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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

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2020年度

中田 陽; 中野 政尚; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 根本 正史; 飛田 慶司; 二川 和郎; 山田 椋平; 内山 怜; et al.

JAEA-Review 2021-062, 163 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-062.pdf:2.87MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV 編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2020年4月から2021年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2019年度

中野 政尚; 藤井 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 細見 健二; 永岡 美佳; 横山 裕也; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2020-069, 163 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-069.pdf:4.78MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2019年4月から2020年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングスに変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2018年度

中野 政尚; 藤井 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 前原 勇志; 成田 亮介; et al.

JAEA-Review 2019-048, 165 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-048.pdf:2.69MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2018年4月から2019年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングスに変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2017年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2017年4月から2018年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

論文

Local structure study of the iron-based systems of BaFe$$_2$$As$$_2$$ and LiFeAs by X-ray PDF and XAFS analyses

Li, S.*; 豊田 真幸*; 小林 義明*; 伊藤 正行*; 池内 和彦*; 米田 安宏; 大谷 彬*; 松村 大樹; 浅野 駿*; 水木 純一郎*; et al.

Physica C, 555, p.45 - 53, 2018/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:5.11(Physics, Applied)

鉄系超伝導体のBaFe$$_2$$As$$_2$$とLiFeAsの局所構造解析をX線PDF解析とXAFSを利用して行った。BaFe$$_2$$As$$_2$$の構造相転移温度ではPDFで得られた局所構造には変化が見られたが、EXAFSで得られた局所構造には変化を見出すことができなかった。これらのデータは室温の平均構造が正方晶相において、局所的な斜方歪みを考慮する必要があることを示唆している。

論文

Local structural analysis of half-metallic ferromagnet CrO$$_2$$

樹神 克明; 池田 一貴*; 礒部 正彦*; 武田 晃*; 伊藤 正行*; 上田 寛*; 社本 真一; 大友 季哉*

Journal of the Physical Society of Japan, 85(9), p.094709_1 - 094709_5, 2016/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.55(Physics, Multidisciplinary)

We have performed powder neutron diffraction on the half-metallic ferromagnet CrO$$_2$$ which has a rutile-type crystal structure with a tetragonal unit cell. Although the powder diffraction pattern can be fitted by the reported crystal structure including a single Cr site, the atomic pair distribution function (PDF) can be fitted by the structural model with an orthorhombic unit cell including two kinds of inequivalent Cr sites. The difference between the valences of the two inequivalent Cr sites, $$delta$$ of Cr$$^{+4pmdelta}$$, estimated from the local structural parameters is about 0.06. The shapes of the two CrO$$_6$$ octahedra are slightly different, suggesting the short-range orbital ordering of the Cr 3$$d$$ orbitals. The lattice distortion and the improvement of the fitting to the PDF obtained using the locally distorted structure model are apparent in the region below about 10 ${AA}$, suggesting that the domain size or correlation length of the locally distorted structure is about 10 ${AA}$, roughly corresponding to the size of two unit cells.

論文

Phonons of Fe-based superconductor Ca$$_{10}$$Pt$$_4$$As$$_8$$(Fe$$_{1-x}$$Pt$$_x$$As)$$_{10}$$

池内 和彦*; 小林 義明*; 鈴木 一範*; 伊藤 正行*; 梶本 亮一; Bourges, P.*; Christianson, A. D.*; 中村 博樹; 町田 昌彦; 佐藤 正俊*

Journal of Physics; Condensed Matter, 27(46), p.465701_1 - 465701_7, 2015/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:4.84(Physics, Condensed Matter)

