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論文

Chemical form analysis of reaction products in Cs-adsorption on stainless steel by means of HAXPES and SEM/EDX

小畠 雅明; 岡根 哲夫; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 大和田 謙二; 小林 啓介*; 山上 浩志; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Materials, 498, p.387 - 394, 2018/01

 被引用回数:16 パーセンタイル:85.51(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、軽水炉原子炉の重大事故時におけるセシウム(Cs)吸着挙動を理解するために、Si濃度の異なるSUS304ステンレス鋼表面のCsの化学状態とその分布について、HAXPESおよびSEM/EDXによって調べた。その結果、Siが高濃度に分布する場所にCsが選択的に吸着されることが判明した。Cs生成物について、Siの含有量が低い場合には主としてCsFeSiO$$_{4}$$が生成されるが、Siの含有量が高い場合にはCsFeSiO$$_{4}$$に加えCs$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{5}$$とCs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$も生成される。SS表面上の吸着プロセスで生成されたCs化合物の化学形態は、SSに最初に含まれるSiの濃度および化学状態と密接に相関している。

論文

Results and progress of fundamental research on FP chemistry

逢坂 正彦; 中島 邦久; 三輪 周平; Di Lemma, F. G.*; 宮原 直哉; 鈴木 知史; 鈴木 恵理子; 岡根 哲夫; 小畠 雅明

Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 11 Pages, 2017/05

原子力機構では核分裂生成物(FP)化学挙動解明に向けた基礎研究を実施している。本研究の目的は、軽水炉シビアアクシデント(SA)時の炉内各領域におけるFP化学データベースを構築し、それに基づきFP化学モデルを改良することである。研究の成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉及び軽水炉安全性向上に反映される。ホウ素及び熱水力条件がFP挙動に与える影響、セシウムの構造材への化学吸着挙動評価、FP化合物の熱力学/熱物性データベース構築、及びFP放出移行再現実験及び解析技術開発の4つの研究項目を設定して研究を進めている。本発表では、最近の研究成果と進捗を報告する。

報告書

Results and progress of fundamental research on fission product chemistry; Progress report in 2015

逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.*; 鈴木 知史; 宮原 直哉; 小畠 雅明; 岡根 哲夫; 鈴木 恵理子

JAEA-Review 2016-026, 32 Pages, 2016/12

JAEA-Review-2016-026.pdf:6.18MB

シビアアクシデント時の軽水炉内の各領域における核分裂生成物(FP)化学に関するデータベースの構築、及びそれらに基づくFP化学モデルの改良を目的として、2012年度よりFP化学挙動の解明に向けた基礎研究を開始した。研究成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉研究開発及び軽水炉安全性向上のための基礎的知見として反映する。1F特有の課題やソースターム関連研究における優先度を考慮して、FP挙動に与えるホウ素(B)放出速度及び熱水力条件の影響、構造材へのセシウム(Cs)化学吸着・反応挙動、FP化合物の熱力学及び熱物性データベースの拡充、及びFP挙動再現及びFP含有化合物の化学形直接測定のための実験・解析技術確立の4つの研究項目を設定した。本報告書は、FP化学挙動の解明に向けた基礎研究の2015年の研究成果及び進捗を述べるものである。2015年の成果として、FP放出移行挙動再現実験装置の導入を完遂したことが挙げられる。また、Cs化学吸着に関しての有用な基礎的知見を取得した。4つの研究項目に加えて、1F炉外サンプル分析によりFP挙動を評価するための試みについても検討した。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

論文

ナトリウム冷却高速炉に用いる改良9Cr-1Mo鋼製品の製作性と強度特性,2; 長尺薄肉小径伝熱管

若井 隆純; 鬼澤 高志; 小原 智史; 中島 崇*; 横山 哲夫*; 伊勢田 敦朗*; 小雲 信哉*; 二神 敏*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.171 - 181, 2011/07

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の蒸気発生器に適用予定の密着型2重伝熱管の製作性見通しを得ることを目的として、過去に製造実績のない改良9Cr-1Mo鋼製薄肉小径伝熱管の製作性見通しを、国内メーカーの有する既存の工業規模製造設備を用いた試作によって得るとともに、試作管に対する機械的試験や金属組織観察を通じて、所要の性能が具備されていることを確認した。また、試作管を用いて密着2重伝熱管を試作し、長さ15mまでの製作性見通しを得た。さらに、密着2重伝熱管に求められる内外管間の空隙幅,面圧及び等価熱伝導率を測定し、種々の製作パラメータについて検討するとともに、今後の課題を抽出した。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3; JENDL-3.3

柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11

 被引用回数:658 パーセンタイル:96.97(Nuclear Science & Technology)

前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は$$^{235}$$Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。

論文

Nb系超伝導トンネル接合による放射光検出

前畑 京介*; 石橋 健二*; 仲川 博*; 赤穂 博司*; 高田 進*; 中島 哲夫*; 清水 裕彦*; 片桐 政樹; 吉沢 正美*

電子技術総合研究所彙報, 61(6-7), p.361 - 366, 1997/00

2種類のNb系超伝導トンネル接合素子について、放射光の単色X線を用いて検出特性を測定した。素子は、陽極酸化工程を含むプロセスとSiO$$_{2}$$スパッタリング工程を含む改良型プロセスの異なったプロセスで作製したものが使われた。外部雑音の多い測定環境のため、冷却型FETアンプがS/N比の改善のため使用された。4keVから15keVまでのX線放出実験の結果、入射X線エネルギーに対してピーク位置が非線形となることが確認された。

論文

Detection of synchrotron radiation by Nb-based superconducting tunnel junctions

前畑 京介*; 石橋 健二*; 野田 孝浩*; 仲川 博*; 赤穂 博*; 高田 進*; 中島 哲夫*; 清水 裕彦*; 吉沢 雅美*; 片桐 政樹

Japanese Journal of Applied Physics, 35(2A), p.L178 - L181, 1996/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.28(Physics, Applied)

超伝導体は1つの電荷キャリアを作るのに必要なエネルギーとがMeVオーダーであり超伝導体放射線器として用いた場合半導体検出器と比較して1桁以上良いエネルギー分解能が得られる。このトンネル接合検出器の応答は6keV以下の特性X線を用いたものがほとんどでありそれ以上のエネルギー領域での応答は調べられていない。このため、シンクロトロン放射光を用いて4~15keVX線に対する超伝導トンネル接合検出器の応答を調べた。

論文

Japanese evaluated nuclear data library, version 3 revision-2; JENDL-3.2

中川 庸雄; 柴田 恵一; 千葉 敏; 深堀 智生; 中島 豊; 菊池 康之; 河野 俊彦*; 神田 幸則*; 大澤 孝明*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(12), p.1259 - 1271, 1995/12

 被引用回数:493 パーセンタイル:99.95(Nuclear Science & Technology)

JENDL-3のベンチマークテストからのフィードバック情報を考慮してJENDL-3評価値の改訂作業が行われた。主要な改訂点は、主要アクチノイド核の共鳴パラメータ、捕獲及び非弾性散乱断面積、核分裂スペクトル、構造材核種の全断面積及び非弾性散乱断面積、核分裂生成物核種の共鳴パラメータ、捕獲及び非弾性散乱断面積、及びガンマ線生成データである。改訂されたデータはJENDL-3第2改訂版、JENDL-3.2として1994年6月に公開された。予備的なベンチマークテストによれば、JENDL-3.2による種々の炉特性予測は、以前のJENDL-3.1に比較して大幅に向上していることが証明された。

報告書

Japanese evaluated nuclear data library, version-3; JENDL-3

柴田 恵一; 中川 庸雄; 浅見 哲夫*; 深堀 智生; 成田 孟; 千葉 敏; 水本 元治; 長谷川 明; 菊池 康之; 中島 豊; et al.

JAERI 1319, 516 Pages, 1990/06

JAERI-1319.pdf:11.52MB

日本の評価済み核データライブラリーの第3版JENDL-3の汎用ファイルがシグマ研究委員会の協力の基に原研核データセンターにより編集された。この汎用ファイルは、核分裂炉、核融合炉の設計や遮蔽計算に必要な171核種の中性子核データを収納している。JENDL-3作成に於いては、核融合への適応を考慮して高エネルギーデータの精度改善及びガンマ線生成データの評価に注意を払った。その際、理論計算は重要な役割を果たした。また、重要な核分裂性核種及び親物質の断面積の決定には、同時評価と呼ばれる評価手法を用いた。本報告書では、軽核、中重核、重核の評価方法の概要が記述されている。また、付録には、JENDL-3のFile1にあるコメント・データを核種毎に掲げた。

