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論文

DNA damage induction during localized chronic exposure to an insoluble radioactive microparticle

松谷 悠佑; 佐藤 志彦; 浜田 信行*; 伊達 広行*; 石川 正純*; 佐藤 達彦

Scientific Reports (Internet), 9(1), p.10365_1 - 10365_9, 2019/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:33(Multidisciplinary Sciences)

不溶性放射性微粒子(Cs含有粒子)は、呼吸器系に吸引された後、長期にわたって気管に付着し、微粒子周辺の正常組織に不均一な線量分布をもたらすと考えられている。このような微粒子によってもたらされる生物影響は不明なままであるため、本研究では、均一な被ばくとの比較の中で、微粒子による局所的慢性被ばく下において蓄積される核内DNA損傷を研究した。我々は、微粒子を含むマイクロキャピラリーを、正常肺細胞を含む培養皿に配置し、24時間もしくは48時間被ばく後に核内誘発$$gamma$$-H2AX focusの有意な変化を観察した。モンテカルロ計算と均一被ばくとの比較から、微粒子による局所被ばく下では、遠位細胞に対する細胞間シグナル誘発DNA損傷と近位細胞に対するDNA損傷誘発の低減(防御効果)の両者が誘発されることが示唆された。微粒子による臓器線量は微量であることから、従来の放射線リスク評価で十分であると思われる。本研究により、不溶性Cs含有粒子による不均一暴露下でのDNA損傷の空間分布を定量化することに初めて成功した。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 1; Pilot scale test for fuel pin bundle

工藤 秀行*; 大谷 雄一*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章; 井手 章博*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では、プラント経済性向上の観点から、使用済燃料の洗浄プロセスとして革新的な乾式洗浄プロセスを採用している。本論文は、グローブボックス内において、燃料ピンバンドルを模擬した試験体を用いた、ナトリウムを試験体の共存性、残存ナトリウム量に係る基礎試験の結果を報告するものである。

論文

Dry cleaning process test for fuel assembly of fast reactor plant system, 2; Laboratory scale test for fuel assembly and evaluation of the amount of residual sodium

井手 章博*; 工藤 秀行*; 犬塚 泰輔*; 原 正秀*; 加藤 篤志; 石川 信行; 大高 雅彦; 永井 桂一; 斉藤 淳一; 荒 邦章

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

次世代ナトリウム冷却炉では経済性向上のために革新的な使用済み燃料の乾式洗浄プロセスを採用しており、本稿はナトリウムループを使った燃料バンドル規模の試験の結果を報告する。

論文

The Verification tests of the melting conditions for homogenization of metallic LLW at the JAEA

中塩 信行; 大杉 武史; 伊勢田 浩克; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 石川 譲二; 満田 幹之; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 門馬 利行; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.139 - 145, 2016/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.04(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構における低レベル放射性固体状廃棄物の減容処理の一環として、放射性金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために金属溶融設備の試運転を行なった。金属溶融設備の誘導炉を用いて、模擬放射性金属廃棄物と非放射性トレーサーを溶融した。模擬廃棄物が1,550$$^{circ}$$C以上で完全に溶融されれば、化学成分、溶融重量に関わらず、溶融固化体中のトレーサー分布はほぼ均一となることがわかった。

論文

Nonlinear simulation of energetic particle modes in JT-60U

Bierwage, A.; 相羽 信行; 篠原 孝司; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 矢木 雅敏

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/10

Energetic particle mode (EPM) dynamics are simulated using a global nonlinear hybrid code (MEGA). The scenario considered is based on JT-60U shot E039672, just before the onset of a so-called Abrupt Large Event (ALE). The simulation model is gradually extended towards a more realistic representation of the JT-60U plasma, including realistic geometry, realistic pressure, and realistic fast ion distributions. It is found that the mode structure and frequency of the EPM is very robust and can be reproduced by simple models. In contrast, accurate prediction of the growth rate, fluctuation amplitude and fast ion transport may require realistic models. The progress made - in particular, the use of realistic geometry and a realistic fast ion distribution computed by an orbit-following Monte-Carlo code - constitutes an important step forward towards predictive simulations and integrated modelling of energetic particle dynamics in burning plasmas, such as in ITER and DEMO.

