検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 48 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Reaction of Np, Am, and Cm ions with CO$$_{2}$$ and O$$_{2}$$ in a reaction cell in triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry

風間 裕行; 小無 健司*; 鈴木 達也*; 小山 真一; 前田 宏治; 関尾 佳弘; 大西 貴士; 阿部 千景*; 鹿籠 康行*; 永井 康介*

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 38(8), p.1676 - 1681, 2023/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.02(Chemistry, Analytical)

Ultratrace analysis is crucial for understanding fuel debris in a nuclear reactor core after severe accidents. Triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry measured the ion-molecule reactions of actinides ($$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am, and $$^{244}$$Cm) in a reaction cell. These nuclides were included in the fuel debris. A gas-phase ion-molecule reaction model has been developed to simulate the gas-phase reactions in the reaction cell. The model simulation results correlate well with the flow rate dependence of experimental data accurately. Reaction constants derived from the model were compared with those reported values by Fourier transform ion-cyclotron resonance mass spectrometry to evaluate the performance of the model. The similarity between the two reaction constants was found.

報告書

燃料デブリの分析精度向上のための技術開発2020年度成果報告(廃炉・汚染水対策事業費補助金)

池内 宏知; 小山 真一; 逢坂 正彦; 高野 公秀; 中村 聡志; 小野澤 淳; 佐々木 新治; 大西 貴士; 前田 宏治; 桐島 陽*; et al.

JAEA-Technology 2022-021, 224 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-021.pdf:12.32MB

燃料デブリ試料の核種・元素量の分析に向けて、酸溶解を含む一連の分析技術を確立する必要がある。本事業では、分析精度の現状レベルの把握と不溶解性残渣発生時の代替手法の確立を目的として、ブラインド試験が実施された。模擬燃料デブリ(特定の組成を持つ均質化された粉末)を対象に、日本国内の4分析機関においてそれぞれが有する溶解・分析技術を用いて、全体組成の定量値が取得された。各技術の特徴(長所・短所)を評価した結果に基づき、燃料デブリの暫定的な分析フローを構築した。

論文

「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発)」に係る補助事業; 2020年度最終報告

小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.

廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08

令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。

論文

$$omega N$$ scattering length from $$omega$$ photoproduction on the proton near the reaction threshold

石川 貴嗣*; 藤村 寿子*; 深澤 宏司*; 橋本 亮*; He, Q.*; 本多 佑記*; 保坂 淳; 岩田 高広*; 甲斐田 俊*; 笠木 治郎太*; et al.

Physical Review C, 101(5), p.052201_1 - 052201_6, 2020/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.35(Physics, Nuclear)

Photoproduction of the omega meson on the proton has been experimentally studied near the threshold. The total cross sections are determined at incident energies ranging from 1.09 to 1.15 GeV. The 1/2 and 3/2 spin-averaged scattering length $$a$$$$_{omega p}$$ and effective range $$r$$$$_{omega p}$$ between the CO meson and proton are estimated from the shape of the total cross section as a function of the incident photon energy: $$a$$$$_{omega p}$$ = (-0.97 $$_{rm -0.16stat-0.00syst}^{rm +0.16stat+0.03syst}$$ + $$i$$(0.07 $$_{rm -0.14stat-0.09syst}^{rm +0.15stat+0.17syst}$$) fm and $$r$$$$_{omega p}$$ = (+2.78 $$_{rm -0.54stat-0.12syst}^{rm +0.67stat+0.11syst}$$) + $$i$$(-0.01 $$_{rm -0.50stat-0.00syst}^{rm +0.46stat+0.06syst}$$) fm, resulting in a repulsive force. The real and imaginary parts for $$a$$$$_{omega p}$$ and $$r$$$$_{omega p}$$ are determined separately for the first time. A small $$P$$-wave contribution does not affect the obtained values.