報告書

Evaluation of neutron nuclear data for $$^{16}$$O

柴田 恵一; 浅見 哲夫*; 村田 徹*; 神田 幸則*; 千葉 敏; 中島 豊; 田中 哲也*

JAERI-M 90-012, 32 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-012.pdf:0.72MB

$$^{16}$$Oの中性子核データをJENDL-3のために10$$^{-5}$$eVから20MeVのエネルギー範囲で評価した。評価した物理量は、全断面積、弾性・非弾性散乱断面積、(n,2n),(n,$$gamma$$),(n,p),(n,d),(n,$$alpha$$),(n,np),(n,n$$alpha$$)反応断面積および放出中性子、ガンマ線の角度、エネルギー分布である。3MeV以下の全断面積はR行列理論により評価を行った。非弾性散乱、(n,np),(n,n$$alpha$$)反応断面積およびガンマ線生成断面積は統計理論により計算した。

報告書

1983年核データ研究会報告

菊地 康之; 浅見 哲夫; 中沢 正治*; 飯島 俊吾*; 山室 信弘*; 関 泰; 中島 豊; 長谷川 明

JAERI-M 84-010, 426 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-010.pdf:11.04MB

シグマ研究委員会主催の核データ研究会が1983年11月30日、12月1日の2日間、日本原子力研究所の東海研究所において開催された。今年度の研究会の主題は、(1)核データ評価者のための断面積測定法の解説、(2)JENDL-2の検証、(3)感度解析とその応用、(4)JENDL-3の評価、(5)トピックスであった。又、主題(1)に関連してポスター発表「国内における断面積の微分測定法及び積分実験の紹介」が実施された。このポスター発表は当研究会としては初めての試みであったが、19件もの発表があり極めて盛況であった。本報告書は、これらの報文集をまとめたものである。なお、ポスター発表の内容は第2分用にまとめた。

口頭

高速増殖実証炉に向けた高温材料技術開発,3; 高速炉用高クロム鋼製SG管板及び2重伝熱管の開発

二神 敏; 永江 勇二; 若井 隆純; 黒目 和也*; 豊吉 晃*; 江沼 康弘*; 小山 庸一*; 梶川 耕司*; 相澤 大器*; 三木 一宏*; et al.

no journal, , 

JSFRのSGは、直管2重伝熱管型を採用し、主要構造の材料は、高い伝熱性能と低熱膨張の観点から改良9Cr-1Mo鋼とした。管板は、過去に製造実績のない大きな寸法となることから、管板用鍛鋼品の製造プロセス最適化が必要となる。伝熱管は、2重バウンダリ化の指向,製作性,水リーク抑制等の観点から密着2重管とし、長尺の小径薄肉管と2重管加工技術の開発が必要となる。高クロム鋼をJSFR実証施設の冷却系構造材料に採用するため、蒸気発生器(SG)の主要構造として、管板及び密着2重伝熱管に関する試作試験等を実施し、設計要求を満足する管板及び密着2重伝熱管の製作性を見通した。

口頭

Fundamental research on fission product chemistry under a severe accident

三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.; 鈴木 知史; 山下 真一郎; 岡根 哲夫; 高井 俊秀; 高田 準太郎; 古川 智弘; 逢坂 正彦

no journal, , 

原子力機構では、核分裂生成物(FP)の放出移行挙動評価手法を高度化するために、炉内各位置における化学挙動を評価してデータベース化し、FP化学モデルの高度化を行うことを目的としたFP化学に関する基礎研究を実施している。本研究では、Cs及びIを対象に、MoやBWR制御材炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)等の影響に着目して、FP及びBの放出速度評価、沈着FP化学形の直接測定技術開発、SSへのCs化学吸着挙動評価、熱力学データベース拡充等を実施している。

口頭

硬X線光電子分光による軽水炉シビアアクシデント時のCs化学吸着状態の研究

小畠 雅明; 岡根 哲夫; 小林 啓介*; 大和田 謙二*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

no journal, , 

軽水炉シビアアクシデント時のセシウム(Cs)の化学吸着挙動を明らかにするために、原子炉構造体を模擬したステンレス鋼へのCsの化学結合状態を硬X線光電子分光により調査した。試料表面に吸着したCsの化学状態が、試料中のSi濃度に依存して変化することがわかった。