論文

Nonlinear simulation of energetic particle modes in high-beta tokamak plasma

Bierwage, A.; 相羽 信行; 藤堂 泰*; Deng, W.*; 石川 正男; 松永 剛; 篠原 孝司; 矢木 雅敏

Plasma and Fusion Research (Internet), 7, p.2403081_1 - 2403081_4, 2012/07

The global hybrid code MEGA is used to study the dynamics of energetic particle modes (EPM) in parameter regimes close to the onset of ideal magnetohydrodynamic (MHD) ballooning instability. This work is motivated by observations of energetic-particle-driven modes in the wall-stabilized regime (so called EWM) in JT-60U, the physics of which have not been fully understood yet. In this study, nonlinear simulations of energetic particle modes (EPM, high frequency, 40-60 kHz) are carried out under conditions, where EWM (low frequency, 1-3 kHz) are observed. Although, EPM are unlikely to interact with EWM directly, the energetic particle transport caused by EPM may affect the total pressure profile and, hence, the stability of kink-ballooning modes, which are thought to be the fundamental modes underlying EWM. The dynamics of EPM near ideal MHD ballooning stability boundary is examined for the first time.

論文

Design study and comparative evaluation of JSFR failed fuel detection system

相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06

日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。

論文

Design study on safety protection system of JSFR

石川 信行; 近澤 佳隆; 藤田 薫; 山田 由美*; 岡崎 仁*; 鈴木 慎一*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.483 - 489, 2012/06

JSFRの安全保護系の検討として、ロジック回路構成、安全保護系で用いる信号、設定値等の検討を進めてきた。加えて検討においては、想定される多様なパラメータを考慮した包括的な解析評価を行い、安全保護系への要求要件を満足するかの評価が必要となる。そのため、本報告では、TOP(Transient over power)型、LOF(Loss of flow)型、LOHS(Loss of heat sink)型の代表事象について安全評価を行い、炉心燃料の健全性に関する安全判断基準に照らして安全保護系の充足性を評価した結果を中心に、JSFRの安全保護系の検討状況について報告する。

論文

Consideration on effective Pu utilization in high conversion type LWR for better transition to FBR cycle

石川 信行; 大久保 努

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 4 Pages, 2011/12

軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの移行を考える場合、導入期における高速炉では軽水炉排出のプルトニウムが使われるため、炉特性を考慮した炉側からの検討も必要となる。軽水炉からのプルトニウムとしては、ウラン使用済燃料からのものに加えて、MOX使用済燃料由来のプルトニウムもあり、高速炉サイクルへの移行にあたっては、軽水炉からのMOX使用済燃料も高速炉への有効なプルトニウム供給源となる。そのため、このような観点で軽水炉でのプルトニウム有効利用について検討することも重要となる。高速炉の導入に先立っての軽水炉でのプルトニウム利用を考える場合、高転換型軽水炉は良質のプルトニウムをより多く残せるため、高速炉サイクルへの移行に適したプルトニウム利用の良好なオプションとなり得るといえる。本報では高転換型軽水炉のプルトニウム有効利用性について、高速炉サイクルへの移行を視野にいれた検討結果について報告する。

論文

Nonlinear hybrid simulations of energetic particle modes in realistic tokamak flux surface geometry

Bierwage, A.; 藤堂 泰*; 相羽 信行; 篠原 孝司; 石川 正男; 矢木 雅敏

Plasma and Fusion Research (Internet), 6, p.2403109_1 - 2403109_5, 2011/08

The nonlinear dynamics of energetic particles in tokamak plasmas and their interaction with MHD modes have previously been studied using models which include only the most essential ingredients in order to understand the fundamental processes. Work is now underway to carry out simulations with more detailed models in order to enhance our predictive capabilities with respect to the excitation of MHD modes and energetic particle transport, which is expected to play an important role in burning plasmas. The present work focuses on the role of the equilibrium geometry, comparing results obtained for circular and for realistic flux surface geometry. For this purpose, earlier studies of so-called Abrupt Large-amplitude Events (ALE) in JT-60U are revisited. The simulations are carried out with the hybrid code MEGA. For the simple geometry, results obtained with another hybrid code, HMGC, serve as a benchmark, which may show how the choice of the numerical implementation affects the results.

論文

水素侵入による980MPa級溶接金属の低温割れ限界条件

石川 信行*; 末吉 仁*; 鈴木 裕士; 秋田 貢一

溶接学会論文集(インターネット), 29(3), p.218 - 224, 2011/08

水素をチャージしたY溝高速溶接継ぎ手試験片を用いて低温割れ試験を行い、低温割れ限界条件を検討した。中性子回折法を用いて溶接部内部の残留応力分布測定を行った。ルート部では、き裂開口方向に1100MPa以上の高い引張残留応力が発生していることを確認した。

報告書

金属溶融設備における成型工程の合理化の検証

藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.

JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB

減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。

報告書

高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)炉心に関する研究

中野 佳洋; 深谷 裕司; 秋江 拓志; 石川 信行; 大久保 努; 内川 貞夫

JAEA-Research 2009-061, 92 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-061.pdf:9.5MB

革新的水冷却炉(FLWR)を構成する二つの炉心概念、高転換型炉(HC-FLWR)と低減速軽水炉(RMWR)炉のうち、HC-FLWRについて、代表炉心設計,HC-FLWRからRMWRへの移行炉心設計,マイナーアクチニド(MA)リサイクル炉心設計,導入効果の検討を行った。代表炉心設計では、燃料棒直径1.12cm,核分裂性Pu(Puf)富化度10.75%, MOX長85.5cm,取出燃焼度52GWd/t, Puf残存比0.84の炉心を設計した。移行炉心設計では、集合体内の富化度分布調節と燃料交換パターンの工夫により、集合体内及び炉心内の出力分布を平坦化できることを明らかにした。MAリサイクル炉心設計では負のボイド反応度係数を維持しながら取出燃焼度55GWd/tが得られる炉心を設計し、MA添加がボイド反応度係数に寄与する炉物理的メカニズムを、厳密摂動論を用いて明らかにした。導入効果の検討に関しては、本研究で得られた代表炉心設計の結果を踏まえて、より一般的な枠組みで、将来の軽水炉でのプルトニウム有効利用について考察し高転換軽水炉導入のメリットとそのポテンシャルを明らかにした。

論文

Analytical evaluation on dynamical response characteristics of reduced-moderation water reactor with tight-lattice core under natural circulation core cooling

石川 信行; 大久保 努

Annals of Nuclear Energy, 36(5), p.650 - 658, 2009/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.98(Nuclear Science & Technology)

稠密な炉心構成を有する低減速軽水炉の動的応答に関する特性を明らかにするために、TRAC-BF1コードによる時間領域解析を行った。基本的な動的応答特性を明らかにすることを目的としてステップ応答に基づく評価を行った。まず、稠密構成の燃料集合体単体に関する応答特性を把握するため、集合体の入口・出口間の差圧をステップ状に変化させた場合の集合体流量応答の評価を行った。燃料集合体の設計におけるパラメータとして入口オリフィス抵抗係数,流速条件の影響を見るために集合体流量,冷却材クオリティの影響を見るために集合体熱出力の3つを代表的なパラメータとして選択して評価を行った。次いで、核的フィードバックが作用する条件下でステップ状の反応度外乱が加えられた場合の炉出力応答特性を評価した。さらに、低減速軽水炉の自然循環条件下における流量応答特性の評価を行った。以上の評価を通して、低減速軽水炉における高ボイド率,低流量の運転条件が応答特性に与える効果を検討し応答に関する基本特性を明らかにした。

論文

General consideration on effective plutonium utilization in future LWRs

石川 信行; 大久保 努

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9071_1 - 9071_8, 2009/05

軽水炉でのMOX利用について考察するため、プルトニウム有効利用性並びに経済性の観点からの評価を行い、特に、革新的水冷却炉の設計研究の範疇でもある高転換軽水炉のメリットについて言及することを目的とした検討を行った。まず、MOX軽水炉の経済性に関する相対的なポジションを明らかにするために、MOX軽水炉,ウラン軽水炉,高速増殖炉について発電コストの相互比較評価を行った。発電コスト評価においては、発電コストを決める要因である、天然ウラン価格,建設単価,燃焼度などのパラメータに関する感度評価も行った。MOX利用の経済的優位性については、プルトニウムクレジットの観点からも合わせて評価した。プルトニウム有効利用性に関しては、MOX軽水炉の代表ケースとして高転換軽水炉と高減速軽水炉について、プルトニウム多重リサイクル条件下でのプルトニウム有効利用性を排出されるプルトニウムの質(組成)の制約も考慮して評価した。さらに、高転換軽水炉についてその性能指標である転換比をパラメータとした導入可能規模の評価を行い、高転換軽水炉の有するポテンシャルを明らかにした。

論文

Design and scenario studies on FLWR for effective use of Pu

岩村 公道; 石川 信行; 大久保 努

Proceedings of 4th Asian Specialist Meeting on Future Small-Sized LWR Development, p.11_1 - 11_9, 2007/11

軽水炉技術に立脚し、将来の燃料サイクルの環境に柔軟に対応したプルトニウム有効利用を実現可能な革新的水冷却炉の概念を構築した。この概念の特徴は、現行軽水炉からの技術的ギャップの比較的小さい高転換型炉心から同一炉心構成、かつ、プラント構成の下で増殖型炉心への発展が可能なことである。本報では、革新的水冷却炉の炉心設計とその導入シナリオの検討結果について述べる。

報告書

高減容処理施設の建設整備及び運転管理について

樋口 秀和; 大杉 武史; 中塩 信行; 門馬 利行; 藤平 俊夫; 石川 譲二; 伊勢田 浩克; 満田 幹之; 石原 圭輔; 須藤 智之; et al.

