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論文

Treatment of electric hydraulic control fluid (EHC Oil) with steam-reforming system

岡留 善裕; 青山 佳男; 佐々木 悠; 福嶋 峰夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Electric Hydraulic Control fluid (EHC Oil) is used as the working fluid in the high-pressure EHC system on steam turbine-generator unit of nuclear power plant. Disposal EHC Oil is stored as radioactive secondary waste and can be incinerated, however phosphorous compounds will be generated. Phosphorous compounds causes corrosion of incinerator wall and clogging of filter. The objective of this study is to develop the treatment for the disposal EHC Oil using steam-reforming system which has a potential for reduction of radioactive secondary waste. We conducted the treatment test using EHC Oil and n-dodecane mixture as simulated disposal EHC Oil with 3.5wt% of phosphorus compounds. We measured the weight reduction rate of the simulated disposal EHC Oil in the gasification chamber. As the results, more than 99% of the simulated disposal EHC Oil was gasified from the gasification chamber at temperature of 600 or more.

論文

Study on effects of thoron and thermal treatment for aging-related diseases in humans

青山 裕*; 片岡 隆浩*; 中川 慎也*; 迫田 晃弘*; 石森 有; 光延 文裕*; 山岡 聖典*

Iranian Journal of Radiation Research, 9(4), p.221 - 229, 2012/03

本研究の目的は、ヒトの老化関連疾患へのトロン温熱浴の効果を検討することである。全被験者は2週間、高濃度(およそ4900Bq/m$$^{3}$$)でトロンを吸入した。最初の入浴から1, 2及び3週間後に、血圧測定と採血を行った。関節リウマチ群の$$alpha$$-心房性ナトリウム利尿ペプチドは増加し、血圧は有意に低下した。関節リウマチ群のスーパーオキシドジスムターゼ活性は入浴によって有意に上昇した。さらに、トロン温熱浴によって、コンカナバリンA誘導ミトーゲン反応は有意に強まり、また、CD4-陽性細胞レベルが増加した。すなわち、CD8-陽性細胞レベルは低下した。これらの結果から、トロン温熱浴によって、抗酸化機能が亢進することがわかった。さらに、トロン温熱浴によって、糖尿病性ケトアシドーシスを防止し、老化関連疾患の予防に効果がある可能性がある。トロン温熱浴は、糖尿病及び関節リウマチを軽減する機構の一端を担うかもしれない。

論文

Development of high sensitive and reliable FFD and sodium leak detection technique for fast reactor using RIMS

伊藤 主税; 荒木 義雄; 内藤 裕之; 岩田 圭弘; 青山 卓史

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

高速炉プラントの安全性向上を目指して、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた破損燃料位置検出及びNa漏えい検知技術の高度化に関する研究を進めている。破損燃料位置検出技術の開発では、燃料ピン中に封入されたガスによって燃料集合体を識別するタギング法にRIMSを適用し、カバーガスAr中にわずかに存在するXe及びKrの同位体比を測定する装置を開発して、「常陽」で実施した炉内クリープ破断試験に本装置を適用して破断した試料から放出されたタグガスを分析し、試料を同定した。また、大型化する高速炉の実用化を念頭に、現行のNa漏えい検出器より2桁検出感度を高めることを目標として、エアロダイナミックレンズを用いてNaエアロゾルをビーム形状に収束させて連続的に導入し、レーザアブレーションによりNaエアロゾルを原子化し、RIMSによりNa同位体を検出する装置を開発した。本研究により高速炉プラントの安全性を一層向上させ、高速増殖炉サイクルの実現に寄与していく。

論文

Radon inhalation protects mice from carbon-tetrachloride-induced hepatic and renal damage

片岡 隆浩*; 西山 祐一*; 豊田 晃章*; 吉本 雅章*; 迫田 晃弘; 石森 有; 青山 裕*; 田口 勇仁*; 山岡 聖典*

Inflammation, 34(6), p.559 - 567, 2011/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:48.09(Cell Biology)