論文

Penetration behavior of water solution containing radioactive species into dried concrete/mortar and epoxy resin materials

佐藤 勇; 前田 宏治; 須藤 光雄; 逢坂 正彦; 臼杵 俊之; 小山 真一

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(4), p.580 - 587, 2015/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.66(Nuclear Science & Technology)

乾燥したコンクリート、乾燥したモルタル及びエポキシ塗料中への$$^{137}$$Csのような放射性核種の浸透挙動を照射済燃料から抽出した核分裂生成物を含む溶液を用いて観察し、放射性核種の浸透速さや深さに関する基礎的な知見を得た。放射性核種は、エポキシ塗料へほとんど浸透しなかった。放射性核種溶液は、数十日でコンクリートやモルタル材料に数ミリメートルの深さで浸透した。コンクリートやモルタル材料の表面近くで観察される浸透挙動は、水溶液を膨潤したコンクリート、ベントナイトやセメント材料のような媒質における核種の拡散と酷似したものであった。

論文

Seawater immersion tests of irradiated Zircaloy-2 cladding tube

関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 井上 賢紀; 前田 宏治

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所では、東日本大震災による電源喪失に伴い、使用済燃料プール内の燃料を冷却するために海水が注入された。これらの燃料集合体の健全性評価に資するため、燃料集合体部材であるジルカロイ-2被覆管の腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等の影響を評価する目的で、ジルカロイ-2燃料被覆管の照射材及び非照射材に対して海水(人工海水及び天然海水)を用いた約1,000時間までの浸漬試験及び浸漬後の引張試験を実施した。これらの結果、照射の有無や海水の違いによらず、材料表面の腐食やジルカロイ-2被覆管の強度特性の劣化が生じなかったことから、腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等(実海水特有成分)の影響は小さいと考えられる。

報告書

放射性核種含有溶液の床材・壁材に対する浸透挙動

臼杵 俊之; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 前田 宏治; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*

JAEA-Testing 2014-001, 29 Pages, 2014/05

JAEA-Testing-2014-001.pdf:5.33MB

福島第一原子力発電所の原子炉建屋内における床材・壁材の汚染性状把握に関する基礎データを得るため、放射性核種を含む溶液を用いた浸透試験を実施した。照射済燃料から調製した放射性核種含有溶液を、エポキシ系塗料試料、乾燥しているコンクリート試料およびモルタル試料に塗布し、研磨および放射線測定を繰り返し、深さ方向の線量率プロファイルを取得した。エポキシ系塗料試料に関しては、放射性核種は浸透せず、深さ0.4mm以内にとどまっていることが確認された。コンクリート試料に関しては、放射性核種の浸透が確認され、本試験条件においては、約2mmの研磨で線量率がバックグラウンドまで低減することが確認され、乾燥状態のコンクリートまたはモルタルに対する溶液を介した放射性物質の浸透挙動は、表面近傍においては定量的に膨潤状態の同媒体に対するイオンの移行挙動と大きく変わらないことを示した。

報告書

「ふげん」燃料被覆管を用いた人工海水浸漬試験及び強度特性評価

山県 一郎; 林 長宏; 益子 真一*; 佐々木 新治; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治

JAEA-Testing 2013-004, 23 Pages, 2013/11

JAEA-Testing-2013-004.pdf:8.59MB

東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済燃料プールに保管されていた使用済燃料は、瓦礫の落下・混入や海水注入等、通常の運転時ではあり得ない環境に晒された。使用済燃料プール中の燃料集合体の健全性や、共用プール移送後の長期間保管における健全性の評価に資するため、新型転換炉「ふげん」にて使用されたジルカロイ-2燃料被覆管を用い、使用済燃料プールの模擬水として2倍に希釈した人工海水を用いた、液温80$$^{circ}$$C、浸漬時間約336時間の浸漬試験を実施した。得られた主な結果は以下の通りであり、本試験条件において照射済みジルカロイ-2燃料被覆管への人工海水浸漬による機械的特性への影響はなく、顕著な腐食も生じないことを確認した。(1)浸漬前後の試料表面の外観に明確な変化は見られず、試料外表面近傍の酸化層等においても明確な変化は見られず、浸漬試験による顕著な表面腐食の進行はない。(2)引張強さ及び破断伸びは浸漬前後で有意な変化はなく、浸漬試験による機械的特性へ有意な影響はない。(3)照射済み試料を遠隔操作で浸漬試験及び引張試験を行うための手法を確立した。

論文

Effect of radial zoning of $$^{241}$$Am content on homogenization of denatured Pu with broad range of neutron energy based on U irradiation test in the experimental fast reactor Joyo

