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報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

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)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

論文

日本原子力研究所における人的国際協力

柴 是行*; 海江田 圭右; 幕内 恵三; 高田 和夫; 野村 正之

原子力工業, 43(2), p.27 - 42, 1997/00

日本原子力研究所が、国際原子力総合技術センターにおいて実施しているJICAコース、IAEAコースおよび国際原子力安全セミナーなどの国際研修、国際協力室を窓口に実施しているSTA交流制度および二国間協力協定に基づいた研究員の受け入れおよび派遣、また高崎研究所を中心に実施しているRCA協力協定に基づいた各種人的国際協力について、その現状と今後の計画をまとめたものである。

報告書

NUCEFにおける空気攪拌による円環槽の溶液混合試験

松村 達郎; 倉ヶ崎 六夫*; 杉川 進; 野村 正之

JAERI-M 94-053, 37 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-053.pdf:1.24MB

NUCEFの核燃料調製設備の運転管理及び計量管理に資するため、円環槽の溶液均一化のための空気攪拌による混合試験を行った。本試験では、平板槽を用いて溶液混合試験を行うことにより、まず二次元的広がりを持った貯槽を混合するために最も適した孔配置を求め、次にこの孔配置のノズルを備えた円環槽を製作して、空気攪拌時のミスト発生量、溶液蒸発量及び溶液が均一になるのに要する時間を測定した。この結果、以下の知見を得た。液面単位面積当たりの攪拌空気流量2.7~22.5m$$^{3}$$/m$$^{2}$$・hrの範囲において、(1)発生ミスト濃度6.5~17mg/m$$^{3}$$,(2)蒸発速度10$$^{-2}$$vol%/hr,(3)均一化に要する時間6~15分以上より、本設備の円環槽において、発生ミスト濃度が低く、かつ溶液の均一化時間が短い攪拌空気流量は、12m$$^{3}$$/m$$^{2}$$・hrであることが判明した。

論文

New facilities for criticality safety experiments; STACY and TRACY in NUCEF

辻野 毅; 竹下 功; 板橋 隆之; 野村 正之; 清瀬 量平*

Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.9-E-1 - 9-E-6, 1992/00

原研におけるNUCEF計画について、臨界安全性を中心に、研究計画、実験施設、安全設計および建設整備の概要をまとめて報告する。再処理施設の安全評価および安全性向上に資するため、NUCEF計画では、STACYおよびTARACYと呼ぶ2つの溶液燃料型臨界実験装置を建設・整備中である。これらは、附属の燃料調整設備を含めて、1992年度中に完成する予定である。

論文

Safety design of the NUCEF critical facilities

竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 井沢 直樹; 柳澤 宏司

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 1, p.510 - 515, 1991/00

NUCEFの臨界実験施設は、溶液燃料を用いる二つの臨界実験装置、プルトニウムを含む硝酸溶液燃料を調製する設備等より構成されているが、この施設の安全設計、就中、臨界安全、閉じ込め、耐震設計は、実験施設としての特徴を考慮しながら、原子炉、核燃料施設としての安全上の要求を十分満足させるように配慮している。低温、常圧、低燃焼度、巾広い実験条件等が実験施設としての特徴であるが、同時にプルトニウムの閉じ込め、環境への放射性核種の放出量の低減化等は、技術的に可能な限り配慮した安全設計は、想定事故に対する安全評価で十分に許容されるものであることが確認されている。

論文

NUCEF project and its expected contribution to safety assessment

柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00

現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。

論文

Adsorption on various leach container materials of plutonium and curium leached from nuclear waste glasses

馬場 恒孝; 田代 晋吾; 額賀 清*; 佐川 民雄; 野村 正之

Nucl. Chem. Waste Manage., 8, p.45 - 54, 1988/00

高レベル廃棄物ガラス固化体の侵出実験において問題となる浸出容器表面への放射性核種の吸着挙動を検討した。

報告書

ガラス固化体$$gamma$$スキャニング装置の開発

大塚 久雄; 田村 行人; 野村 正之; 田代 晋吾

JAERI-M 84-067, 74 Pages, 1984/04

JAERI-M-84-067.pdf:1.84MB

高レベルガラス固化体内の放射能均一性を測定するため、$$gamma$$核種に着目したエミッション-CT法による$$gamma$$スキャニング装置を開発した。本装置は、試料移動用スキャナ、$$gamma$$線測定機器、データ収集及びデータ処理装置から構成されており、試料移動からデータ収集までの連続自動測定と重畳積分法による高速画像再構成処理を特徴としている。画像は、2mmの分解能で任意断面の放射能濃度分布を3次元及び等濃度線で表示できる。本報告書は、装置の概要と機能試験結果についてまとめたものである。