ラドン吸入によってマウスの四塩化炭素誘導肝・腎障害を防ぐことができるかどうかを評価した。マウスへラドンを吸入(18kBq/m$$^{3}$$、6時間)させた後、腹腔内へCCl$$_{4}$$を投与した。その結果、肝臓と腎臓において、ラドン吸入によって、総グルタチオン(t-GSH)量、及びグルタチオンペルオキシターゼ(GPx)活性が有意に増大した。またCCl$$_{4}$$投与によって、血清中のGOT, ALP活性,クレアチニンレベルが有意に増大することは知られている。事前のラドン吸入によって、GOT, ALP活性,クレアチニンレベルが有意に減少したため、ラドン吸入はCCl$$_{4}$$誘導肝・腎障害を緩和させることを示唆している。肝臓及び腎臓中のt-GSH量とGPx活性は、ラドン事前吸入群の方がCCl$$_{4}$$投与群(ラドン吸入なし)より有意に高かった。以上より、マウスにおいて、ラドン吸入は抗酸化機能を増進させ、CCl$$_{4}$$誘導肝・腎障害を緩和することがわかった。

報告書

「常陽」原子炉容器内構造物の放射化量とガンマ線量率分布の測定評価

伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史

JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB

「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の$$gamma$$線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200$$^{circ}$$Cの高温環境に耐える$$gamma$$線量率測定装置を製作し、$$^{60}$$Co校正照射施設で$$gamma$$線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1$$sim$$2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。

論文

Measurement and analysis of in-vessel component activation and $$gamma$$ dose rate distribution in Joyo

前田 茂貴; 内藤 裕之; 伊藤 主税; 青山 卓史

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.182 - 185, 2011/02

ナトリウム冷却型高速炉の炉内構造物の放射化量評価、及び原子炉容器内の観察に供するファイバースコープの放射線劣化評価に資するため、冷却材ナトリウムをドレンした状態で、「常陽」原子炉容器内の$$gamma$$線量率分布を測定評価した。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200$$^{circ}$$Cの高温環境に耐える$$gamma$$線量率測定装置を製作し、$$^{60}$$Co校正照射施設で$$gamma$$線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。測定の結果、原子炉容器内の主要構造物の線源強度と$$gamma$$線量率分布を把握できた。実測した$$gamma$$線量率を点減衰核積分法計算コードQAD-CGGP2による計算値と比較した結果、C/E:1.3$$sim$$2.7が得られ、放射化計算及び遮へい計算の精度を確認した。

報告書

TRU廃棄物の処理・処分技術に関する研究開発; 平成18年度報告

亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 中西 博*; 佐々木 良一*; 市毛 悟*; et al.

JAEA-Research 2007-067, 130 Pages, 2007/09

JAEA-Research-2007-067.pdf:28.78MB

第2次TRUレポートの出版を踏まえ、資源エネルギー庁と日本原子力研究開発機構は、我が国のTRU廃棄物の地層処分に関する基本方針及び事業計画を策定し、公表した。この年報は、TRU廃棄物とその地層処分について概要をまとめつつ、そこに示された個別課題のうち、日本原子力研究開発機構に割り当てられたものについて、その目標と進捗を記すものである。その具体的課題とは次のとおりである。TRU廃棄物の処理及び廃棄体化技術,ニアフィールドの力学評価,核種移行データ取得,セメント・ベントナイト・岩盤の変質,硝酸塩の影響,処分システムの性能評価、さらに代替技術としての硝酸塩分解技術である。

報告書

「常陽」における燃料破損模擬試験; FEDL炉内試験(III)

伊藤 主税; 伊東 秀明; 石田 公一; 服部 和裕; 大山 一弘; 助川 一弥*; 村上 隆典; 皆藤 泰昭; 西野 一成; 青山 卓史; et al.

JNC-TN9410 2005-003, 165 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-003.pdf:12.66MB

高速実験炉「常陽」では、国の安全研究の一つである「燃料破損時の運転手法最適化に関する研究」の一環として、炉内で放出された核分裂生成物の挙動と燃料破損検出設備(FFD)及びシッピング法破損燃料位置検出設備(FFDL)の検出性能の評価を実施している。本研究では、MK-Ⅱ炉心において、試験用燃料要素の被覆管のガスプレナム部にスリットを設けてこれを照射する試験(昭和60年4月、FFDL炉内試験(I))、試験用燃料要素の被覆管の燃料カラム部にスリットを設けて照射する試験(平成4年11月、FFDL炉内試験(Ⅱ))を実施した。「常陽」は、MK-Ⅲ炉心への改造を完了し、平成16年度よりMK-Ⅲ炉心での本格運転を開始した。MK-Ⅲ炉心では、炉心構成等の変更に伴いFPのプラント系統内での振舞いが変化し、FFD設備やFFDL設備の感度・応答に影響を及ぼすことが考えられる。そのため、MK-Ⅲ炉心における燃料破損時のFPの振る舞いやFFD及びFFDL設備の性能を確認しておく必要がある。さらには、前回のFFDL炉内試験(Ⅱ)を実施してから約12年が経過しており、万一の燃料破損や、将来計画しているRTCB試験(燃料被覆管が破損に至るまで照射を継続する試験)に備え、MK-Ⅲ炉心運転時における燃料破損時のプラント運転手順を検証するとともに、対応能力の向上を図ることが重要である。そこで、平成16年11月11日から11月29日までの期間において、FFDL炉内試験(Ⅲ)を実施した。本試験では、MK-Ⅲ炉心において、燃料被覆管に人工欠陥を設けた試験用燃料要素を炉心中心に装荷して照射し、燃料破損を検知してから原子炉を停止して燃料を取り出すまでの一連のプラント操作を行い、燃料破損発生時における高速炉の運転手法を検証した。また、本試験において、運転・操作手順の改善や設備の改造・整備等の改善事項も摘出できた。今後は、これらの対応を図り、MK-Ⅲ炉心運転に備えるとともに、本試験結果を、将来のFBRの安全性の向上に反映させていく。

