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報告書

NUCEF分析業務報告書; 平成10年度

冨樫 喜博; 宮内 正勝; 園部 保; 新妻 泰; 中島 隆幸; 芳賀 孝久*; 田上 隆広; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; et al.

JAERI-Tech 2000-032, p.25 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-032.pdf:1.45MB

燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)の運転にあたっては、燃料として用いるウラン硝酸溶液に関する分析が不可欠であり、平成10年度では、ウラン溶液燃料の調製のための分析並びにSTACY及びTRACYの臨界実験終了後のウラン溶液の性状分析を行った。さらに、核燃料物質の計量管理のため、ダンプ槽に貯蔵してあるウラン溶液の分析等を実施した。平成10年度における分析サンプル総数は297件に達した。本報告書は、平成10年度に実施した分析業務についてまとめたものである。

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

報告書

ハイブリッドK吸収端/蛍光X線濃度計の長期安定性

薗田 暁; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 岡崎 修二*

JAERI-Tech 99-043, 16 Pages, 1999/05

JAERI-Tech-99-043.pdf:1.86MB

核物質の計量管理及び保障措置分析における溶液試料に適用可能な高精度の非破壊分析法の確立のため、原研では、米国・DOEとの研究協力協定のもと、ハイブリッドK吸収端/蛍光X線濃度計(HKED)をNUCEFに設置し、溶液試料中のウラン及びプルトニウムの非破壊測定技術の共同開発を進めている。HKEDは査察機器として使用される予定であるため、装置が破壊分析法と同様の測定精度を持ち長期にわたり安定した測定ができなければならない。本報告書は、HKEDの長期安定性及び装置の健全性を示すための標準の長期安定性、さらに試験を通して得られたX線管の出力変動が測定結果に与える影響についてまとめたものである。

論文

Review of the STACY & TRACY experiment programs since their first criticality

外池 幸太郎; 中島 健; 三好 慶典; 井沢 直樹; 大野 秋男; 岡崎 修二; 竹下 功

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.54 - 61, 1998/00

日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYが1995年2月23日に初臨界を達成した後、約3年半が経過した。この間に、過渡臨界実験装置TRACYでも実験が開始され、現在、両装置ともに順調に運転されている。STACYでは低濃縮硝酸ウラニル溶液の臨界データが取得されており、TRACYは過渡臨界事象を解明する研究活動に供されている。本報告では、STACYとTRACYの実験計画について概要を述べる。また、現在までに実施された実験について、STACYにおける600$$phi$$円筒炉心及び280T平板炉心の実験結果とTRACYにおける過渡実験の結果を示しつつ、実験の結果がどのように利用されるか説明する。さらに、将来計画と併せて、STACYとTRACYの運転に関連する技術的課題についても紹介する。

論文

NUCEF計画; 燃料サイクル安全工学研究の現状と今後の展開

竹下 功; 前田 充; 三好 慶典; 大野 秋男; 岡崎 修二; 中島 健; 藤根 幸雄; 久保田 益充; 村岡 進; 荒 克之; et al.

原子力工業, 43(9), p.1 - 37, 1997/09

燃料サイクルバックエンドにおける安全性確保、技術の高度化を図ることを目的として進めているNUCEF計画は、施設の完成から4年目を迎えた。本特集は、NUCEFにおける臨界安全性研究、高度化再処理研究、TRU廃棄物管理研究のこれまでの研究成果及び今後の展開を概説するものである。1.NUCEF計画の概要、2.STACYによる実験、その研究成果、3.TRACYによる実験、その研究成果、4.BECKYによる実験、その研究成果と今後の計画、5.研究協力の現状と今後の計画、6.今後のNUCEF計画の展開

論文

Critical experiments on 10% enriched uranyl nitrate solution using a 60-cm-diameter cylindrical core

三好 慶典; 馬野 琢也; 外池 幸太郎; 井沢 直樹; 杉川 進; 岡崎 修二

Nuclear Technology, 118(1), p.69 - 82, 1997/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:67.96(Nuclear Science & Technology)

NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYでは、1995年2月の初回臨界試験以後、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液燃料を用いて最初のシリーズの臨界実験を実施した。本報告書は、臨界安全設計に用いられている解析コードの信頼性評価に資するため、直径60cmの円筒タンクを用いた基本炉心に関する臨界データを公表するものである。実験では、ウラン濃度及び反射条件を主要なパラメータとして炉心条件を変更し、硝酸濃度を約2.2mol/lに保持し、ウラン濃度を313g/lから225g/lの範囲で変化させた。ここでは、ベンチマークデータとして水反射体付炉心及び反射体なしの炉心に関して、各々7ケース及び5ケースを選定している。また、我が国で整備された核データファイルJENDL3.2を用いて、2次元SN輸送コードTWOTRANと3次元モンテカルロコードMCNP4Aによる解析結果についても示し、中性子実効増倍率に関する相互比較を行った。

報告書

NUCEFハイブリッドK吸収端濃度計の整備

峯尾 英章; 岡本 久人; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 星 勝哉*; 竹下 功; S.-T.Hsue*

JAERI-Tech 96-033, 36 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-033.pdf:1.76MB

ハイブリッドK吸収端濃度計(HKED)は、K吸収端濃度計と蛍光X線分析計を組み合わせた非破壊分析計で、UとPuを含む溶液中の両方の元素濃度を1000秒程度の短時間で同時に正確に測定する。NUCEFでは臨界実験用のU及びPuを含む溶液燃料の計量管理及び工程管理に用いるため、HKEDをDOE/原研保障措置技術研究協力協定の下で設置した。本機器は、国及びIAEAによる査察にも使用される予定である。U溶液による校正試験及び長期測定試験を行った。校正結果はDavies&Gray法による結果と0.3%以内で一致した。約1年の長期測定試験では安定した測定結果を得た。またU溶液をセルに密封した校正試料濃度の長期安定性を測定したところ、安定した結果が得られ、この方法を用いた通常査察におけるHKEDの校正が十分可能であることが示された。

報告書

NUCEF分析設備

宮内 正勝; 岡本 久人; 深谷 洋行; 坂爪 克則; 薗田 暁; 中尾 智春; 久保田 政敏; 新妻 泰; 園部 保; 岡崎 修二

JAERI-Tech 96-007, 98 Pages, 1996/02

JAERI-Tech-96-007.pdf:3.32MB

NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY、TRACY)、核燃料調整設備等に係る実験解析分析、核燃料物質の使用に伴う計量管理分析及び設備の安全運転のための工程管理分析を行う分析設備を完成させた。分析設備は、各設備からの分析試料を分析室(I)に搬送するための「気送設備」、グローブボックス間の分析試料、廃液等の密度測定、試料の希釈・分析等を行う「前処理装置」、ウラン・プルトニウム、同位体組成、硝酸、放射能濃度等の「分析機器」、分析試料残液、廃液等を管理する「後処理装置」等から構成されている。本書は、分析設備の設計条件、構成、機器仕様等について詳細にまとめたものである。

論文

Outline and operational experience of the fuel treatment system for criticality safety experiments in NUCEF

梅田 幹; 杉川 進; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 井沢 直樹

Proceedings of ENS Class 1 Topical Meeting; Research Facilities for the Future of Nuclear Energy, 0, p.322 - 329, 1996/00

NUCEFに設置されている臨界実験装置(STACY及びTRACY)では、低濃縮ウラン溶液燃料及びプルトニウム溶液燃料が用いられる。このため、NUCEFにはこれら溶液燃料を取り扱う為の燃料調製設備が設置してある。燃料調製設備の主な機能としては、溶解、希釈、混合、濃縮、精製、貯蔵であり、再処理施設の機能と類似したものである。安全設計では、臨界安全、耐震及び火爆防止を十分考慮されている。NUCEFは1994年に完成し、燃料調製設備において溶解設備、精製設備及び調製設備の各設備で特性試験、機能試験などが行われ、各機器の性能確認及び最適運転条件などに関する運転経験が得られた。本発表では、これらNUCEF燃料調製設備の概要、安全設計及び今までに行われてきた試験、運転の結果及び得られた経験について報告する。

