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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 1; Overview

加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。

論文

Ecological and genomic profiling of anaerobic methane-oxidizing archaea in a deep granitic environment

伊能 康平*; Hernsdorf, A. W.*; 今野 祐多*; 幸塚 麻里子*; 柳川 克則*; 加藤 信吾*; 砂村 道成*; 広田 秋成*; 東郷 洋子*; 伊藤 一誠*; et al.

ISME Journal, 12(1), p.31 - 47, 2018/01

岐阜県瑞浪市の超深地層研究所において、深度300メートルの地下水を地下坑道から採取し、地下微生物の生態系を調査した。その結果、花崗岩深部でマグマ由来のメタンに依存した微生物生態系が存在することを明らかにした。

論文

台風201326号出水に伴う新田川起源懸濁態放射性核種の沿岸域でのインベントリ解析

内山 雄介*; 東 晃平*; 小谷 瑳千花*; 岩崎 理樹*; 津旨 大輔*; 上平 雄基; 清水 康行*; 恩田 裕一*

土木学会論文集,B2(海岸工学)(インターネット), 73(2), p.I_685 - I_690, 2017/10

福島新田川流域には原子力発電所事故直後に大量の放射性セシウム137($$^{137}$$Cs)が大気経由で沈着し、高濃度の懸濁態$$^{137}$$Csとして河道に集積したのち、出水毎に間欠的に海域へ供給され、沿岸域の底質環境に影響を与え続けている。本研究では、4段ネストJCOPE2-ROMS海洋モデル、波浪推算モデルSWAN、河川土砂流出モデルiRIC-Nays2DH、混合粒径土砂3次元海洋輸送モデル、放射性核種吸着モデルを連成させた超高解像度広域での土砂およびそれらに吸着した懸濁態$$^{137}$$Csの海洋移流分散モデリングを行い、台風201326号出水イベントに伴う新田川起源土砂の河口・沿岸域における輸送、再懸濁、堆積、浸食過程の時空間特性を評価した。その結果、台風通過直後に新田川から海域へ流入した懸濁態$$^{137}$$Csの総量の約45.3%は河口1km圏内に堆積していた。さらに、浅海域における沿岸漂砂の輸送には南方向への偏りがみられた。以上の結果は現地調査結果とも整合的であった。

報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

使用済み燃料プール事故時の燃料被覆管の酸化挙動に関する研究

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

腐食防食協会第62回材料と環境討論会講演集(CD-ROM), p.23 - 24, 2015/11

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度勾配及び予備酸化皮膜の影響に関する知見を得た。

論文

Melting of Pb charge glass and simultaneous Pb-Cr charge transfer in PbCrO$$_{3}$$ as the origin of volume collapse

Yu, R.*; 北條 元*; 綿貫 徹; 水牧 仁一朗*; 溝川 貴司*; 岡 研吾*; Kim, H.*; 町田 晃彦; 榊 浩司*; 中村 優美子*; et al.

Journal of the American Chemical Society, 137(39), p.12719 - 12728, 2015/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:43.46(Chemistry, Multidisciplinary)

立方晶ペロブスカイトPbCrO$$_{3}$$が常温常圧において、鉛の価数に関する電荷ガラス状態であり、その結果、鉛の位置にランダムネスのある構造をとっていることを明らかにした。鉛の価数は2価と4価に価数分離しており、鉛の位置は、A-site中心からのシフトが3倍周期の縦波型変調を持つ2つの副格子で表される短距離秩序を持つことを明らかにした。加圧すると鉛-クロム間の電荷移動が生じ、それにより電荷ガラスが解消され、絶縁体-金属相転移が起こることも明らかにした。この圧力誘起の電荷ガラス融解が、PbCrO$$_{3}$$で知られていた大きな体積収縮を伴った立方晶-立方晶の同型構造相転移の起源であることが分かった。

報告書

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に関する放射線管理の基準の根拠及び課題について

山田 克典; 藤井 克年; 神田 浩志; 東 大輔; 小林 稔明; 中川 雅博; 深見 智代; 吉田 圭佑; 上野 有美; 中嶌 純也; et al.