報告書

ニアフィールド水理場の長期的変遷評価システム構築に関する研究Ⅳ(概要)

奥津 一夫*; 森川 誠司*; 新保 弘*; 畔柳 幹雄*; 佐原 史浩*; 村上 武志*; 青山 裕司*

JNC-TJ8400 2005-013, 117 Pages, 2005/02

JNC-TJ8400-2005-013.pdf:3.24MB

本研究では、TRU廃棄物処分システムのニアフィールド水理場の長期的変遷評価システム構築に資するため、人工バリア材料の水理・力学特性の変遷に関して実験的に検討を行い、変遷挙動のモデル化検討を実施した。ベントナイト系材料に関しては、ベントナイト層間のイオン型、ケイ砂含有率および地下水イオン強度が、その力学的・水理的性能に及ぼす影響を把握することを目的として、同一ロットのベントナイトによる一連の室内試験を実施し、ベントナイトの圧密・膨潤特性、せん断特性、水理特性の変遷に関するデータを体系的に取得した。さらに、今後構築していくベントナイトの力学特性変遷評価モデルの妥当性を検証するために積層ベントナイト膨潤試験を実施した。セメント系材料に関しては、浸漬法によってセメント系材料の変質共試体を作製しその物理的・化学的特性を評価した。水セメント比が40%から105%までのセメントペースト試料をイオン交換水に浸漬し,拡散による物理特性(透水係数,圧縮強度)変化について実験的に検討した。

報告書

ニアフィールド水理場の長期的変遷評価システム構築に関する研究 IV

奥津 一夫*; 森川 誠司*; 新保 弘*; 畔柳 幹雄*; 佐原 史浩*; 村上 武志*; 青山 裕司*

JNC-TJ8400 2005-012, 272 Pages, 2005/02

JNC-TJ8400-2005-012.pdf:7.05MB

本研究では、TRU廃棄物処分システムのニアフィールド水理場の長期的変遷評価システム構築に資するため、人工バリア材料の水理・力学特性の変遷に関して実験的に検討を行い、変遷挙動のモデル化検討を実施した。ベントナイト系材料に関しては、ベントナイト層間のイオン型、ケイ砂含有率および地下水イオン強度が、その力学的・水理的性能に及ぼす影響を把握することを目的として、同一ロットのベントナイトによる一連の室内試験を実施し、ベントナイトの圧密・膨潤特性、せん断特性、水理特性の変遷に関するデータを体系的に取得した。さらに、今後構築していくベントナイトの力学特性変遷評価モデルの妥当性を検証するために積層ベントナイト膨潤試験を実施した。セメント系材料に関しては、浸漬法によってセメント系材料の変質共試体を作製しその物理的・化学的特性を評価した。水セメント比が40%から105%までのセメントペースト試料をイオン交換水に浸漬し,拡散による物理特性(透水係数,圧縮強度)変化について実験的に検討した。

論文

Relativistic laser plasma from micron-sized argon clusters as a debris-free X-ray source for pulse X-ray diffraction

福田 祐仁; 赤羽 温; 青山 誠; 井上 典洋*; 上田 英樹; 中井 善基*; 辻 公一*; 山川 考一; 弘中 陽一郎*; 岸村 浩明*; et al.

