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報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.

JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB

原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。

論文

22A beam production of the uniform negative ions in the JT-60 negative ion source

吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; Grisham, L. R.*; 畑山 明聖*; 柴田 崇統*; 山本 崇史*; 秋野 昇; 遠藤 安栄; et al.

Fusion Engineering and Design, 96-97, p.616 - 619, 2015/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:24.34(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAのプラズマ加熱および電流駆動装置として利用する世界最大の負イオン源では、要求値となる22Aの大電流負イオンビームの100秒生成を目指している。そのためには、40cm$$times$$110cm(全1000穴)のビーム引出面積から生成されるビームの一様性を改善する必要がある。そこで、負イオンビームの親粒子である水素原子および水素イオンをより一様に生成するために、磁場分布・高速電子分布計算結果および実験結果に基づいて、従来の横磁場構造からテント型磁場構造を基にした新たな磁場構造に改良した。これにより、全プラズマ電極に対する一様な領域は、従来よりも1.5倍まで改良し、この一様な領域からJT-60SAの要求値を満たす22Aのビーム生成を可能にした。このときのビーム電流密度は210A/m$$^{2}$$であり、これはITERの負イオン源にて要求される200A/m$$^{2}$$をも満たすビーム生成に成功した。

報告書

純水の高温領域における抵抗率変化特性の測定

山中 晴彦; 前島 哲也; 照沼 勇斗; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 花田 磨砂也

JAEA-Technology 2014-037, 12 Pages, 2014/12

JAEA-Technology-2014-037.pdf:4.27MB

国際熱核融合実験炉の中核加熱装置である中性粒子入射装置で使用する25$$^{circ}$$Cから高温領域の180$$^{circ}$$Cまでの温度範囲における純水の抵抗率を測定した。抵抗率は温度とともに減少するが、100$$^{circ}$$C以上では、純度が異なる9M$$Omega$$・cmの純水と5M$$Omega$$・cmの純水でもほぼ同じ値で低下することが分かった。180$$^{circ}$$Cにおける抵抗率は0.36M$$Omega$$・cmであり、この値は理論純水の計算値と良い一致を示すことを確認した。

論文

Improvement of uniformity of the negative ion beams by Tent-shaped magnetic field in the JT-60 negative ion source

吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 柏木 美恵子; Grisham, L. R.*; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 根本 修司; et al.

Review of Scientific Instruments, 85(2), p.02B314_1 - 02B314_4, 2014/02

 被引用回数:10 パーセンタイル:46.48(Instruments & Instrumentation)

負イオン中性入射装置では、JT-60SAにて要求される22Aの大電流を生成するために、負イオン源内の負イオンビームの一様性を改善する必要がある。本研究では、イオン源の磁場構造を従来のカスプ磁場配位からテント型磁場配位に改良した。磁場構造を改良することによって、負イオンビームの一様性を負イオンの生成効率を劣化させることなく、10%以下に改善することができた。

論文

Origin of non-uniformity of the source plasmas in JT-60 negative ion source

吉田 雅史; 花田 磨砂也; 小島 有志; 井上 多加志; 柏木 美恵子; Grisham, L. R.*; 秋野 昇; 遠藤 安栄; 小又 将夫; 藻垣 和彦; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 8(Sp.1), p.2405146_1 - 2405146_4, 2013/11

本研究では、JT-60負イオン源の端部から引き出される負イオンビームの密度が低い原因を明らかにするために、負イオン源内での負イオン生成の元となる水素イオン及び水素原子の密度分布を静電プローブ及び分光計測にて調べた。またフィラメントから電子の軌道分布を計算コードにて求めた。その結果、負イオンビームの密度が低くなる原因は、電子のB$$times$$grad Bドリフトによって負イオンが非一様に生成されるためであることがわかった。また、負イオンビームが電子数の多い端部では高密度の負イオンを、電子数の少ない反対側の端部では低密度の負イオンを引き出すために歪んでしまい、接地電極に当たっていることも明らかとなった。

報告書

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,2; 撤去作業

金山 文彦; 萩谷 和明; 砂押 瑞穂; 村口 佳典; 里見 慎一; 根本 浩一; 照沼 章弘; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Technology 2011-011, 36 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-011.pdf:2.53MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、平成8年度より設備・機器等の解体を実施している。平成18年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-2室に設置された廃液貯槽LV-2を、コンクリートセル内で解体するのではなく、他の施設に一括で搬出し解体する一括撤去工法に関する安全性の確認試験を進めている。その一連の作業として、LV-2室天井開口,廃液貯槽LV-2を建家外へ搬出、LV-2室天井の閉止等の撤去作業を行った。これらの作業を通して、作業手順を確認するとともに、作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集した。また、得られたデータを用いて、作業効率等の分析を行った。

