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論文

Demonstrative experiments on the migration of radiocesium from buried soil contaminated by the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山口 徹治; 島田 太郎; 石橋 純*; 赤木 洋介*; 黒沢 満*; 松原 諒宜*; 松田 祐紀*; 佐藤 滋芳*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 22(2), p.21 - 27, 2015/12

福島第一原子力発電所事故で汚染された土壌を穴に埋設し、清浄な土壌で覆土すれば、放射性セシウムは汚染土壌から周りの土壌や地下水にほとんど移行しないことは過去の研究から推定できる。本研究では、茨城県美浦村の1つの公園と埼玉県三郷市の2つの公園において一年にわたって核種移行試験を行って、その推定を実証した。実際に汚染土壌を埋設し、散水によって放射性セシウムの移行を加速した。ボーリングコアの切断分析結果や、土壌水の分析結果からは、放射性セシウムの動きは見られなかった。また、実験室におけるカラム移行試験および収着試験によって、放射性セシウムが汚染土壌からほとんど溶け出さないことや、たとえ溶け出しても周囲の土壌に収着されてほとんど移行しないことを示すデータを得た。試験は1年間で終了したが、移流拡散モデルによるシミュレーション解析を100年間について行ったところ、セシウム-137はほとんど移行せずにその場で減衰することが示された。

論文

Resonance characteristics and maximum turn voltage of JT-60SA EF coil

村上 陽之; 木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 山内 邦仁; 島田 勝弘; 寺門 恒久; 松川 誠; 長谷川 満*; 湊 恒明*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.9501405_1 - 9501405_5, 2012/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:29.13(Engineering, Electrical & Electronic)

超伝導コイルの開発において、ターン間絶縁の耐電圧特性は重要な設計パラメータである。しかし実機コイルのターン間電圧は、電源の電圧変動やコイル内の共振現象により、理想的に電圧が分布した場合に比べ局所的にターン間電圧が高くなる危険性が指摘されている。そこで電源の電圧変動を評価するためJT-60SAと同等の大型電源であるJT-60Uの電源電圧測定を実施した。また、コイル内の共振現象を把握するため、EF4ダミーパンケーキを用いた共振特性試験及び数値解析によりEFコイルの共振特性を評価した。これらの結果、実際のターン間電圧は理想的な電圧分布から大きく外れないことが確認できた。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:17 パーセンタイル:72.65(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

報告書

試錐孔閉塞技術の開発

島田 邦明*; 安倍 健一*; 藤井 満*; 棚田 益彰*

JNC TJ7400 2004-019, 203 Pages, 2004/03

JNC-TJ7400-2004-019.pdf:33.81MB

地層処分にかかる試錐孔は,調査から処分場閉鎖後のモニタリングまで,長期間に使用されるが,最終的に閉塞する必要がある。試錐孔閉塞を適切にできなければ孔跡が水みちとなり,天然バリアの性能に大きな影響を与える可能性がある。また,逸水防止対策を施した箇所での水理特性調査や地下水化学組成調査は,測定精度に影響を与える可能性がある。これらについて現状技術の調査・評価を行い,当該技術に関する課題の抽出と課題解決に向けた技術開発手順を検討した。逸泥防止材の水理試験への影響を把握するため,試錐孔を模した孔井モデルおよび模擬逸水層から構成される挙動試験装置を用いた試験を行った。逸泥防止材は,逆流で離脱することが確認され,水理試験への影響は少ないことを示した。 試錐孔閉塞技術の調査は,文献調査と海外ヒアリング調査を行い,閉塞材としてベントナイト粘土,ベントナイトペレット,エタノールベントナイトの3種類,閉塞手法として5種類を抽出した。閉塞材の透水試験では3種類とも10-11 m/secオーダーの低透水性を示し,閉塞材として使用可能と判断された。閉塞手法は,試錐孔の形態や閉塞材に合わせて選択する必要があると考えられる。なお、閉塞後の検証方法は、現状では適した手法がなく研究・開発する必要がある。

報告書

もんじゅ液体廃棄物処理系における蒸気ドレン系水質改善の調査報告

加藤 哲朗; 酒井 伸一; 前川 嘉治; 二之宮 和重; 加藤 一馬; 島田 満*

JNC TN2420 99-003, 75 Pages, 1999/03

JNC-TN2420-99-003.pdf:2.36MB

もんじゅは、平成7年12月に発生した二次主冷却系ナトリウム漏洩事故以来プラントは停止している。プラントは停止中であっても系統の安全確保のため主要機器は冷却等最低限の状態で運転が維持されている。そのためドレン等の廃液は放射性液体廃棄物処理系に移送され、濃縮・減容後プラスチック固化が行なわれる。本処理設備には廃液の蒸発・濃縮を行なう廃液蒸発濃縮器、濃縮器を加熱する廃液加熱器および蒸発・濃縮処理後の蒸気を冷却した凝縮液の脱気を行なう脱気器が設置されている。本報告書は廃液加熱器と脱気器の両機器で熱源として使用している補助ボイラ蒸気ドレン(凝縮水)の水質のうち、導電率の変動現象について、原因調査とその対策について取りまとめたものである。調査の結果、導電率の変動は補助ボイラ給水に脱酸素剤として注入されているヒドラジンの熱分解により発生したアンモニカが原因となっていることが判明した。このため、補助ボイラ給水へのヒドラジン注入方法を見直し、適正なヒドラジン濃度管理を維持することにより本事象が改善され、同時に補助ボイラ給水中のヒドラジン濃度の安定化も図られ、水質管理の向上に寄与することが確認できた。

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