Applied Physics Letters, 85(21), p.5099 - 5101, 2004/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:57.8(Physics, Applied)

レーザー光(レーザー強度6$$times$$10$$^{18}$$W/cm$$^{2}$$,パルス幅30fs)を巨大アルゴンクラスターに照射して発生させたX線を用いてSi(111)結晶からのX線回折実験を行った。発生したHe$$_{alpha1}$$線(3.14keV)のフォトン数、及び、線幅は、それぞれ、4$$times$$10$$^{7}$$photons/shot/4$$pi$$sr、及び、3.7eV(FWHM)であった。これらは、時間分解X線回折実験を行うためのデブリフリー光源として十分な値を有している。

報告書

ニアフィールド水理場の長期的変遷評価システム構築に関する研究,3(概要)

奥津 一夫*; 森川 誠司*; 田口 勝則*; 畔柳 幹雄*; 佐原 史浩*; 高瀬 博康*; 青山 裕司*

JNC-TJ8400 2003-087, 199 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2003-087.pdf:4.82MB

ニアフィールド水理場の長期的変遷評価システムの構築に向けた検討として、まず処分場の長期安定性が保たれる条件が成立するための論理構造の作成と評価を実施した。さらに、このシステムの構成要素となる化学的/力学的変遷挙動解析システムについて、昨年度試作したシステムの検証、高度化等の検討を実施し、それらを連成させた長期的変遷評価システムを用いて、先に述べた論理構造の評価に基づいた解析、評価を実施した。

報告書

ニアフィールド水理場の長期的変遷評価システム構築に関する研究,3

奥津 一夫*; 森川 誠司*; 田口 勝則*; 畔柳 幹雄*; 佐原 史浩*; 高瀬 博康*; 青山 裕司*

JNC-TJ8400 2003-086, 426 Pages, 2004/02

JNC-TJ8400-2003-086.pdf:11.01MB

TRU廃棄物処分場のニアフィールド水理場の長期的変遷評価システムの構築に向けた検討として、まず処分場の長期安定性が保たれる条件が成立するための論理構造の作成と評価を実施した。さらに、このシステムの構成要素となる化学的/力学的変遷挙動解析システムについて、昨年度試作したシステムの検証、高度化等の検討を実施し、それらを連成させた長期的変遷評価システムを用いて、先に述べた論理構造の評価に基づいた解析、評価を実施した。

報告書

幌延深地層研究計画における地質環境モデルの体系化に関する検討(その2)

高瀬 博康*; Metcalfe, R.*; 稲垣 学*; 野口 俊英*; 青山 裕司*; 高瀬 今日子*; 田原 道子*

JNC-TJ5400 2003-006, 264 Pages, 2004/02

JNC-TJ5400-2003-006(errata).pdf:0.08MB
JNC-TJ5400-2003-006-1.pdf:83.88MB
JNC-TJ5400-2003-006-2.pdf:15.97MB

無し

報告書

亀裂内不均質性を考慮した流体解析コードの開発

青山 裕司*; 高瀬 博康*

JNC-TJ8400 2003-001, 55 Pages, 2003/03

JNC-TJ8400-2003-001.pdf:1.52MB

本研究は詳細な亀裂内部形状をもとに構築した解析モデルについて流体シミュレーションを行うためにセルオートマタ法によるシステムを開発し、セルオートマタ法の適用性について検討を行った。本研究でシミュレーションの対象とする流体は比較的レイノルズ数の低い領域であるので、相対的に計算負荷の低い格子ガスオートマトン法を用い、3次元空間においても対称性があるFCHC メッシュを用いた。選定された手法による流体解析モデルと物質移動モデルを開発し、システムの妥当性を三乗則など理論解が知られた系に適用することにより示した。実際にLABROCK で測定された亀裂形状をもとに作成したモデルへ適用した。また、フラクタル理論に基づいて生成した模擬的な亀裂についてシミュレーションを行い、亀裂の形状と水理特性の関係について整理した。

報告書

JENDL Dosimetry File 99 (JENDL/D-99)

小林 捷平*; 井口 哲夫*; 岩崎 信*; 青山 卓史*; 島川 聡司; 池田 裕二郎; 小田野 直光; 桜井 淳; 柴田 恵一; 中川 庸雄; et al.