報告書

原子力科学研究所における5施設の廃止措置

照沼 章弘; 内藤 明; 根本 浩一; 宇佐美 淳; 富居 博行; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Review 2010-038, 96 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-038.pdf:5.9MB

日本原子力研究開発機構では、使命を終えた施設及び老朽化した施設並びに機能の集約・重点化を図った結果不要となる施設に対する廃止措置を中期計画に則り効率的かつ計画的に進めている。原子力科学研究所バックエンド技術部では、第1期中期計画(平成17年度後半$$sim$$平成21年度)中に5つの施設(セラミック特別研究棟,プルトニウム研究2棟,冶金特別研究室建家,同位体分離研究室施設及び再処理試験室)について、管理区域の解除,建家の解体撤去を目途とした廃止措置を実施した。本報告では、これらの廃止措置について、これまでに国及び自治体に報告した内容を整理するとともに、作業を通じて得られた事項をまとめた。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成21年度)

金盛 正至; 白川 裕介; 山下 利之; 奥野 浩; 照沼 弘; 池田 武司; 佐藤 宗平; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; et al.

JAEA-Review 2010-037, 60 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-037.pdf:3.11MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成21年度においては、日本原子力研究開発機構年度計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成20年度)

金盛 正至; 橋本 和一郎; 照沼 弘; 池田 武司; 大村 明子; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; 渡辺 文隆; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2009-023, 61 Pages, 2009/09

JAEA-Review-2009-023.pdf:8.49MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策または武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成20年度においては、日本原子力研究開発機構の中期計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

論文

「中性子場の線量評価; 測定原理から医療応用まで」議論のまとめ

谷村 嘉彦; 佐藤 達彦; 熊田 博明; 照沼 利之*; 榮 武二*; 原野 英樹*; 松本 哲郎*; 鈴木 敏和*; 松藤 成弘*

放射線, 34(2), p.135 - 139, 2008/04

中性子線の標準に関して、計量法に基づくトレーサビリティ制度(JCSS)が開始され、中性子防護計測の品質保証体系が整いつつある。また近年、医療においては、中性子捕捉療法のみならず、陽子・重粒子線治療などにおいても、中性子の線量評価の重要度が増しており、その品質保証を見据える必要がある。ところが、中性子線の標準分野と中性子に関係する医療分野との情報交換は十分とは言い難い状況である。そこで、本シンポジウムでは、さまざまな分野の講師6名により、中性子線量の測定原理から、測定器の校正技術,トレーサビリティ,計算シミュレーション,医療応用に関する最新の話題を紹介していただいた。最後に、パネルディスカッションで、現状や解決すべき課題について議論を行った。本報告では、議論の内容を(1)中性子測定器,(2)測定器の校正,(3)線量の精度・トレーサビリティ,(4)シミュレーション計算,(5)ホウ素捕捉療法における線量評価,(6)陽子線・重粒子線治療における線量評価という観点でまとめる。

論文

Application of PZC to $$^{188}$$W/$$^{188}$$Re generators

松岡 弘充; 橋本 和幸; 菱沼 行男*; 石川 幸治*; 照沼 仁*; 蓼沼 克嘉*; 内田 昇二*

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.189 - 191, 2005/12

レニウム-188は、高エネルギーの$$beta$$線を放出する等がん治療用として優れた核特性を持ち、さらに、$$^{188}$$W(半減期69.4日)の娘核種として生成し、入手が容易であるため、がん治療用RIとして注目されている。しかしながら、得られる$$^{188}$$Wの比放射能が低いため、アルミナカラムを使用した従来のジェネレーターでは、カラム容積が大きくなり、溶出した$$^{188}$$Reの放射能濃度が低くなる問題点がある。$$^{188}$$Reの放射能濃度の向上を目指して、原研と(株)化研が共同で開発したモリブデンの吸着容量がアルミナの100倍以上もあるジルコニウム系無機高分子PZCが$$^{188}$$W/$$^{188}$$Reジェネレーターへ応用可能かどうか、基礎的な検討を行った。$$^{188}$$WのPZCカラムへの吸着収率,$$^{188}$$Reのカラムからの長期溶離安定性,$$^{188}$$WのPZCカラムからの脱離の確認、そして、PZCから溶離した$$^{188}$$ReのHydroxyethylidene Diphosphonic Acid(HEDP)とMercaptoacetyltriglycine(MAG3)への標識を試みた結果、長期間における$$^{188}$$WのPZCへの安定した吸着,$$^{188}$$ReのPZCからの溶離安定性及び良好な標識率が確認でき実用化の可能性が示唆された。