報告書

模擬高レベル廃棄物ガラス固化体の安全性試験,3; 固化体の落下衝撃試験

三田村 久吉; 妹尾 宗明; 石崎 寛治郎*; 田代 晋吾; 加藤 修*; 馬場 恒孝; 木村 英雄; 降矢 喬*; 野村 正之; 荒木 邦夫

JAERI-M 9191, 18 Pages, 1980/11

JAERI-M-9191.pdf:1.11MB

高レベル廃棄物固化体の衝撃破壊特性を明らかにするため、直径5cmの模擬高レベル廃棄物ホウケイ酸ガラス固化体を用いて、最高9mからの落下衝撃試験を行った。さらに、落下衝撃を受けた試料について、100$$^{circ}$$C、1hの浸出試験を行い、Cs、Na浸出量と表面積との関係を調べた。この結果、単位衝撃エネルギー当たりの増加表面積として、6.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$m$$^{2}$$/Eg・mという値が得られた。また、浸出については、破壊の小さい領域では、Cs、Na浸出量と表面積の間に比例関係があることが分った。

報告書

廃棄物安全試験施設の概念設計

田代 晋吾; 青山 三郎; 松本 征一郎; 前田 頌; 野村 正之; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; et al.

JAERI-M 8485, 74 Pages, 1979/10

JAERI-M-8485.pdf:2.18MB

高レベル廃棄物処理処分に関する安全評価の一環として、高レベル廃棄物固化体の長期貯蔵及び地層処分時の安全性を、実際規模の放射能濃度を用いて試験する施設として、廃棄物安全試験施設の概念設計を行った。この施設は5基のコンクリートセルを有しており、5$$times$$10$$^{4}$$Ciの実廃液を取扱うことができ、昭和56年度に完成予定である。本報告はその概念設計の概要をまとめたものであり、次研究の概要項目を含んでいる。1.試験研究の位置付け2.試験研究の概要3.取扱試料4.施設の概要5.主要試験機器の概要6.施設の安全解析

報告書

高速中性子束評価に与える中性子スペクトルの影響

飯田 浩正; 野村 正之; 安藤 弘栄; 小山田 六郎; 寺田 博海; 神原 忠則; 瑞穂 満

JAERI-M 6205, 59 Pages, 1975/08

JAERI-M-6205.pdf:1.86MB

JMTRでは、高速中性子($$>$$1MeV)の照射を目的とするキャプセルに、鉄ワイヤをフルエンスモニタとして封入し、照射試料位置での高速中性子束を評価している。1MeV以上の高速中性子束について、計算値とプルエンスモニタからの評価値とを比較した。計算は2次元拡散コードEXTERMINATOR-2を使用した。フルエンスモニタから評価する場合には、SnコードANISNで計算した高速中性子スペクトルと、$$^{5}$$$$^{4}$$Fe(n、p)$$^{5}$$$$^{4}$$Mn反応の微分断面積とを用いた。比較の結果両者はかなり良く一致することが分った。炉心全域でフルエンスモニタからの評価値は計算値に較ペ若干小さく、その比は次の様になった。すなわち燃料領域0.86反射体一層目0.96、反射体二層目0.95、反射体三層目0.74である。

報告書

JMTRにおける放射線計測の自動化システム

寺田 博海; 神原 忠則; 近藤 育朗; 野村 正之

JAERI-M 5802, 43 Pages, 1974/08

JAERI-M-5802.pdf:1.12MB

JMTRおよぴJMTRCの稼動に伴うルーティン業務としての放射線計測作業に小型計算機を導入して自動化を行った。その結果、作業能率、測定精度、信頼性などに飛躍的な向上が見られた。システムの設計、機能、使用状況などについて示されている。

報告書

JMTR運転中の照射中性子束変動の測定

石塚 宏; 近藤 育朗; 瀬崎 勝二; 野村 正之; 寺田 博海; 作田 孝; 飯田 浩正

JAERI-M 4706, 79 Pages, 1972/02

JAERI-M-4706.pdf:1.81MB

JMTRにおいては、照射中性子束のサイクル中変動を把握し、それにもとづいて試料配置や運転条件を考慮することが必要である。このため、JMTRの第2サイクルにおいて、インコアモニタにより炉心内代表点七ケ所での中性子束変動測定を行なった。その結果、大巾な変動はX$$_{e}$$飽和までの一日の間に認められ、それ以降の変動は主たる照射の場である反射体領威においては20%以内であって、かなり小さいことが判明した。