芝 知宙*; 相楽 洋*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴; Han, C. Y.*; 齊藤 正樹*

Annals of Nuclear Energy, 51, p.74 - 80, 2013/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

幅広い中性子エネルギーを有する高速実験炉「常陽」にて照射したUサンプルの化学分析試験を行った。Uサンプルの照射解析を行い、解析手法を構築した。本解析手法を利用して、Am-劣化ウランペレットの照射解析を行った。その結果、ペレットの内側と外側において$$^{241}$$Amを異なる濃度で添加することにより、ペレット全体で$$^{238}$$Pu濃度が均一となることを明らかにした。

報告書

建屋コンクリートを対象としたクリアランス一括測定法に関する一評価手法の提案(受託研究)

前田 真吾*; 平野 貴弘*; 島田 太郎; 中山 真一

JAEA-Technology 2008-066, 35 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-066.pdf:4.83MB

建屋コンクリートなど大きな表面積を有する物体に対するクリアランス測定手法の一つとして、可搬型Ge半導体検出器を用いた一括測定法と呼ばれる方法がある。従来の一括測定法では、表面汚染が均一に分布していることを前提にすることから、表面汚染の均一性を確認するためにサーベイメータ等による全面走査測定等による事前サーベイを必要としている。本報告では、クリアランスレベル検認にかかる表面汚染の均一性に関する基準を満足しつつ、事前サーベイを省略できる方法として、1トンの評価対象に対し最遠地点点線源として評価した放射性核種量を測定単位100kgで除すことにより放射性核種濃度を算出し、クリアランス判定値と比較する方法を提案した。

報告書

原子力施設の焼却灰の溶融固化に関する検討

小澤 達也; 前田 敏克; 水野 大; 馬場 恒孝; 中山 真一; 堀田 克敏*

JAEA-Technology 2006-001, 11 Pages, 2006/02

JAEA-Technology-2006-001.pdf:2.2MB

TRU廃棄物のうち、金属や非金属といった不燃性の雑固体廃棄物を対象とした処理方法の一つとして、溶融固化処理法が有望視されている。TRU廃棄物のうち、フィルタや金属類については、その仕様から概略の組成を把握することが比較的容易であり、溶融時における組成調整が可能である。しかし、焼却灰の組成は焼却対象物や焼却条件などに依存するため、組成調整が困難である。そこで、TRU廃棄物に区分される焼却灰を単独で溶融固化処理する可能性について検討するため、原子力施設から発生した焼却灰組成を参考として模擬焼却灰を調合し、溶融固化試験を実施した。その結果、いずれの試料についても、大きな気泡や分相が存在せず、割れのない固化体が得られること、並びに焼却灰の組成によっては難溶性の析出物が生成するものの、その分布は一様で均質な固化体となることを確認した。これらの結果から、焼却灰を単独で溶融固化することにより、核種閉じ込め性能の評価が可能な均質な固化体とすることが可能であり、その固化体には耐浸出性についても優れた性能を期待できるとの見通しを得た。

論文

An experimental investigation of accumulation and transmutation behavior of americium in the MOX fuel irradiated in a fast reactor

逢坂 正彦; 小山 真一; 前田 茂貴; 三頭 聰明*

Annals of Nuclear Energy, 32(7), p.635 - 650, 2005/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:35.66(Nuclear Science & Technology)

放射化学的手法を用いて常陽照射済MOX燃料中のAmを分析した。Am同位体組成比はPWR-MOXのものと大幅に異なる値であった。Am分析値を中性子スペクトル依存性等の観点から評価した。$$^{241}$$Am捕獲反応の核異性体比は約87%と評価された。Pu同位体比からAm含有率を評価する簡便な手法を提案した。

論文

Influence of humic substances on the $$^{63}$$Ni migration through crushed rock media

田中 忠夫; 坂本 義昭; 向井 雅之; 前田 敏克; 中山 真一

Radiochimica Acta, 92(9-11), p.725 - 729, 2004/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:9.98(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