JAEA-Review 2013-033, 51 Pages, 2013/12

JAEA-Review-2013-033.pdf:2.73MB

平成23年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故以降、放射線防護・放射線管理にかかわるさまざまな基準が策定された。インターネット等を通じて、これらの基準を調査した結果、下記13項目があげられた。(1)ヨウ素剤の服用基準値、(2)避難住民等に対するスクリーニングレベル、(3)避難区域、屋内退避等、(4)食品規制値(暫定規制値、基準値)、(5)放射線業務従事者の緊急時被ばく限度、(6)水浴場開設の判断基準、(7)学校・校庭の利用の判断基準、(8)作付基準、(9)飼料の暫定許容値、(10)堆肥の暫定許容値、(11)船舶、コンテナ等の除染基準、(12)廃棄物の取扱、処分等、(13)除染作業にかかわる基準。これらの基準の根拠を調査・整理し、今後の放射線防護、放射線管理の課題を検討した。

論文

High-resolution photoemission study of CeRhX (X=Sn, In)

島田 賢也*; 生天目 博文*; 谷口 雅樹*; 東口 光晴*; 藤森 伸一; 斎藤 祐児; 藤森 淳; Kim, M. S.*; 平田 大輔*; 高畠 敏郎*

Physica B; Condensed Matter, 378-380, p.791 - 792, 2006/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:75.41(Physics, Condensed Matter)

CeRhX(X=Sn, In)のCe 4f由来の電子状態をCe 3d-4f高分解能共鳴光電子分光法により直接的に調べた。低い近藤温度を有する近藤金属CePtSnと比較すると、CeRhXはフェルミエネルギー近傍のCe 4f$$^{1}$$状態が強く、4f$$^{0}$$状態が弱い。このことはCeRhXは強い価数揺動系であることを示している。Ce 4f$$^{1}$$のスペクトル形状から、c-f混成強度は、CeRhInよりもCeRhSnの方が弱いことがわかった。

口頭

OSL線量計を用いた放射線管理; 環境$$gamma$$線モニタリングへの適用性

大倉 毅史; 大石 哲也; 宮内 英明; 吉富 寛; 橘 晴夫; 東 大輔; 鈴木 朗史*; 小林 育夫*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、原子炉施設等の周辺において積算線量計(ガラス線量計(SC-1))を用いた環境$$gamma$$線モニタリングを実施している。各種素子による環境$$gamma$$線モニタリングの適用性を確認することは、緊急的に広範にわたりモニタリングを実施するうえでも重要であると考える。そこで、個人被ばく管理用の素子として既に実用化されている長瀬ランダウアによるOSL線量計の、環境$$gamma$$線モニタリングへの適用可能性を検討した。OSL線量計とガラス線量計との、3か月間の並行配置による比較測定を1年間にわたり実施した。その結果、OSL線量計は、3か月間配置では、広範囲の環境$$gamma$$線モニタリングに適用可能な素子性能をガラス線量計と同程度に有していることを確認した。しかし、読み取り機の精度や手法に起因すると思われる測定値のバラツキ,素子間のバラツキがガラス線量計より大きかった。今後、バラツキの原因を調査し、安定したモニタリング手法の確立を目指す。

口頭

原子力施設の廃止措置にかかわる放射線管理について

東 大輔; 河原井 邦雄; 安 和寿; 木名瀬 進; 平賀 隼人

no journal, , 

原子力科学研究所では、中期計画に基づき原子力施設の廃止措置が順次実施されている。原子力施設の廃止措置にかかわる主な作業として管理区域解除にかかわる汚染検査があり、多大の労力と時間を要している。冶金特別研究室建家の廃止措置において、管理区域解除のための汚染検査を実施し、今後の廃止措置において有益な基礎データや測定上の留意点が得られたので報告する。

口頭

Pb$$_{1-x}$$Sr$$_x$$CrO$$_3$$の異常体積変化

Yu, R.*; 岡 研吾*; 北条 肇*; 東 正樹*; 水牧 仁一朗*; 安居院 あかね; 稲熊 宜之*; 森 大輔*

no journal, , 

本研究ではPb$$_{1-x}$$Sr$$_x$$CrO$$_3$$の物性にドーピングと温度効果を調べた。Sr含有量の増加に伴って、x=0.2で、2つのフェーズが共存し、x=0.6で単相になることがわかった。また、温度減少に伴う異常体積変化はx=0.2から0.5で最大になることがわかった。さらにX線吸収分光スペクトルでは、Sr含有量の増加ともにCrの価数は3価から4価へ変化することが示された。