報告書

Corrosion of aluminum in water

川崎 正之; 野村 末雄; 伊丹 宏治; 近藤 達男; 近藤 靖子; 伊藤 昇; 圷 長

JAERI 1035, 42 Pages, 1963/03

JAERI-1035.pdf:3.24MB

50$$^{circ}$$C$$sim$$90$$^{circ}$$Cの温度範囲における静止純水中99.99%Alの腐食に関する動力学的研究並びに腐食生成物としての表面被膜の構造解析が行われた。80$$^{circ}$$C以下では、反応は三段階を経て進行し、反応速度は第一,第二段階では大きく、第三段階ではほとんど無視できるほど小さい。第一段階では、対数則に従って、boehmiteの薄い被膜が生長する。反応速度恒数は温度とともに減少し、これによって、反応の活性化エネルギーは、$$Delta$$$$H$$=-4.1kcal/moleと計算された。boehmite被膜は二重構造をなしており、外側の被膜は通常のboehmite,被膜の大部分を占める擬boehmiteが内層として存在することが明らかとなった。第二段階ではこのboehmite被膜上にbayerite結晶が析出し、同じく対数則に従って膜状の発達をなし、ついには完全に表面を覆うに至る。同時に反応は、第三段階に移り、腐食反応はほとんど抑制される。90$$^{circ}$$Cでは、第一段階におけるboehmite被膜は、均一構造を持ち、通常のboehmiteから構成されている。その成長は放物線則に従い、約100時間にわたって第一段階が継続する。第二段階において生成されるbayerite結晶は、三次元的な成長を行い、また初期に形成された結晶の成長が優先するために膜状の発達が抑えられ、200時間経過後もbayeriteが全面を覆うに至らなかった。

論文

Alの高温純水腐食に及ぼす添加元素の影響

川崎 正之; 近藤 達男; 野村 末雄

日本金属学会誌, 25(1), P. 80, 1961/00

高温純水中のAlの耐食性への添加元素単独の寄与については正確なデータに乏しい。本報は、Fe, Ni, Cu, Si, Mg, Mn、およびZnを99.99%Al地金に単独に添加し、特に前報で認められた1%近傍の腐食様式の転移を詳細に観察することを目的とした。合金組織と腐食の関係を知るべく鋳造材と圧延材につき局部腐食発生部位と腐食速度を中心に考察を進める。一般にNiが耐食性改良に著効ありといい、Fe, Siにも報告がある。これらの効果は在来の常識を若干外れるものであるが、これに対し高温純水特有の機構も提案されており、本実験結果からもさらに検討すべき点が多い。

論文

高温純水中のAlの粒界腐食支配因子について

川崎 正之; 野村 末雄; 近藤 達男

日本金属学会誌, 25(1), p.76 - 79, 1961/00

水冷却原子炉用材料として高温で純分名耐食性を持つAlの必要性からいままでに多くの研究がなされ、従来の耐食Alが純水には必ずしも適さず、とくに耐食的とされていた純Alが粒界腐食をうけ極めて劣性であることが判った。この腐食機構の特殊性については今日いまだ定説がない。しかるに大部分の研究が原子炉材料として要求に迫れら、実用上の試験を追う傾向にあるので本研究はなるべく単純化された条件で基本的な腐食支配因子の働きに重点をおいて観察した。実験で着目した因子は次のようなものである。(1)Alの純度、(2)Alの金属組織、(3)水の水素イオン濃度、(4)純水の溶存気体および雰囲気、(5)Al内の機械的歪。なお個々の元素の効果は後報に委ね、ここでは前記諸因子と粒界腐食の関係について述べる。とくに粒界腐食に着目するのは局部腐食が原子炉材として致命傷となる上に腐食機構解明に興味ある現象であるためである。

論文

高温純水中のAlの粒界腐食支配因子について

川崎 正之; 野村 末雄; 近藤 達男

日本金属学会誌, 25(1), P. 76, 1961/00

抄録なし

論文

Alの高温純水腐食におよぼす添加元素の影響

川崎 正之; 近藤 達男; 野村 末雄

日本金属学会誌, 25(1), P. 80, 1961/00

抄録なし

論文

高温高圧の純水中におけるAlの腐食

野村 末雄; 川崎 正之

第2回原子力シンポジウム報文集, P. 312, 1958/00

抄録なし

論文

ウランのニッケル鍍金に関する二、三の研究

川崎 正之; 野村 末雄; 松延 靖子*

第3回原子力シンポジウム報文集, 2, P. 356, 1958/00

抄録なし

論文

原子炉内で照射をうけたAlの腐食について

川崎 正之; 野村 末雄; 伊藤 昇

電気化学, 26, P. 624, 1958/00

抄録なし

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