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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; 2022年度

國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 小池 優子; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; 永井 信嗣; et al.

JAEA-Review 2023-046, 164 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-046.pdf:4.2MB

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、2022年4月から2023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見られた。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、平常の変動幅の範囲を外れ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; 2021年度

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

JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB

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、2021年4月から2022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

塩素含有TRU廃棄物の焼却試験

山下 健仁; 横山 文*; 高貝 慶隆*; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔

JAEA-Technology 2022-020, 106 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-020.pdf:4.77MB

福島第一原子力発電所事故に伴い発生した放射性固体廃棄物は、津波や海水の放水によって塩分を多く含んでいる可能性があるとともに、今後の廃止措置に係る作業や放射性廃棄物を処理する際の閉じ込めにはポリ塩化ビニル(PVC)製品を使用することも想定される。固体廃棄物の処理方法のうち、廃棄物の減容・安定化の効果が優れている焼却法は、検討を進めるべき手法の一つではあるが、塩素成分を含む超ウラン元素(TRU)固体廃棄物の処理には、放射性核種及び塩素成分の廃ガス処理系への移行挙動や塩素成分による機器の腐食の程度等を把握した上で、設置する処理施設の構造、使用材料などを決めていく高度な技術が求められる。そこで、国内で唯一、塩素成分を含むTRU固体廃棄物を焼却可能な設備である、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)の第2難燃物焼却設備を用い、廃棄物中塩素成分の廃ガス処理系移行挙動試験、焼却設備の金属材料選定に資する腐食試験及び廃棄物中プルトニウムの廃ガス処理系への分布調査を実施することとし、処理設備の設計検討に必要な種々のデータを蓄積することとした。本報告書は第2難燃物焼却設備を用いたこれらの試験により得られた焼却設備廃ガス処理系への塩素成分の移行挙動、適した耐食材料選定のための金属材料の評価、プルトニウムの分布調査の結果をまとめたものである。

論文

Evaluation of SCCVII tumor cell survival in clamped and non-clamped solid tumors exposed to carbon-ion beams in comparison to X-rays

平山 亮一*; 鵜澤 玲子*; 高瀬 信宏*; 松本 孔貴*; 野口 実穂; 幸田 華奈*; 尾崎 匡邦*; 山下 慶*; Li, H.*; 加瀬 優紀*; et al.

Mutation Research; Genetic Toxicology And Environmental Mutagenesis, 756(1-2), p.146 - 151, 2013/08

 被引用回数:24 パーセンタイル:62.77(Biotechnology & Applied Microbiology)

The aim of this study was to measure the RBE (relative biological effectiveness) and OER (oxygen enhancement ratio) for survival of cells within implanted solid tumors following exposure to 290 MeV/nucleon carbon-ion beams or X-rays. Squamous cell carcinoma cells (SCCVII) were transplanted into the right hindlegs of syngeneic C3H male mice. Irradiation with either carbon-ion beams with a 6-cm spread-out Bragg peak (SOBP, at 46 and 80 keV/$$mu$$m) or X-rays was delivered to 5-mm or less diameter tumors. We defined three different oxygen statuses of the irradiated cells. Hypoxic and normoxic conditions in tumors were produced by clamping or not clamping the leg to avoid blood flow. The RBE values increased with increasing LET in SOBP beams. The OER values of carbon-ion irradiated samples were small in comparison to those of X-ray irradiated samples. However, no significant changes of the OER at proximal and distal positions within the SOBP carbon-ion beams were observed. To conclude, we found that the RBE values for cell survival increased with increasing LET and that the OER values changed little with increasing LET within the SOBP carbon-ion beams.

論文

Design of a -1 MV dc UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055022_1 - 055022_5, 2009/05

 被引用回数:28 パーセンタイル:70.93(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER中性粒子入射装置には-1MVの直流電源システムが必要であり、日本とEUが分担して製作する計画である。原子力機構は、日本国内機関としてITER中性粒子入射装置電源システムのうち、-1MVの直流超高圧発生部,伝送系, -1MV絶縁変圧器,サージ抑制装置などの超高電圧の主要な機器を分担する。これまでに、これら機器の設計を行った。インバータ電源の周波数については、回路定数から150Hzが適切な値であることを示し、採用された。直流超高圧の絶縁については、長時間の電界分布の変化を考慮し、その主要な機器の設計を行った。サージ抑制機能についても、回路解析を行い、サージブロッカによるエネルギー吸収素子や抵抗素子を適用することにより、負荷である加速器への流入エネルギーを20ジュール程度以下に抑制できることを確認した。

論文

-1 MV DC UHV power supply for ITER NBI

渡邊 和弘; 山本 昌則; 武本 純平; 山下 泰郎*; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 坂本 慶司; et al.

Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/10

ITER中性粒子入射装置の電源システムにおける日本の調達分担は、-1MV発生部,伝送部系,-1MV絶縁変圧器など超高圧の主要機器である。これらの1MV超高圧電源機器の設計開発について報告する。本NBI電源は、これまでにない超高圧に加えて負荷がイオン源加速器であるため負荷短絡が頻発するという特殊性を持つ。ビームを安定に加速するためには、まず超高圧電源の絶縁を確実に行うことが必要であり変圧器や伝送系の絶縁設計によって機器構造を決定した。さらに、負荷短絡時の加速器保護のためのサージ抑制機能についてサージブロックコアと接地側抵抗素子の併用による新たなサージ抑制方式を提案し、流入エネルギーを抑制する回路構成とした。これら、調達に向けての主要な技術課題を検討し機能仕様を作成した。

論文

Development of a dc 1MV power supply technology for NB injectors

渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 川島 秀一*; 小野 要一*; 山下 泰郎*; 山崎 長治*; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 谷口 正樹; 奥村 義和; et al.

Nuclear Fusion, 46(6), p.S332 - S339, 2006/06

 被引用回数:33 パーセンタイル:72.61(Physics, Fluids & Plasmas)

1MeV級の中性粒子入射装置用電源における重要な技術は、超高電圧の高速制御,直流1MVの電送,イオン源で放電破壊の際のサージの抑制である。超高電圧の制御については、これまでのパワー半導体の進歩を反映させ、従来のGTOインバータをIEGT素子に変えたインバータについて検討した。その結果、インバータでの損失を従来の1/3に低減でき、大きさとしてもGTO方式の6割に小型化できることを示した。さらに、1MV電送については、重要な要素である超高圧のブッシングについての試作試験で十分な耐電圧を確認した。また、サージの抑制については、高磁束密度で周波応答の良いファインメットコアを用いることで、サージの吸収が可能である。これらの技術のこれまでの進展について述べる。

論文

高温工学試験研究炉の設計と研究開発

斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.

日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09

高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。

報告書

Reactor Engineering Department Annual Report; April 1,1985-March 31,1986

金子 義彦; 山下 哲行; 篠原 慶邦; 大部 誠; 秋濃 藤義; 片桐 正樹; 島崎 潤也; 大野 秋男; 大山 幸夫; 伊勢 武治

JAERI-M 86-125, 240 Pages, 1986/08

JAERI-M-86-125.pdf:6.33MB

昭和60年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめた。原子炉工学部の研究は、多目的高温ガス炉および高転換軽水炉の開発、核融合炉の開発、および動燃事業団による液体金属冷却高速増殖炉の開発に密接に関連するものが多い。核デ-タと群定数、炉理論とコ-ド開発、積分実験と解析、核融合ニュ-トロニクス、遮蔽、原子炉計表、炉制御と異常診断、原子炉解体技術、および炉物理に関する研究委員会活動の各分野にわたり当該年度に得た多くの成果を述べている。

口頭

ITER中性粒子入射装置用-1MV電源及び負イオン加速器の開発

渡邊 和弘; 山本 昌則; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 小林 薫; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 戸張 博之; 大楽 正幸; 坂本 慶司; et al.

no journal, , 

原子力機構は、日本における極内機関としてITER用中性粒子入射装置電源の主要な高電圧機器の調達を分担する。これまで、直流-1MVの超高電圧機器の設計やサージ抑制機能の設計を行った。特にNBIの安定性能の実現に重要なサージ抑制機能については、回路解析による設計を行い、負荷である加速器での放電破壊による短絡の際にも、流入エネルギーがITERでの基準値である50ジュール以下を十分満足できる20ジュール程度に抑制できることを確認した。これらの結果に併せて、負イオン加速器開発の状況についても報告する。

口頭

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,13; 実機溶融炉温度分布評価

山下 照雄; 正木 敏夫; 児嶋 慶造; 塩月 正雄; 伊藤 俊行*; 大野 勇*; 松本 史朗*

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉について長寿命化を図る目標温度分布を設定し、それらの実現性を解析及び実験により評価した。

口頭

ITER NBI -1MV超高電圧電源の設計検討

武本 純平; 渡邊 和弘; 山本 昌則; 井上 多加志; 坂本 慶司; 山下 泰郎*

no journal, , 

日本は、ITER NBIの電源システムのうち、-1MV直流発生器, -1MV絶縁トランス,伝送部,サージ抑制部,高電位デッキ等の主要な超高電圧機器の調達を担当する。これまでに、この電源を分担するEU及びITER機構と協力して、機能仕様をほぼ確定した。現在、より詳細な電源機器設計を進めるとともに、ITERトカマク建屋内外の設備レイアウト,全体工程,仏国内法規・規制等の制約を考慮しつつ、絶縁,接地,サイト搬入,据付調整,試験方法等を総合的に検討・設計統合する段階にある。

口頭

ITER NBI用高電圧ブッシングの構造仕様の検討

戸張 博之; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; 井上 多加志; 坂本 慶司; 山下 泰郎*

no journal, , 

原子力機構では、ITER NBI用高電圧ブッシングの設計検討及び構成部材の開発を進めている。絶縁材として用いる大口径アルミナセラミック(外径1560mm)のコバールを封着剤とした金属接合(銀ロウ付け)試験,試作した1/2サイズモックアップブッシングの真空耐電圧試験、並びに電界解析によるブッシング内部構造の改良を中心に高電圧ブッシングの設計検討について報告する。

