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論文

Morphological reproductive characteristics of testes and fertilization capacity of cryopreserved sperm after the Fukushima accident in raccoon (${it Procyon lotor}$)

小松 一樹*; 岩崎 亜美*; 村田 康輔*; 山城 秀昭*; Goh, V. S. T.*; 中山 亮*; 藤嶋 洋平*; 小野 拓実*; 木野 康志*; 清水 良央*; et al.

Reproduction in Domestic Animals, 56(3), p.484 - 497, 2021/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:88.06(Agriculture, Dairy & Animal Science)

福島第一原子力発電所事故後、野生アライグマは長期的な低線量率被ばくを受けた。捕獲したオスの野生アライグマの精巣の形態的特徴と、凍結保存精子の体外受精能力を調べたところ、長期的・低線量率被ばくはアライグマの生殖特性および機能に悪影響を及ぼしていないことがわかった。

論文

Development of the volume reduction treatment of solid waste system by ultra-high frequency induction furnace

榊原 哲朗; 青山 佳男; 山口 大美; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; Park, J.*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 福田 友幸*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposium 2009 (WM '09) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/03

放射性廃棄物の溶融減容処理において、廃棄物の詳細な分別が不要となる超高周波溶融炉による減容システムを開発した。るつぼ容量10リットルの小型試験装置と、容量30リットルの実証試験装置を用いて数10$$sim$$100kHzの電磁誘導により金属とセラミックスを同時に誘導加熱し溶融固化体を作製した。作製した固化体の健全性を確認するとともに、計算シミュレーションにより算出した炉内の電磁場と流動状況と試験結果とを比較評価した。また、試験データ及び計算評価結果からるつぼ容量100リットルの実用規模設備の設計を実施した。

論文

A Study of plateout fission product behavior during a large-scale pipe rupture accident in a high-temperature gas-cooled reactor

沢 和弘; 村田 勲; 塩沢 周策; 松本 実喜夫*

Nuclear Technology, 106, p.265 - 273, 1994/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:28.11(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉では、通常運転時に燃料から微量の核分裂生成物が放出され、沈着性の核分裂生成物は1次冷却系内面に沈着する。減圧事故時には、沈着した核分裂生成物が化学的又は物理的な力で離脱する可能性がある。この離脱量は、環境被ばくへの潜在的な危険性を有しているため重要である。そこで、大口径破断事故によって生じる急速減圧状態下における核分裂生成物の挙動を解明するために、ブローダウン試験、拭取り試験及びリーチング試験を行った。これらの試験の結果、沈着核分裂生成物の離脱は、急速減圧状態では、脱着によって生じるだけでなく、金属表面の微細構造の剥離等の物理的作用によっても生じることが分かった。従って、この離脱割合は沈着核分裂生成物の金属母材中または酸化皮膜への侵入割合に依存すると考えられる。

論文

Analysis of control rod reactivity worths for AVR power plant at cold and hot conditions

山下 清信; 村田 勲; 新藤 隆一; 徳原 一実*; H.Werner*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(5), p.470 - 478, 1994/05

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

反射体制御棒の反応度価値の解析方法を検証するため、AVR動力プラントの高温および低温状態の制御棒価値の解析を行った。解析では、黒鉛突起部に挿入した制御棒の実効群定数を得るため、群定数を中性子束で重みずけする方法を使用した。制御棒価値は、高温工学試験研究炉(HTTR)用の核特性解析コードを用いて計算した。高温および低温状態の制御棒価値の実験値は、それぞれ6.81および6.47%$$Delta$$$$rho$$であった。高温および低温状態の実験値と解析値の差は、それぞれ10及び2%であった。本結果より、ここで用いた解析方法によりAVRの制御棒価値を十分正確に予測でき、更に小型高温ガス炉の反射体制御棒の核設計に使用できることが明かとなった。