JAEA-Technology 2007-038, 189 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-038-01.pdf:15.13MB
JAEA-Technology-2007-038-02.pdf:38.95MB
JAEA-Technology-2007-038-03.pdf:48.42MB
JAEA-Technology-2007-038-04.pdf:20.53MB
JAEA-Technology-2007-038-05.pdf:10.44MB

高減容処理施設は、放射性廃棄物の廃棄体を作製する目的で日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(旧日本原子力研究所東海研究所)に建設された施設である。施設は、大型金属廃棄物の解体・分別及び廃棄体等の保管廃棄を行う解体分別保管棟と溶融処理等の減容・安定化処理を行って廃棄体を作製する減容処理棟からなる。減容処理棟には、金属溶融炉,プラズマ溶融炉,焼却炉,高圧圧縮装置といった減容・安定化処理を行うための設備が設置されている。本報告では、施設建設の基本方針,施設の構成,各設備の機器仕様と2006年3月までに行った試運転の状況などについてまとめた。

論文

Trial operation of the advanced volume reduction facilities for LLW at JAEA

中塩 信行; 樋口 秀和; 門馬 利行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.441 - 447, 2007/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.51(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、低レベル放射性固体廃棄物を溶融,高圧圧縮処理等によって減容,均一,安定化できる高減容処理施設を建設整備した。本施設の運転によって、処分に適した廃棄体を作製できるだけでなく、現在貯蔵している廃棄物も減らすことができる。本施設は、大型廃棄物の解体設備を有する解体分別保管棟と、溶融設備,高圧圧縮設備を有する減容処理棟からなる。解体分別保管棟の解体設備は1999年7月に供用を開始した。これまでの処理廃棄物は750m$$^{3}$$に達し、減容比は1.7-3.7であった。減容処理棟では、2003年2月より作業者の訓練や溶融処理における廃棄物均一化条件把握を目的とするコールド運転を実施している。2005年度より減容処理棟の前処理設備において実廃棄物を用いた運転を一部開始した。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第9回)に関する報告書; 2006年3月1日,航空会館,東京都港区

石川 信行; 小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAEA-Review 2006-020, 102 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-020.pdf:11.72MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して原子力機構が研究開発を進めている革新的水冷却炉に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第9回となる今回は、平成18年3月1日に航空会館で行われ、電力会社, 大学, 研究機関, メーカー等から64名の参加があった。原子力機構における原子力基礎工学研究と産業界との連携、革新的水冷却炉研究開発の状況とその成果、実用化戦略調査研究フェーズ2最終評価についての報告と併せて、超臨界圧炉の研究開発(東京大学)、次世代原子炉開発を巡る国内外の動向(エネルギー総合工学研究所)についての外部研究機関からの講演が行われた。本報告書は研究会における講演の概要を取りまとめたものである。

論文

Analysis of a BWR turbine trip experiment by entire plant simulation with spatial kinetics

朝日 義郎; 鈴土 知明; 石川 信行; 中塚 亨

Nuclear Science and Engineering, 152(2), p.219 - 235, 2006/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

BWRタービントリップの実験をTHYDE-NEUコードを用いて解析した。プラントは(コンデンサを含む)閉ループとして扱った(このような解析例は著者は他には知らない)。このためには湿分分離器モデルとジャンクションでの流路面積変化による可逆圧変化を考慮に入れることが必要である。反応度概念を用いない3次元動特性モデルを使用した。THYDE-NEUはこの体系の熱水力結合の零過渡解析ができることを確認した。本実験での3次元動特性に影響を与える諸因子の中にはバイパス弁開度の時間変化,気液非平衡モデル,断面積のテーブル内挿で使う冷却材密度の表現法がある。これらを調整すれば炉平均LPRM値が0.63sでスクラム信号発生の設定値に達するという実験条件を満足させることができることがわかった。他の計算結果も実験結果とよく一致した。

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