口頭

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,14; 小型炉試験装置による温度分布評価

山下 照雄; 正木 敏夫; 中島 正義; 塩月 正雄; 児嶋 慶造; 豊嶋 幹拓; 松本 史朗*

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化及び粒子状物質の抜き出し促進を図ることを目的とした目標温度分布について、粒子状物質抜き出し性の効果を小型炉試験装置と計算コードにより検討した。

口頭

Pt-CeO$$_{x}$$薄膜電極触媒による電気化学的前処理と酸素還元反応活性向上に与える界面構造の検討

府金 慶介*; 森 利之*; Wu, Y. Y.*; 山本 春也; 前川 康成; 吉川 英樹*; 山下 良之*; 上田 茂典*; Vladimir, M.*; 鈴木 彰*; et al.

no journal, , 

固体高分子形燃料電池は、家庭用や自動車用の二酸化炭素を排出しない発電装置として注目されているが、カソード上での酸素還元反応に起因する電力損失のため、十分な電池出力が得られていない。本研究では、酸素還元活性の高いカソード触媒の開発を目的に、白金-酸化セリウムとカーボンブラック粉体(Pt-CeO$$_{x}$$/CB)を組合せたカソード電極を開発してきた。本電極では、市販のPtカソードよりも白金表面の酸化を抑制するために、高い酸素還元反応活性を示し、さらにPt-CeO$$_{x}$$/CBカソードに電気化学的前処理を行うことで、酸素還元反応活性が向上することを見いだしている。そこで今回は、単結晶SrTiO$$_{3}$$(100)基板上にパルスレーザー蒸着法により作製したCeO$$_{2}$$のエピタキシャル膜を用いて、PtとCeO$$_{x}$$界面構造が単純化されたPt-CeO$$_{x}$$薄膜カソードを作製し、その単純化された界面構造を用いて高い酸素還元活性の発生原因を追究した。発表では、透過型電子顕微鏡と光電子分光法によるPtとCeO$$_{x}$$の界面構造の評価及び電気化学測定により評価した酸素還元反応活性について報告する。

口頭

レーザー誘起反応と物質改質

端 邦樹; 勝村 庸介*; 工藤 久明*; 山下 真一*; 上田 徹*; 中園 祥央*; 岩松 和弘*; Yo, S.*; 岡屋 慶子*; 雨宮 拓也*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所の事故後の対応で、炉内や使用済燃料プールへの海水注入の措置が取られた。これにより原子炉やプールの構造材はこれまでに想定されてこなかった腐食環境にさらされたことになる。放射線場にある海水の腐食環境を見積もるためには、ラジオリシス計算が有効な手段であるが、これには放射線誘起反応の速度定数や化学種の初期収率などの入力パラメータが必要となる。本研究では、塩素イオンとOHラジカルとの反応に焦点を当て、フラッシュフォトリシス法により反応速度定数の測定を行った。

口頭

レーザー駆動粒子線加速における電子温度計測手法の確立

榊 泰直; 西内 満美子; 前田 祥太; 石田 祥大*; 山下 智弘*; 片平 慶*; Pikuz, T.; Faenov, A.*; Esirkepov, T. Z.; Pirozhkov, A. S.; et al.

no journal, , 

原子力機構が研究を進めているレーザー駆動イオン加速においては、高強度フェムト秒レーザーによって数十MeVのイオン加速というや、アルミを高電荷状態にして10MeV/核子に加速するなど、世界でトップクラスのイオン加速が可能な状況になっている。レーザー駆動粒子線加速(陽子や重イオン)を効率的行うためには、その加速メカニズムに寄与するパラメータの一つである電子温度を、イオンの加速エネルギーと関連づけて解析する必要がある。我々は、現在利用している電子温度診断の手法を高度化し、多角的に計測することで精度の高い診断を行うことを目指している。その進捗について講演する。

口頭

事故耐性向上を目指した燃料被覆管のコーティング技術に関する研究,2; CrコーティングしたZry4の酸化及び水素吸収挙動

河合 慶人*; 根本 義之; 山下 真一郎; 石島 暖大; 井岡 郁夫; 舟本 幸大*; 渥美 寿雄*

no journal, , 

事故耐性燃料(ATF)被覆管候補として開発が進められているクロム(Cr)コーティング被覆管の高温水蒸気中での酸化及び水素吸収挙動について、コーティングなしのジルカロイ4(Zry4)被覆管の場合との比較検討を行った。その結果、Crコーティング被覆管は従来のZry4被覆管に比べて、酸化量を減少させることができた。しかし、被覆管外面のみがCrコーティングされた条件の場合には、コーティングなしの場合よりむしろ水素吸収量が多くなる傾向が見られた。その機構については、今後さらに詳細な研究を行う計画である。

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