中性子非弾性散乱実験による超伝導体Ca$$_{10}$$Pt$$_4$$As$$_8$$(Fe$$_{1-x}$$Pt$$_x$$As)$$_{10}$$のフォノンの測定結果を報告する。特に転移温度33K付近でのクーパー対に対する軌道揺らぎの影響を調査し、弾性定数$$C_{66}$$に対応する面内横音響フォノンに少しソフト化が起きていることを観測した。また、転移温度以上の温度で面内光学フォノンが異常に強く変化するのを観測した。このモードは鉄と砒素の面内振動に対応しており、鉄のd軌道の軌道揺らぎと格子系の結合に関する情報を与えている。この結果は超伝導発現機構やいわゆるネマティック相の研究に有益な情報をもたらすものである。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enchancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.519 - 525, 2000/03

 被引用回数:23 パーセンタイル:59.11(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER(国際熱核融合実験炉)の燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い、制御をより良いものにするため「その場」での効率的なトリチウム計量技術が原研トリチウム工学研究室で開発された。レーザーラマン分光法を用いた燃料プロセスガスの遠隔・多点分析法が開発、試験され、120秒の測定時間に0.3kPaの検出限界で水素同位体を測定できることが実証された。25gのトリチウム貯蔵容量を持った「通気式」熱量ベッドが開発され、100gのトリチウム貯蔵容量を持ったベッドの設計においてもITERで要求される検出限界1%(1g)を満足することを実証した。これらの計量技術の開発はITER工学設計活動の下で行われ、それぞれITERの最終設計において取り入れられている。本論文においては、それぞれのシステムの概要及び実証試験の結果について述べた。

論文

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:21.05(Physics, Fluids & Plasmas)

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

論文

Improvement of tritium accountancy technology for the ITER fuel cycle safety enhancement

大平 茂; 林 巧; 中村 博文; 小林 和容; 田所 孝広*; 中村 秀樹*; 伊藤 剛士*; 山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; et al.

Fusion Energy 1998, 3, p.1069 - 1072, 1998/10

ITERの燃料サイクルにおけるトリチウムの安全取り扱い及び制御技術向上のためにより効率的なトリチウムの「その場」分析・計量技術を開発・実証する必要がある。このため原研トリチウムプロセス研究棟において同位体分離システム(ISS)やトリチウム貯蔵システム(TSS)におけるトリチウム分析・計量技術をITER工学設計活動の一環として実施した。光ファイバーを用いたレーザーラマン分光分析システムにより、4つの測定点での同時ガス分析が、リアルタイムにサンプルガスを取る必要もなく、しかも高精度に行えることを実証した。また、通気式熱量計量ベッドを開発し、ベッド内を流通するヘリウム流の出入口の温度差によりトリチウムをその場で精度良く計量可能であることを実証した。これらのシステムはITERの分析・計量システムあるいは貯蔵・計量システムとして、その設計に採用された。

口頭

遠心抽出器のスラッジ耐性に関する検討,5; スラッジ堆積時の相分離性能へ及ぼすスケールアップの影響

坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 伊藤 和之*; 関田 智*; 坂本 幸生*; 阿久津 浩一*

no journal, , 

遠心抽出器内にスラッジが堆積した状態を模擬したロータを用いて、スラッジ堆積時の相分離性能へ及ぼすスケールアップの影響を評価した。遠心抽出器のスラッジ耐性に関しては、これまでにロータ内への堆積によって影響が現れることを確認している。その結果、スケールアップが相分離性能に対してさらなる影響を与えることが確認された。

口頭

強磁性半金属CrO$$_2$$の局所構造解析

樹神 克明; 池田 一貴*; 武田 晃*; 礒部 正彦*; 伊藤 正行*; 上田 寛*; 社本 真一; 大友 季哉*

no journal, , 

ルチル型構造をもつCrO$$_2$$は394Kで強磁性秩序を示す半金属である。過去の構造解析からは、常磁性相から強磁性相に渡る広い温度範囲で結晶構造に変化はなく、Crサイトは結晶学的に等価であると報告されている。しかし強磁性状態でのNMR測定では磁気モーメントの大きさが異なる、あるいは3d電子の軌道占有状態が異なる2つの非等価なCrサイトが観測されている。そこで我々は粉末中性子回折データから原子対相関関数を導出し局所構造を調べた。得られた原子対相関関数を詳細に解析したところ、2つのCrサイトが非等価になる局所構造歪みが存在し、その相関長は30${AA}$より充分小さいことを示唆する結果が得られた。