報告書

JRR-2の解体,2

鈴木 武; 中野 正弘; 大川 浩; 照沼 章弘; 岸本 克己; 矢野 政昭

JAERI-Tech 2005-018, 84 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-018.pdf:27.52MB

JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止した。その後、平成9年5月に原子炉の解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体工事は、4段階に分けて実施することになっており、平成9年度から平成15年度までに、第1段階から第3段階までの工事をトラブルもなく終了した。第4段階においては、原子炉本体を一括撤去した後、残存する原子炉建屋等を有効利用する計画である。当初の計画では、第4段階は、平成16年度から開始し、平成19年度に終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、解体計画の見直しを行い、第4段階の工事に着手するまでの間、原子炉本体を安全に貯蔵することとした。本報告書は、第3段階後半について、解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等について報告するものであり、既刊の「JRR-2の解体,1」の続編である。

論文

研究炉「JRR-2」の廃止措置

中野 正弘; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭

デコミッショニング技報, (30), p.11 - 24, 2004/09

JRR-2は熱出力10MW,重水減速・冷却,タンクタイプの研究炉として約36年間運転され1996年12月に永久停止された。その後、1997年原子炉解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体は、4段階に分け行われ、第1段階,第2段階はトラブルもなくすでに終了しており、さらに第3段階の解体工事についても、計画どおり2004年2月に終了した。第1段階から第3段階までの解体工事における放射線業務従事者の被ばくは予測よりも充分少なく管理することができた。原子炉本体は第4段階において一括撤去工法により解体し、残存する原子炉建屋は、実験設備等他の施設に有効利用する計画である。当初の解体計画では、第4段階は2004年に開始し、2007年終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、計画の見直しを行い、解体届の変更届を提出して、第4段階開始までの間原子炉本体を安全に貯蔵することとした。

報告書

JRR-2の解体,1

中野 正弘; 有金 賢次; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭; 桜庭 直敏; 大場 永光

JAERI-Tech 2003-072, 92 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-072.pdf:6.99MB

JRR-2の解体計画及び第3段階前半までの解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等についてまとめた。JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止し、平成9年5月原子炉の解体届を提出した。解体工事は、平成9年度から平成19年度までの11年間を4段階に分けて実施し、第4段階で原子体を一括撤去した後残存する原子炉建屋等を有効利用する計画で、平成9年8月工事を開始した。第1段階の原子炉の機能停止措置等は平成10年3月に、第2段階の原子炉冷却系統施設の系統隔離及び原子炉本体の密閉等は平成12年2月に、第3段階前半のトリチウム等の除染試験等は平成14年3月にそれぞれ計画どおり終了した。現在、平成15年度末終了の計画で、第3段階後半の原子炉冷却系統施設等の撤去工事を実施している。

論文

ゴム系Oリングを使用したHeガスの透過漏洩抑制法

大場 敏弘; 井上 広己*; 菊地 泰二; 高 勇; 千葉 雅昭; 石川 和義; 津田 和美*; 武山 友憲; 磯崎 太*; 照沼 勲*; et al.

NIFS-MEMO-36, p.121 - 124, 2002/06

原子力機器である容器等は厳重な機密性が要求されることから、これらの容器に対して極めて精度の高い漏洩検査が実施され、健全性の確認が行われている。この精度の高い検査法として、透過性の高いヘリウムガスを使用するヘリウム漏洩検査法が広く利用されている。しかし、このヘリウムガスは透過性が高いために漏洩検査のシール材として用いられるゴム系Oリングを透過漏洩して、検査を妨害する要因となる場合もある。著者等は、この問題を回避するためにゴム製Oリングを二重に装着する方法を考案し、この方法について実験を行った。その結果、予測を遥かに上回る透過漏洩の遅延現象が観察され、この現象を解析した。この結果、フランジに二重に装着したOリング間の空間の存在が、ヘリウムガスの透過漏洩を抑制する極めて有効な作用をすることがわかった。

報告書

多重Oリング装着によるヘリウムガスの透過漏洩抑制

大場 敏弘; 菊地 泰二; 高 勇; 磯崎 太*; 千葉 雅昭; 石川 和義; 井上 広己*; 照沼 勲*; 沢辺 正樹*; 津田 和美*; et al.