論文

燃料用燃料球と増殖用燃料球を用いたペブルベッド型高温ガス炉による兵器級プルトニウムの消滅

山下 清信; 徳原 一実*; 新藤 隆一; 村田 勲; 七種 明雄

日本原子力学会誌, 36(9), p.865 - 868, 1994/00

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

解体核兵器から出るプルトニウムの処理方法として、ウラン(U)等の親物質と混合した燃料を軽水炉等で燃焼する方法が提案されている。この場合、核変換によって生成した核分裂性物質を有効利用するためには、使用済燃料を繰り返し再処理する必要がある。そこで、燃料をPuからなる燃料球(消滅用燃料球)と親物質からなる燃料球(増殖用燃料球)に分離し、これらをペブルベッド型高温ガス炉の炉心内に混在させて燃焼させ、更に連続的交換することにより、Puを有効的に消滅する方法を考案した。この方法では、消滅用燃料球の$$^{239}$$Puは初期値の1%以下まで消滅でき、消滅用燃料球を直接廃棄できる。また、増殖用燃料球の燃焼は極めて緩慢であるため、健全性が保たれる限り繰り返し使用し再処理の回数を少なくすることができる。ここでは、Pu消滅率、消滅用燃料球1個の最大Pu装荷量等について述べる。

論文

Optimization of power distribution to achieve outlet gas-coolant temperature of 950$$^{circ}$$C for HTTR

山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(5), p.472 - 481, 1992/05

日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950$$^{circ}$$Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力近くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計にこれを適用した場合の設計結果について述べたものである。

論文

Optimization of power distribution to achieve outlet gas-coolant temperature of 950$$^{circ}$$C for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)

山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.419 - 424, 1991/00

日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950$$^{circ}$$Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力低くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計に適用した結果について述べるものである。

報告書

高温工学試験研究炉の反応度係数の評価

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 中川 繁昭; 中田 哲夫*; 徳原 一実*

JAERI-M 90-008, 49 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-008.pdf:1.17MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)のドプラ係数、減速材温度係数及び出力係数の評価方法及びその結果についてまとめたものである。本評価より、燃焼末期の中間出力運転状態で減速材温度係数が$$^{135}$$Xe及び$$^{239}$$Puの蓄積により僅かに正となるガドプラ係数と総合した出力係数は負であり、本原子炉は固有の出力制御特性を有することが明らかとなった。

報告書

高温工学試験研究炉における炉内ウラン濃縮度配分及び反応度調整材の最適設計

山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 丸山 創; 徳原 一実*

JAERI-M 89-118, 67 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-118.pdf:1.65MB

日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉(熱出力30MW)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950$$^{circ}$$Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くすることが必要である。このため、ウラン濃縮度配分の調整による径方向出力分布及び軸方向温度分布の平坦化により、原子炉出口冷却材温度が950$$^{circ}$$Cの条件下で燃料最高温度が制限値以下となる燃料配分を系統的に定めた。反応度調整材の諸元は、燃焼を通して炉心の余剰反応度が必要最小限となるように定め、制御棒の挿入により出力分布が歪まないようにした。本報は、この燃料最高温度低減のための系統的な燃料配分の設計手順及び設計結果について述べる。

報告書

Experimental results of JAERI in the Canadian HT field release study of June 10, 1987

村田 幹生; 野口 宏; 松井 智明; 大畑 勉; 大越 実; 関 一成; 赤石 準; 天野 光; 上野 隆; 笠井 篤

JAERI-M 88-232, 83 Pages, 1988/11

JAERI-M-88-232.pdf:2.2MB

1987年6月にカナダチョークリバ原子力研究所敷地において、トリチウムガス(HT)の野外放出実験が、日、加、米、仏、西独、スェーデンの協力のもとに行われた。本報告書は、実験の位置づけ、目的を述べるとともに、原研が行った実験の項目、方法および成果をまとめたものである。30分間にわたって放出された約100Ciのトリチウムガス(HT)を対象にして、空気中での拡散状態、土壌への沈着、土壌中でのHT$$rightarrow$$HTOへの転換、土壌中HTOの移行、蒸発および空気中水分との交換、松葉への移行等について調べた。これらの実験から移行に関するパラメータ値を明らかにすることができた。

