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論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成18年度

坂爪 克則; 青木 博道; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 清水 香織; 新妻 泰*; 伊藤 光雄; 井上 猛

JAEA-Technology 2007-069, 44 Pages, 2008/02

JAEA-Technology-2007-069.pdf:4.55MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成18年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成18年度における総分析試料数は、254試料であった。本報告書は、平成18年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEFにおける分析; 平成17年度

深谷 洋行; 青木 博道; 芳賀 孝久; 西沢 英俊; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 新妻 泰*; 白橋 浩一; 井上 猛

JAEA-Technology 2007-005, 27 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-005.pdf:1.97MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成17年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成17年度における総分析試料数は、185試料であった。本報告書は、平成17年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成16年度

西沢 英俊; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 芳賀 孝久; 境 裕*; 圷 英之*; 新妻 泰; 井上 猛; et al.

JAEA-Technology 2006-007, 24 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-007.pdf:1.81MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成16年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成16年度における総分析試料数は、160試料であった。本報告書は、平成16年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成15年度

清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。

報告書

NUCEFにおけるウラン系臨界実験に関する分析の現状

芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB

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)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。

論文

現場におけるインデクシングの諸問題; 討議記録からの問題抽出の試み

井上 孝*; 戸塚 隆哉*; 春山 暁美*; 村田 祐子*; 山本 昭

情報の科学と技術, 43(9), p.810 - 815, 1993/00

主題分類やインデクシング業務において直面する諸問題を討議する場である分類/シソーラス/indexing部会(情報科学技術協会主催)の討論結果を報告するものである。インデクシングに関係する約350項目を抽出整理し、一般的問題解決技法であるKJ法を利用して問題点を図解した。

口頭

軟X線発光分光によるSrFeO$$_{2}$$の電子励起構造の観測

水牧 仁一朗*; 安居院 あかね; 魚住 孝幸*; 井上 暁*; 河合 正徳*; 市川 能也*; 島川 祐一*

no journal, , 

本研究では無限層鉄酸化物SrFeO$$_{2}$$のFeの3d電子構造と結晶構造の異方性の相関を明らかにするために、SrFeO$$_{2}$$単結晶薄膜を用いて、Fe-L, O-K吸収端においてX線吸収測定(XAS)及びX線発光分光(XES)測定を行った。XAS及びXES両スペクトルに明瞭な偏光及び配置依存性が見られた。これは、Fe-3d電子構造の異方性を示している。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,1; 自治体支援(国有林仮置場設置計画にかかわる除染関係ガイドラインとの整合性確認)

住谷 正人; 池田 幸喜; 薗田 暁; 新里 忠史; 見掛 信一郎; 阿部 寛信; 井上 誠; 江口 和利; 小澤 政千代; 照沼 章弘; et al.

no journal, , 

原子力機構では、福島県において環境修復に向けた除染活動にかかわる取組みを実施している。本報告では、福島県内の各市町村が中心となって除染計画を策定し、除染を実施する区域(以下、「除染実施区域」という。)における除染計画策定協力や除染活動にかかわる技術指導・支援などの自治体支援の実績とそこから得られた教訓のうち、除染で発生した除去土壌等を一時保管するための仮置場を国有林に設置する際に行う除染関係ガイドラインとの整合性確認等について紹介する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の自由液面からのガス巻込み現象の分析; ガスコア長さ計測実験と解析の比較

内田 真緒*; 平川 萌*; 井上 恵輔*; 佐野 亜々留*; 堺 公明*; 江連 俊樹; 田中 正暁

no journal, , 

自由液面を移動する非定常渦のガス巻込み現象について回流水槽での高速度カメラによる可視化実験を実施するとともに、同体系に対する流動解析を実施した。実験及び解析に基づくガスコア長さの評価結果の比較から、解析に基づく非定常渦の成長に伴うくぼみ渦ガスコア長さの適用性について確認した。

口頭

モンテカルロ放射線輸送コードPHITSを用いた迅速な災害廃棄物中セシウム137濃度推定手法の検討

前川 暁洋*; 高瀬 和之*; 斎藤 公明; 町田 昌彦; 操上 広志; 日下部 一晃*; 橋本 晃佑*; 井上 広海*

no journal, , 

本研究では、モンテカルロ放射線輸送コードPHITSを用いて、災害廃棄物中のセシウム137濃度を空間線量率から推定する方法の可能性を検討した。

口頭

円筒容器を対象とした非線形スロッシング波高・荷重の評価手法に関する研究,2; スロッシング水試験及び再現解析

佐郷 ひろみ*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 横井 忍*; 山根 勇馬*; 西脇 良典*; 森田 英之*; 岩崎 晃久*; 池末 俊一*; et al.

no journal, , 

原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、著者らは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、評価手法構築の試験データ取得を目的に実施したスロッシング水試験結果、及びVOF法を用いて実施した再現解析の結果について報告する。

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