口頭

Pb-Cr charge transfer in Pb$$_{1-x}$$Sr$$_x$$CrO$$_3$$

Yu, R.*; 岡 研吾*; 北条 肇*; 水牧 仁一朗*; 安居院 あかね; 森 大輔*; 稲熊 義之*; 東 正樹*

no journal, , 

本研究ではPb$$_{1-x}$$Sr$$_x$$CrO$$_3$$の物性に対するドーピングと温度効果を調べた。圧力による絶縁体-金属相転移が観察された。またXPS測定からPbとCrの価数を決定した。さらにX線吸収分光スペクトルでは、Sr含有量の増加ともにCrの価数は3価から4価へ変化することが示された。

口頭

Development of laser cladding and non-destructive inspection technology in heat exchanger tube

寺田 隆哉; 橘内 大輔; 西村 昭彦; 伊東 富由美*

no journal, , 

In Japan there are a lot of aging plants which have wearing parts and wall thinning tubes and require major maintenance and repairs. The efficient method is required to repair all of them in various spaces. A laser processing is a promising technology. We have been developed a compact laser cladding system to use in facilities in operation. And we developed a inspection probe to measure a shape of 1inch tube inside before and after laser cladding.

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,2; 燃料被覆管の空気中酸化挙動

根本 義之; 加治 芳行; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)水位低下時の事象解析を目的とした重大事故解析コードの高度化においては、高温の被覆管材料の空気中での酸化挙動のモデル化及びコードへの取り込みが必要である。そのため著者らは、長尺の被覆管にSFP水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験と、被覆管の小型サンプルの酸化試験を並行して実施し、その結果の比較から、酸化モデルの構築及び実炉のSFP条件への適用性検討を行うこととした。本報では、二つの酸化試験の結果及び今後の試験計画等について報告する。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,1; 全体計画

加治 芳行; 根本 義之; 高瀬 和之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 岩田 豊*; 大竹 幸彦*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*

no journal, , 

使用済燃料プールの冷却機能が喪失し、燃料集合体が破損に至る事故において、どのように事象が進展し、スプレイ散水、燃料配置変更等の安全対策がどの程度機能していくかを重大事故解析手法により定量的に評価する。本発表では、全体計画を報告する。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,3; 崩壊熱特性と事故時の被覆管温度評価

小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 東條 匡志*; 池原 正*; 加治 芳行; 根本 義之

no journal, , 

使用済燃料プール重大事故想定時の温度を評価して潜在リスクを監視することを検討している。ここでは、BWR炉心の詳細燃焼解析により燃料崩壊熱を評価し、さらにそれらの燃料が使用済燃料ラック内で露出した場合の被覆管温度を、ラック構造、水位、照射後時間などをパラメータとして評価した結果について報告する。

口頭

JAEA studies on spent fuel pool severe accident, 1; Results of cladding air oxidation experiments

根本 義之; 小川 千尋; 加治 芳行; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)水位低下時の事象解析を目的とした重大事故解析コードの高度化においては、高温の被覆管材料の空気中での酸化挙動のモデル化及びコードへの取り込みが必要である。そのためわれわれは、長尺の被覆管にSFP水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験と、被覆管の小型サンプルの酸化試験を並行して実施し、その結果の比較から、酸化モデルの構築及び実炉のSFP条件への適用性検討を行うこととした。本報では、二つの酸化試験の結果及び今後の試験計画等について報告する。

口頭

使用済み燃料プール事故時の燃料被覆管の酸化挙動に関する研究,2

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 金沢 徹*; 後藤 大輔*

no journal, , 

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度及び空気の流量の影響に関する知見を得た。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,9; 3次元解析手法によるBWR燃料の定常熱伝達解析手法による温度評価

後藤 大輔*; 東條 匡志*; 小林 謙祐*; 根本 義之; 加治 芳行

no journal, , 

BWR使用済燃料ラック体系の定常熱伝達解析手法を用いて、シビアアクシデント解析手法MAAPとの比較、及び使用済燃料の配置に依存した燃料被覆管温度評価を行い、使用済燃料プール(SFP)水位低下時の燃料温度抑制に有効な配置の考え方を検討した。

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