口頭

結晶PDF解析による強磁性半金属CrO$$_2$$の局所構造解析

樹神 克明; 社本 真一; 池田 一貴*; 大友 季哉*; 武田 晃*; 礒部 正彦*; 伊藤 正行*; 上田 寛*

no journal, , 

CrO$$_2$$はルチル型の結晶構造をもち、394Kで強磁性を示す半金属である。常磁性相から強磁性相に渡って結晶構造は変化せず、ユニットセル中の2つのCrサイトは結晶学的に等価である。しかし強磁性状態でのNMR測定では磁気モーメントの大きさが異なる、あるいは3d電子の軌道占有状態が異なる2つのCrサイトが観測されている。これらは、通常の構造解析では1種類のCrサイトしかみえないが、局所的には2種類のCrサイトが存在することを示している。そこで我々はJ-PARCに設置されている高強度全散乱装置NOVAを用いて粉末中性子回折実験を行い、得られたデータから原子対相関関数(PDF)を導出して局所構造を調べた。実験から得られたPDFはユニットセル内の2つのCrO$$_6$$八面体が非等価になる局所構造モデルでよく再現され、わずかではあるが局所的に構造が歪んでおり、2つの非等価なCrサイトが存在することを示唆する結果が得られた。

口頭

遠心抽出器のスラッジ耐性に関する検討,6; ロータ内堆積挙動に与える流入スラッジ濃度の影響

竹内 正行; 坂本 淳志; 佐野 雄一; 伊藤 和之*; 関田 智*; 坂本 幸生*; 阿久津 浩一*

no journal, , 

遠心抽出器は機器の小型化や溶媒劣化低減等の利点から、次世代の再処理プラントへの適用を図るため、開発を進めている。実用化に向けた課題の一つとして、遠心抽出器の性能に対するスラッジの影響が挙げられる。遠心抽出器にスラッジ等の固体粒子が同伴する場合、一部は遠心力でロータ内に捕捉され、その堆積量によって、運転性能に影響を与える可能性がある。本件では、遠心抽出器のロータ内堆積挙動と流入スラッジ濃度の関係を評価し、その結果、ロータ内のスラッジ堆積量は流入スラッジ濃度によらず、流入量で評価できる見通しを得た。

口頭

遠心抽出器のスラッジ耐性に関する検討,7; スラッジ洗浄ノズルの適用による性能向上効果

坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 伊藤 和之*; 関田 智*; 坂本 幸生*; 阿久津 浩一*

no journal, , 

遠心抽出器はその処理性能の高さから、将来の再処理プラントへの適用が期待されているが、処理液中にスラッジが流入する場合には強い遠心力によりロータ内部にスラッジが捕捉・堆積され、その条件によっては、運転時間の経過とともに処理性能の低下が懸念される。スラッジ堆積状態からの回復手段としては、これまでにハウジング内に洗浄液を一定量貯留しロータの低速回転によって形成される流れを利用した洗浄方法(滞留法)を検討したが、洗浄は可能であるものの更なる性能の向上が課題であった。本研究ではスラッジ洗浄性能の向上を目的として、遠心抽出器への洗浄ノズルの適用を検討し、その効果を確認した。