論文

短寿命FP核種による臨界実験装置の出力校正

岡崎 修二

Radioisotopes, 45(10), p.63 - 64, 1996/00

臨界実験装置の出力校正は、装置の安全運転にとって重要な試験のひとつである。溶液燃料を使用するSTACY及びTRACYでは、使用済燃料の破壊法による燃焼率測定と同様な手法を適用し、実際に炉心内で起きた核分裂数を測定することにより出力校正を行った。核分裂により生成する$$^{140}$$Ba、$$^{143}$$Ce及び$$^{103}$$Ruを核分裂モニターとして利用し、試験後数日で5%以内の測定精度で出力評価ができた。

論文

New critical facilities toward their first criticality, STACY and TRACY in NUCEF

外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*

ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00

定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。

論文

動き出す燃料サイクル安全工学研究施設; NUCEF計画の現状と展望

辻野 毅; 内藤 俶孝; 前田 充; 妹尾 宗明; 星 三千男; 井沢 直樹; 竹下 功; 板橋 隆之; 岡崎 修二; 土尻 滋

原子力工業, 40(5), p.9 - 59, 1994/00

本特集は、NUCEF施設の完成を契機に、NUCEF計画のねらい、NUCEFにおける研究計画、建設・整備の経緯、施設の概要と安全性、及びNUCEF計画の今後の展開について、まとめて報告するものである。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:70.06(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

報告書

Determination of Plutonium Isotopic Rations by Ge(Li) $$gamma$$-ray Spectrometry

馬場 宏; 鈴木 敏夫; 中原 嘉則; 八木 秀之; 岡崎 修二

JAERI-M 8450, 44 Pages, 1979/09

JAERI-M-8450.pdf:0.95MB

Ge(Li)$$gamma$$線スペクトロメトリによるプルトニウム試料の非破壊分析を試みた。枝状の金属プルトニウムを測定試料として、試料中に含まれる$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Amの強い低エネルギー放射線を鉛吸収板でカットした状態で$$gamma$$線スペクトルを測定した。得られたスペクトルについて、200KeVから800KeV迄のエネルギー範囲を選び、質量数238から241迄のプルトニウム同位元素や$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am等の核種の存在比を求めるのに適当な13ケのピーク群を設定した。各ピーク群は、その寄与する核種毎に既知の$$gamma$$線核データを基に合成した基本スペクトルを用いて最小自棄フィットを行うことにより解析した。現解析法の信頼性を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Puの純度や核分裂生成物の混合状態等との関連において論じる。

報告書

NSRR実験における試験燃料の発熱量の評価

大西 信秋; 丹沢 貞光; 丹沢 富雄*; 北野 照明*; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 中原 嘉則

JAERI-M 7539, 70 Pages, 1978/02

JAERI-M-7539.pdf:2.04MB

NSRRの燃料破損実験における試験燃料の破損しきい値や破壊しきい値等は燃料の単位UO$$_{2}$$重量あたりの発熱量(cal/gUO$$_{2}$$)によって整理されている。この発熱量の値は実験結果を整理する上でも、安全評価基準を定める上でもきわめて重要な数値であり精度の高い実測値を必要とする。このためNSRR実験ではパルス出力で照射した試験燃料の核分裂生成物の定量測定から核分裂数の絶対値を求め、これより燃料の発熱量を評価した。本稿では核分裂生成物の放射化学分析および化学分析による測定方法、単位核分裂あたりの放出エネルギーに関する評価計算の結果について述べた。

論文

Gamma-ray spectrometry and chemical analysis data of JPDR-I spent fuel

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10

 被引用回数:14

JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および$$gamma$$線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。

論文

Sequential ion-exchange separation of heavy elements and selected fission products for burnup measurement