JAERI 1344, 133 Pages, 2002/01

JAERI-1344.pdf:7.59MB

中性子束及び中性子のエネルギースペクトルの決定に必要なJENDLドシメトリーファイル99(JENDL/D-99)を作成した。このドシメトリーファイルに収納したデータは47核種,67反応である。そのうち、主たるドシメトリー断面積の33反応と共分散データは同時に評価したが、残りの34反応データは主として初版のJENDL/D-91から引用した。評価作業にあたってはEXFORの実験データを参考にし、大部分の場合、これをGMAコードで処理した。データは、20MeV以下のエネルギー範囲において、ENDF-6フォーマットでpoint-wiseファイルとgroup-wiseファイルの二種類が与えられている。データの信頼性を確認するために、IRDF-90V2の評価値との比較,核分裂中性子場,高速/熱中性子炉の中性子場,DT中性子場及びLi(d,n)中性子場での平均断面積値との比較による積分テストを行った。本報告では、JENDL/D-99ファイルの内容と積分テストの結果について述べる。また、付録に当ドシメトリー断面積の図を載せる。

報告書

MPシステムによる花崗岩の水理地質モデルの検討

青山 成夫*; 堀田 政國*; 石井 卓*; 山本 勇*; 堀江 芳博*; 穂刈 利之*; 三谷 泰裕*

PNC-TJ1060 92-006, 128 Pages, 1992/11

PNC-TJ1060-92-006.pdf:9.43MB

地表から地下深部までの地下水流動評価を行うためには、その地域の地質構造の把握が重要である。また、岩盤の透水性および岩盤中の間隙水圧分布の把握も大切である。これらの把握によって、水理地質モデルの検討が可能となる。本調査は、釜石地区の深度800mのボーリング孔において岩盤中の間隙水圧分布および水質分析による化学特性の把握を行う。そしてそのデータにより水理地質モデルの検討をする。この調査を行うために、MPシステムを利用する。MPシステムは、一本のボーリング孔に多数の計測ゾーンを設定することが可能である。そのため、多区間の間隙水圧の観測および採水ができる。本報告は、以下の項目に関して記述している。(1)検層データ、ボアホールTVデータ、透水試験結果等に基づき、計測ゾーンを決定した。その結果に基づき、MPケーシングの配置を設計し、ボーリング孔に設置した。(2)MPシステムを用いて採水を実施し、水質分析を行った。(3)MPシステムを用いて間隙水圧測定を実施した。(4)水質分析、間隙水圧分布、透水試験結果等に基づき、釜石地区の水理地質モデルを検討した。本件により得られた結果は、地下水流動解析に反映され、そして地下水流動評価技術の確立に寄与するものである。

論文

Health effects models for risk assessment of the Japanese population

小林 定喜*; 藤元 憲三*; 内山 正史*; 岩崎 民子*; 中村 裕二*; 土居 雅広*; 加藤 寛夫*; 清水 由起子*; 青山 喬*; 米原 英典*; et al.

EUR-13013-2, p.817 - 828, 1991/00

原子炉事故時の放射線被曝に起因する日本人の健康影響を推定するためのモデルを開発した。これらのモデルは主にNUREG/CR-4214の健康影響モデル及び広島・長崎の原爆被曝生存者の疫学調査から得られた情報に基づいている。対象とされた健康影響は、(1)骨髄、肺、胃腸管、中枢神経系、甲状腺、皮膚及び生殖腺に対する早期影響、(2)白血病、並びに乳房、肺、甲状腺、胃腸管、肝臓、膵臓、膀胱、精巣、卵巣、子宮及び皮膚の癌を含む晩発性影響、(3)子宮内被曝による発達異常及び晩発生影響、である。本報告では、開発した健康影響モデルの概要及び今後の課題等を紹介する。

論文

Status of multi-puropse research reactors at the Tokai Research Establishment

青山 功; 桜井 裕; 二村 嘉明

Multipurpose Research Reactors, p.435 - 445, 1988/00

JRR-2及びJRR-4により多種の試験研究が実施されている。本論文では最近の統計記録を基にこれら利用の現状を述べる。

報告書

ホット試験用ガラス固化体作製装置のモックアップ試験

田代 晋吾; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 上薗 裕史; 青山 三郎; 松本 征一郎; 高橋 伸二*; 森谷 俊夫*; et al.

JAERI-M 9192, 33 Pages, 1980/11

JAERI-M-9192.pdf:1.78MB

再処理廃液を用いた高レベル放射性廃棄物ガラス固化体のホット評価試験を実施するため、ガラス固化体作製装置の製作を進めているが、詳細設計を前にその装置のモックアップ試験を行った。その結果、上段加熱によるブロッキングの防止、窒素ガスのバッブリングによるガラスの均質化と廃棄物の揮発、新しいフリーズバルブ機構によるガラスの取出し方法等にホット試験を行うにあたっての有用な情報を得た。

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