国際腐植物質学会から提供されているNordicフミン酸及びフルボ酸を0$$sim$$30mg/l共存させた条件下で、粉砕した花崗岩及び凝灰岩を充てんしたカラム中における$$^{63}$$Niの移行実験を実施した。いずれのケースでもカラムを透過するNiの量は、腐植物質濃度が高くなるに従って増加した。カラムを透過するNiの割合は注入液中で腐植物質錯体を形成しているNiの割合に対応しており、カラムに注入した腐植物質錯体がそのまま流出したことを示唆する結果を得た。カラムを透過するNiの移行は、水溶液中におけるNiと腐植物質の錯形成と解離の速度を考慮した移行モデルを適用することによって説明できた。

報告書

高速炉用ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験-窒化物燃料の破壊試験結果-

田中 康介; 前田 宏治; 小山 真一

JNC TN9400 2002-001, 155 Pages, 2002/01

JNC-TN9400-2002-001.pdf:13.36MB

窒化物燃料は高い重金属密度および優れた熱伝導度に代表される特性を有していることから、高速炉燃料候補として注目されている。この窒化物燃料の照射特性を把握するため、原研とサイクル機構では共同研究として「高速炉用炭・窒化物燃料の基礎照射試験」を進めている。この共同研究の一環として、高速実験炉「常陽」において最大線出力約76kw/m、最高燃焼度約40GWd/tを達成した窒化物燃料ピンの破壊試験を実施した。組織観察の結果、燃料中心部では外周部に比べて気孔面積率が上昇し、大きなサイズの気孔の占める割合が高くなる傾向を示した。しかし、中心空孔や柱状晶の形成などの顕著な組織変更は観察されなかった。また、Xe分布測定結果から、ペレット内でのFPガス保持率は高い状態にあることがわかった。これらの結果は、窒化物燃料の良好な熱伝導度特性により、照射中の燃料温度レベルが低かったことに起因するものと考えられる。

報告書

溶融固化体のバリア性能に関する研究,1; 性能評価研究の現状調査

前田 敏克; 坂本 義昭; 中山 真一; 山口 徹治; 小川 弘道

JAERI-Review 2001-001, 25 Pages, 2001/02

JAERI-Review-2001-001.pdf:1.28MB

廃棄物の溶融固化処理は減容性、均質性等の観点から優れた処理法であり、一部は実用化されている。溶融固化体は、処分時のバリア性能についても高い能力を持っているとの期待があるが、評価方法は確立しておらず、今後の研究が必要である。このため、公開文献をもとに溶融固化体のバリア性能研究の現状を調査した結果、固化体に含有されるCoやSr等の元素は、母材元素である鉄やシリカの腐食または浸出に律速された浸出挙動をとると推定されていることがわかった。しかし、固化体自体の耐久性については、これまで研究が行われていないことが明らかとなり、今後、バリア性能評価手法を確立するためには、現状で不足している長半減期核種の浸出性データの取得を進めるとともに、長期にわたる固化体の耐久性を明らかにしていくことが必要と考えられた。

報告書

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明試験と環境影響評価

藤根 幸雄; 村田 幹生; 阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 宮田 定次郎*; 井田 正明*; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 朝倉 俊英; et al.

JAERI-Research 99-056, p.278 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-056.pdf:22.73MB

東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故について、原研の調査検討会が行った原因究明にかかわる試験及び環境影響評価の結果を報告する。原因究明にかかわる試験においては、実廃液サンプルの化学分析、アスファルト塩混合物の熱分析、暴走的発熱反応試験、発煙時の可燃性ガス分析などを行った。環境影響評価では、環境モニタリングデータと大気拡散シミュレーションコードSPEEDIによる解析結果より、環境へ放出されたCs量を推定した。また、一般住民の被ばく線量評価を行った

論文

Effects of concurrent irradiation with ions and electrons on the formation process of defect clusters in covalent and ionic crystals

木下 智見*; 阿部 弘亨; 前田 真一*; 福元 謙一*

Journal of Nuclear Materials, 219, p.152 - 160, 1995/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:76.15(Materials Science, Multidisciplinary)

共有結合性およびイオン結合性結晶中の照射欠陥形成過程に対する、カスケード、点欠陥、イオン化の相乗効果について理解するために、イオン・電子同時照射実験を行い、解析した。共有結合性結晶では、イオン照射に伴いカスケードのコントラストが電子顕微鏡にて観察された。そして同時照射によるコントラストの消滅がみられ、点欠陥の照射誘起または励起拡散によるものであることが判った。一方、イオン結晶ではカスケードのコントラストは観察されなかったが、重照射により転位ループが観察された。転位ループ形成過程に対するイオン・電子同時照射効果はみられず、材料内に均一にイオン化を引き起こすような照射は、転位ループの核形成・成長過程に重要ではないことが解った。