夏目 晴夫; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 園部 保; 臼田 重和

Journal of Nuclear Science and Technology, 9(12), p.737 - 742, 1972/12

使用ずみ燃料の燃焼率測定を目的とするイオン交換系統分離法を開発した。まず、小量の硝酸とフッ酸をふくむ塩酸を溶離液として陰イオン交換により分族分離する。ついでいくつかの陽イオン交換あるいは陰イオン交換分離過程によって、各族から目的の元素を単離する。本法により単一の試料からウラン、ネプツニウム、プルトニウム、ならびに核分裂生成物としてセシウム、モリブデン、ネオジムなど、燃焼率測定のために定量を必要とする元素をすべて系統的かつ定量的に分離することができる。また、試料溶解のときに分取比モニターとして添加した銅を定量的に回収できることを示した。なお、燃焼率測定のためのルーチン業務におけるイオン交換分離技術の有用性を論じた。

論文

アルカリ滴定による「硝酸ウラナス溶液」中のウラン(IV),(VI),遊離酸およびヒドラジンの定量

江村 悟; 岡崎 修二; 河野 信昭

分析化学, 18(8), p.976 - 980, 1969/00

ウラン(IV)の安定剤として硝酸ヒドラジンを含む硝酸ウラン溶液中のウラン(IV)、(VI)、遊離酸およびヒドラジンの定量法を確立した。分取した試料に硫酸アンモニウムとフッ化ナトリウムを加え、ウラン(VI)をマスクし、ウラン(IV)を四フッ化ウランとして沈殿させたのも、水酸化ナトリウム溶液で遊離酸を、ついで過酸化水素を添加してウラン(VI)の逐次滴定を行なう。一方、別に分取した試料を加湿しながら空気を吹き込みウラン(IV)を酸化する。酸化した溶液に硫酸アンモニウムを加えたのも酸化後の遊離酸を、引き続きホルムアルデヒドを添加してヒドラジンの逐次滴定を行なう。この遊離歌の差からウラン(IV)を求める。本法を湿式再処理プラントの工程管理分析に適用したところ、分析精度は0.4~1.3%であり、管理分析法として満足すべきものであった。

論文

電位差滴定法による硝酸溶液中のプルトニウムの定量

江村 悟; 岡崎 修二

分析化学, 18(10), p.1264 - 1265, 1969/00

プルトニウムはその毒性のため、通常グローブボックス内で取り扱わなければならない。したがってその分析法は精度の高いことはいうまでもなく、操作においても前処理などに煩雑さのないことが望ましい。このような観点から酸化還元滴定法(電位差滴定法)を検討した。この方法に関してはすでに多くの報文があるが、これらの多くは亜鉛アマルガム、クロム(II)などによる還元を利用したものであり、前処理に熟練することが必要であるばかりでなく、試料が硝酸系の場合には硫酸塩、塩酸塩に変えたのも処理しなければならない不便がある。しかしチタン(III)による還元を用いればこのような操作が省略され、かつ精度よくプルトニウムが定量できる。種々の条件を検討したのも、湿式核燃料再処理プラントにおいて精製回収された硝酸プルトニウムの定量に適用し、満足すべき結果を得たので報告する。

論文

定電位電量滴定装置の試作

江村 悟; 岡崎 修二

分析化学, 16(7), p.718 - 720, 1967/00

高精度の電量計はその製作コストが高く、取り扱いにも熟練を要するものと考えられる$$^{1}$$$$^{)}$$$$^{,}$$$$^{2}$$$$^{)}$$。そこでサブマイクログラム量のウランの管理分析用として、定電位電量滴定装置と取り扱いの容易なビーカー型の電解セルを試作した。本装置は電流増幅器とUJTを利用した比較的簡単な電圧-周波数変換器とパルス計数器からなる電量計およびトランジスター式ポテンショスタットから構成されている。本報は試作装置の動作機構,構成回路,電解セルおよび硝酸溶液中びウランの定量結果について述べたものである。

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