口頭

強磁性半金属CrO$$_2$$の局所構造解析

樹神 克明; 池田 一貴*; 武田 晃*; 礒部 正彦*; 伊藤 正行*; 上田 寛*; 社本 真一; 大友 季哉*

no journal, , 

CrO$$_2$$は394K以下で強磁性を示す半金属である。この系はルチル型の結晶構造をもち、ユニットセル中に含まれる2つのCrサイトは結晶学的に等価である。構造解析からは常磁性相から強磁性相に渡って結晶構造が変化しないことが報告されている。しかし強磁性状態におけるゼロ磁場中NMR測定からは価数が異なる、あるいは磁場中NMR測定からは3d電子の軌道占有状態が異なる2つのCrサイトが存在することが提案されている。これらの結果は通常の構造解析では1種類のCrサイトしかみえないが、局所的には2種類のCrサイトが存在することを示している。そこで我々はJ-PARCに設置されている高強度全散乱装置NOVAを用いて粉末中性子回折実験を行い、得られたデータから原子対相関関数(PDF)を導出して局所構造を調べた。強磁性状態で得られたPDFは2つの非等価なCrサイトを含む局所構造モデルでよく再現でき、このことからわずかではあるが局所的な構造歪みが存在し、2つの非等価なCrサイトが存在することを示唆する結果が得られた。

口頭

反応晶析法によるZr-Te析出物組成に関する検討

下端 健吾*; 荒井 貴大*; 伊藤 大雄*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

わが国では原子力の利用にあたって、燃料サイクル政策を進めており、使用済核燃料の再処理プロセスが導入されている。このプロセスの導入により、ウラン資源の有効利用や放射性廃棄物の削減が可能となる。現状では硝酸溶液を使用したPUREX法が採用されているが、燃料溶解等の過程で生じる不溶解性残渣が配管内に沈積・付着し、配管閉塞を引き起こす点がプラントの安全運転における課題となっている。不溶解性残渣の主成分であるモリブデン酸ジルコニウム2水和物(ZMH)が付着した際の対応として、高圧水による物理的洗浄や酸・アルカリによる化学的洗浄が考えられるが、これらは汚染水の増加や配管の腐食を引き起こす。このことから、晶析的な見地に基づいたZMH析出・付着抑止が求められる。本研究では、ZMHに同伴した析出が知られているテルル(Te)に対し、Zr-Teの二成分系の析出物を調査した。その結果、Zr-Te系は高温になるほど溶解度が下がる傾向にあり、ZMHと共通した析出挙動が示された。また、析出物のZrとTeの比は1:1であった。構造解析に用いられるXRDスペクトルは析出物の焼成前後で大きく変化し、焼成後はZrTe3O8と一致するスペクトルが得られた。今後は焼成による影響を調べ、Zr-Mo-Teの三成分における析出物について詳しく調べていく予定である。

口頭

MoO$$_{3}$$結晶添加によるZMH壁面付着抑制

下端 健吾*; 伊藤 大雄*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

わが国では原子力の利用にあたって燃料サイクル政策を進めており、使用済核燃料の再処理によって、ウラン資源の有効活用を目指している。しかし、燃料溶解工程等で生じる不溶解性残渣の機器への付着・沈積が、伝熱効率の低下および配管閉塞の原因になることから、安全上の課題が残されている。中でも、核分裂生成物であるジルコニウム(Zr)とモリブデン(Mo)の反応で生成するモリブデン酸ジルコニウム2水和物(ZMH)は不溶解性残渣の主成分であり、プラントの長期安定運転には、再処理機器や配管等へのZMHの析出・付着を防がなくてはならない。現在、ZMHを除去するには二次廃棄物が生じるため、それらを低減させる方策が求められている。本研究で、ZMHの壁面析出を防ぐには、MoO$$_{3}$$結晶の添加が効果的であることを明らかにした。最も抑制効果が見られたのは半水和物であり、特に針状結晶の場合で顕著であった。これは、表面で溶けだしたMoが溶液中のZrと反応してZMHを形成し、溶液中のZrを消費することで、壁面への付着が抑制されていると考えられる。今後は、再処理プロセスを模擬した溶液でMoO$$_{3}$$結晶の効果的な添加方法を検討する。

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