069, 145 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-069.pdf:4.07MB

本報は、1992年9月17日にROSA-IV LSTF装置を用いた行った重力駆動安全注入実験のデータをまとめたものである。この実験は加圧水型原子炉(PWR)小破断冷却材喪失事故時における重力駆動安全注入系の熱水力挙動を検討するために行なわれたものである。実験で使用した注入系は炉容器の上部に置かれたタンクと一次系に対する注入及び均圧のための配管系で構成されており、初期状態では加圧器と同圧の常温水をタンク内に保有している。実験では破断の開始と同時に注水及び均圧配管の弁を開放した。この直後にタンクとこれらの配管において自然循環が生じ、コールドレグからの高温水の流入によりタンク内に温度成層が形成された。この温度成層のため、タンク水位が低下する時、安全注入に悪影響を与える蒸気と常温水の直接接触による凝縮減圧は発生しなかった。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment Run SB-HL-04

久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-040.pdf:3.42MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 10% hot leg break experiment; Run SB-HL-02

久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.

JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-039.pdf:3.38MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV/LSTF 5% hot leg break experiment Run SB-HL-01

久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-225.pdf:3.53MB

本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。

報告書

Data report for ROSA-IV LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-08

久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.

JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01

JAERI-M-89-220.pdf:3.57MB

本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。

報告書

ROSA-IV/LSTF 5% cold leg break LOCA experiment Run SB-CL-18 data report

熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.

JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03

JAERI-M-89-027.pdf:2.8MB

本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。

口頭

燃料デブリ臨界試験に向けたSTACY更新炉の核特性評価と安全設計の検討,1; 燃料デブリ臨界試験の概要と安全設計方針

木田 孝; 曽野 浩樹; 井澤 一彦; 外池 幸太郎; 小川 和彦; 柳澤 宏司; 三好 慶典

no journal, , 

現在更新計画中の定常臨界実験装置STACYを燃料デブリの臨界管理技術開発に供するため、試験で構成する炉心の核特性評価と装置の安全設計の検討を進めている。本報告では、燃料デブリ臨界試験及びそのための安全設計方針の概要について報告する。

口頭

Design of pseudo fuel debris fabrication equipment for critical experiment in converted STACY

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 井澤 一彦; 小川 和彦

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向けて、日本原子力研究開発機構(JAEA)は1F燃料デブリの臨界特性評価のため、燃料デブリ模擬体の調製設備を設計している。設計にあたっては、調製方法の実現可能性を確認するため、酸化ウランと構造材料(鉄、ケイ素、ジルコニウムなど)を混合した燃料ペレットを試作した。燃料デブリ模擬体の試作により、圧縮成型条件や焼結条件などの特性が得られた。これらの特性を反映した燃料デブリ模擬体調製設備は、2016年に設計され、現在製作中である。さらに2018年に実験室に設置され、燃料デブリ模擬体の調整が開始される予定である。

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