口頭

照射後試験技術開発の現状と今後の展望

前田 宏治; 小山 真一; 吉武 庸光; 黒澤 誠

no journal, , 

大洗研究開発センター燃料材料試験部には、「常陽」や海外炉等で照射した燃料・材料の照射後試験(以下、PIEと略す)を行う照射燃料集合体試験施設(FMF),照射燃料試験施設(AGF),照射材料試験施設(MMF)の3施設があり、これまでに「常陽」集合体200体以上を含め、数多くのPIE実績を有している。さらに、炭化物や窒化物等の高速炉用新型燃料の研究開発を行う燃料研究棟があり、その成果は新型燃料の数少ないデータとして国内外の燃料開発に活用されてきた。以上の4施設ともにプルトニウム燃料を扱える国内でも数少ない施設であり、さらに照射済みプルトニウム燃料が取扱い可能なのは、FMF, AGF, MMFのみである。ここでは、各施設の現状と展望について記す。

口頭

Modeling of pore-water chemistry as a common base for understanding dissolution of montmorillonite and mass transport in compacted bentonite

飯田 芳久; 山口 徹治; 山田 文香; 前田 敏克; 坂本 好文*; 水野 大; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

圧縮ベントナイト内におけるモンモリロナイトの溶解実験をアルカリ環境下で行った。実験により得られたモンモリロナイト溶解速度のアルカリ濃度依存性は、粉体試料溶解速度のアルカリ濃度依存性に比べ5$$sim$$10倍高いものであった。このアルカリ濃度依存性の違いは、ベントナイト内部と外部溶液のOH-イオン活量の違いによるものと推定され、その原因として、ドナン効果及びアルカリ-鉱物反応による局所的なOH$$^{-}$$イオンの減少が考えられる。ベントナイト間隙水中のOH$$^{-}$$イオンの活量を見積もるためには、間隙空間内におけるOH$$^{-}$$イオンの濃度分布を知る必要があるが、濃度分布を直接測定することはできない。そのため、間隙構造や表面電荷等の知見を集積し、間隙空間内でのイオン濃度分布のモデル化を行った。また、鉱物の間隙構造及び表面電荷は透水性や拡散性の決定要因となるため、開発したモデルは圧縮体内でのモンモリロナイトの溶解、イオンの拡散及び圧縮体の透水性に関する共通基盤となる。

口頭

放射性廃棄物処分の長期的評価のための実験的研究; 2006年の現状

田中 忠夫; 山口 徹治; 飯田 芳久; 木村 祐一郎; 瀧 洋; 藤原 武; 上田 正人*; 向井 雅之; 山田 文香; 水野 大; et al.

no journal, , 

地層処分の安全評価における評価期間は数千年以上の長期に及ぶため、評価結果には種々の不確かさが含まれる。本研究は、安全評価結果との相関が高く、しかも現在の知見では不確かさが大きいパラメータについてデータを取得し、パラメータの不確かさを定量化して確率論的安全評価の信頼性向上に資することを目的に実施している。本報告では平成17年度に得た主な成果を発表する。核種移行データ取得に関する研究では、ニオブ溶解度試験及びベントナイト内ヨウ素等拡散試験を進め、地下水や間隙水の組成変動に伴う溶解度及び拡散係数の不確かさを定量的に示した。また、岩石に対するセシウムの分配係数への硝酸塩及び塩水の影響を評価するためのデータを取得した。人工バリア材の長期変質に関する研究では、セメント変質に伴う間隙水組成及び間隙構造の変化を調べるセメント浸漬・拡散試験を実施するとともに、変質挙動及び拡散挙動をモデル化した。また、ベントナイト系緩衝材の長期バリア性能を評価するために整備した計算コード及び実験的に決定した評価パラメータ変動の定量式を用いて、緩衝材中透水係数の時間空間的変動の予測計算結果を例示した。

48 件中 1件目~20件目を表示