JAERI-Tech 2001-067, 29 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-067.pdf:1.93MB

原子力関連機器の気密漏洩検査としてヘリウム漏洩検査が行われているが、この検査においては検査箇所の気密を維持するためにシール用ガスケットとしてゴム製のOリングが使用される。一方、ヘリウムは透過性が強いため該Oリングをも透過漏洩し、漏洩検査時にこのヘリウムが検出され検査が阻害される問題がある。この問題を回避するためにOリングを2重に装着してヘリウムをシールする方法を考案し、ヘリウム透過漏洩量の時間変化の測定試験を行った。この結果、2重に装着したOリング間の空間の存在がOリングを透過して漏洩するヘリウムを抑制するうえで極めて有効であることが確認された。

報告書

高速実験炉「常陽」第7回定期検査報告書; 第7回定期検査時の運転管理経験

星野 勝明*; 軽部 浩二*; 青木 裕*; 薄井 正弘*; 神田 一郎*; 小沢 健二*; 照沼 誠一*

PNC-TN9410 89-099, 1 Pages, 1989/05

PNC-TN9410-89-099.pdf:3.28MB

本報告書は、昭和63年9月から平成元年1月にかけて実施された高速実験炉「常陽」の第7回定期検査期間中の運転管理経験について述べたものである。今回り定期検査は、FBRプラントにおける合理的点検手法を得ることを目標の1つにかかげて実施された。このため、各種の改造工事、照射準備を含めほとんどの点検が、これまでの最短の約3.5箇月間で実施された。したがって、工程は短くかつプラント操作も複雑となったが、運転・保守担当者の協力と適切な運転管理によって点検を計画どおりに終了することが出来た。これらの経験をとおして、定期検査の合理化のために有効なプラント管理技術の蓄積が図られた。

報告書

核燃料物性データ 1972年4月$$sim$$1973年3月

小泉 益通; 古屋 広高; 横内 洋二*; 立花 利道; 梶谷 幹男*; 川又 博*; 照沼 俊弘*; 加納 清道*

PNC-TN843 73-07, 16 Pages, 1973/06

PNC-TN843-73-07.pdf:0.97MB

これまで,数年にわたり,高速炉燃料の設計および燃料挙動解析のため,核燃料に関する物性データを集積評価してきた。本報告は,その続編として,1972年4月から1973年3月までの物性データを,混合酸化物燃料を中心に,集積整理したものである。前回までの報告書は,下記のとおりである。SN843-70-13(1970,3月以降)SN843-70-14(1970,4$$sim$$1970,9)SN843-71-08(1970,10$$sim$$1971,4)N843-72-02(1971,5$$sim$$1972,3)

報告書

JRR-2照射試験(中心溶融共同研究)I IT-1,IT-2カプセル用燃料ピンの設計と製造

小泉 益通; 小松 純治*; 横内 洋二*; 梶谷 幹男*; 照沼 俊弘*; 宮坂 靖彦*

PNC-TN841 73-01, 71 Pages, 1973/01

PNC-TN841-73-01.pdf:2.68MB

JRR-2円筒燃料要素を使用し,照射カプセルによる照射を行い,燃料の高出力照射およびこれに伴う中心溶融時の燃料挙動を把握する。実験で求めたデータを,今後の燃料設計,挙動解析に役だてる。実験に使用した試料は,濃縮度5.9%,理論密度95%である。この燃料を2本のカプセルに計装して(IT-1,IT-2)照射実験を行った。 この報告書は,(1)試料,(2)核熱計算,(3)安全解析計算,(4)燃料ペレットの金相,化学分析値および被覆管等のデータ,(5)カプセル計装加工に必要な項目とデータ,(6)カプセル照射条件をできるだけ詳細な点までまとめた。

報告書

高速炉模擬燃料ピンのThermal Cycle Testに対する破損の検討

小泉 益通; 小松 純治*; 笹尾 信之*; 横沢 直樹; 川又 博*; 立花 利道; 梶谷 幹男*; 照沼 俊弘*

PNC-TN841 72-39, 68 Pages, 1972/11

PNC-TN841-72-39.pdf:5.59MB

塩素の入った「常陽」炉心ピンが、ナトリウム流動試験や熱サイクル試験後に、その下部端栓付近で内部から破損した。熱サイクル試験前後のピンを試料とし、この破損原因を調べた。熱サイクル試験前にはクラックがみられず、試験後は応力腐食われ特有のクラックが発生し、ピン内面は塩素と反応していることが化学分析、電子顕微鏡解析で確認された。よってこの破損の原因は塩素をふんい気とした応力腐食われであると推定される。集合体に組み込む以前のピンには、応力腐食われに必要な応力は、非常に小さな確率でしか存在しないことが種々の応力測定からわかった。またピンを吊り下げて均一加熱試験してもクラックは観察されず、塩化マグネシウムによる応力腐食試験によってもまた、ピン本来は内面から応力腐食われが起こる確率は非常に小さいことがわかった。また応力腐食に敏感であるといわれる窒素については第1、第2端栓付近の有意差は認められなかった。水分等の不純ガスによる内圧は、ペレットと反応するために応力腐食われを起こすまでには到らないものと推定される。

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