口頭

Results and progress of fundamental research on FP chemistry

逢坂 正彦; 中島 邦久; 三輪 周平; 宮原 直哉; 鈴木 恵理子; 鈴木 知史; 堀口 直樹; 井元 純平; Liu, J.; 西岡 俊一郎; et al.

no journal, , 

原子力機構では核分裂生成物(FP)化学挙動解明に向けた基礎研究を実施している。本研究の目的は、軽水炉シビアアクシデント(SA)時の炉内各領域におけるFP化学データベースを構築し、それに基づきFP化学モデルを改良することである。研究の成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉及び軽水炉安全性向上に反映される。ホウ素及び熱水力条件がFP挙動に与える影響、セシウムの構造材への化学吸着挙動評価、FP化合物の熱力学/熱物性データベース構築、及びFP放出移行再現実験及び解析技術開発の4つの研究項目を設定して研究を進めている。本発表では、最近の研究成果と進捗を報告する。

口頭

HAXPESによるCs吸着化合物の再蒸発挙動評価

小畠 雅明; 岡根 哲夫; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 小林 啓介*; 逢坂 正彦

no journal, , 

軽水炉重大事故時にCsの鋼材への化学吸着により生成されるCs-Si-Fe-O系化合物を対象として、各種雰囲気下で再加熱試験を実施した試料に対して、HAXPES分析を行った。その結果、還元雰囲気下で再加熱した試料では、Feが脱離してCs-Si-O系化合物に変化していることがわかった。

口頭

軽水炉重大事故時におけるCsと鋼材の化学反応の評価,2; 第一原理計算によるCs吸着化合物のHAXPES分析結果の解析

鈴木 知史; 小畠 雅明; 中島 邦久; 岡根 哲夫; 逢坂 正彦

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の廃止措置に向けた1F炉内のCsの分布と性状の評価のため、我々は高温におけるCsの構造材への化学吸着挙動の解明に向けた研究を行っており、その一環として、化学吸着により生成した化合物の硬X線光電子分光法(HAXPES)による評価を進めている。これまでに、Cs化学吸着により、Cs-Si-O化合物やCs-Fe-Si-O化合物が生成することが知られているが、これらの化合物は吸湿性が高いため、HAXPES測定により得られたスペクトルが妥当であることをあらかじめ確認する必要がある。そこで、これらの純粋な化合物として、Cs$$_2$$Si$$_2$$O$$_5$$、Cs$$_6$$Si$$_{10}$$O$$_{23}$$およびCsFeSiO$$_4$$のHAXPESについて、第一原理計算による評価を実施した。測定結果は、Cs$$_2$$Si$$_2$$O$$_5$$とCs$$_6$$Si$$_{10}$$O$$_{23}$$のエネルギーはほぼ同じであるが、CsFeSiO$$_4$$はそれより低い値である。第一原理計算による結果は、これらの測定結果の傾向と一致した。したがって、Cs$$_2$$Si$$_2$$O$$_5$$、Cs$$_6$$Si$$_{10}$$O$$_{23}$$およびCsFeSiO$$_4$$のHAXPES測定結果は妥当であると評価される。

口頭

軽水炉シビアアクシデント時の炉内高温領域におけるFP化学挙動評価,5; DFT計算によるセシウム化合物の硬X線光電子分光スペクトル解析手法の構築

鈴木 知史; 小畠 雅明; 中島 邦久; 岡根 哲夫; 逢坂 正彦

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉に向けた炉内構造材へのCs化学吸着挙動の研究として、Cs化学吸着により生成したCs化合物の硬X線光電子分光法(HAXPES)等による評価が行われている。HAXPESの価電子のエネルギー領域ではCs 5p成分の寄与が大きく、スピン軌道相互作用によりCs 5p$$_{1/2}$$とCs 5p$$_{3/2}$$の成分のピークに分裂しているが、一部が重なっている。DFT計算を用いたHAXPESスペクトルの解析のためには、Cs 5p成分のピークをCs 5p$$_{1/2}$$とCs 5p$$_{3/2}$$の成分に分離する必要がある。そこで、DFT計算によるスピン軌道相互作用がある場合のCs 5p成分のピークを、スピン軌道相互作用を考慮せず計算したCs 5p成分を用いて分離するスキームを考案し、CsSiFeO$$_4$$のHAXPESスペクトルの解析に適用した。本スキームにより求めたスペクトルは測定結果を良く再現しており、本スキームはCsSiFeO$$_4$$のピークの解析に有効であると考えられる。

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