論文

ニュークリア・フローティング・アイランド構想に関する検討評価

村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実; 片山 正敏*

日本原子力学会誌, 23(2), p.34 - 42, 1981/00

人口密度が高く、大部分の海岸が何等かの形で利用されている我国にとって、原子力施設の新立地を求めてゆくことは今後ますます難かしくなるものと予想されている。 このため、新立地として多くの利点が考えられる、海上立地について技術的可能性に関する調査検討を行なった。その結果、沖合20km、水深150m程度の海域に100万kWe級のPWRを搭載する海上プラントを建造することは可能で、その面積は140m$$times$$140m、総排水量は29万8千トン程度になり、海上での動揺安定性も良好である、との見通しが得られるに至った。また、海上プラントで生産される2次エネルギーを海底ケーブル等で陸地に輸送する方式についても調査検討を行った結果、技術的に可能であるとの見通しが得られた。

報告書

ニュークリア・フローティング・アイランド構想に関する検討評価

村田 浩; 武谷 清昭*; 両角 実

JAERI-M 8559, 91 Pages, 1979/11

JAERI-M-8559.pdf:3.1MB

我が国のエネルギー源が大幅な石油依存から脱却するには当面原子力以外考えられないにもかかわらず、人工密度の高い我が国において原子力施設の立地は今後深刻な問題になるものと予想される。そこで新立地として我国をとり囲む海上に原子力エネルギーセンタを置く構想を検討し、その技術的可能性について調査、検討を行った。前提として、日本の沖合い20km、水深150mの海域に現存最大規模の加圧水型原子力発電所を置くことを想定した。この海上プラントは半潜水式の浮体を海底に係留する方式が適当で、面積は140m$$times$$140m、総排水量は約30万トンとなり、現在の技術の延長で建造し得ることが分った。又、このような海上プラントで生産される2次エネルギーを陸上に輸送する方式についても見通しが得られた。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,1; 基礎試験:金属・セラミックスの同時溶融

山口 大美; 宮本 泰明; 青山 佳男; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*

no journal, , 

約150kHzの電磁誘導によりコンクリート,ガラス等のセラミックスも直接自己加熱可能な「超高周波誘導炉」を用いてセラミックスも金属も同時に溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めた。小型の超溶融試験装置を使用して基礎試験を実施し、金属とガラス等のセラミックスが同時に減容処理可能であり、溶融によって作製した固化体も健全であることを確認した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,2; 基礎試験,インキャン溶融試験

宮本 泰明; 山口 大美; 青山 佳男; 西川 雄*; 佐々木 尚*; 村田 実*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*

no journal, , 

超高周波誘導炉を用いてセラミックスも金属も同時に溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めた。小型の超溶融試験装置を使用して基礎試験を実施し、るつぼの適用性評価を行い、酸化物るつぼが適用できる見通しを得た。これにより、超高周波誘導炉による金属とガラス等のセラミックスのインキャン溶融が可能であることを確認した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,3; 基礎試験,焼却・溶融一括処理試験

山口 大美; 宮本 泰明; 青山 佳男; 西川 雄*; 佐々木 尚*; 村田 実*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*

no journal, , 

超高周波誘導炉を用いてセラミックスも金属も同時に溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。小型の超溶融試験装置により焼却・溶融一括処理試験を実施し、急激な燃焼反応を制御しながら同時処理が可能であることを確認した。また、有害な排ガス成分のサンプリングを行い、各成分の移行挙動を評価した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,4; 実証炉の概要

山口 大美; 宮本 泰明; 榊原 哲朗; 花本 行生; 青山 佳男; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 室井 正行*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。小型の超高周波誘導試験装置による試験で得られた基礎データやシミュレーションを活用して実用規模の超高周波誘導試験装置を設計・製作し、試運転を行いその機能を確認した。この試験装置の概要について報告する。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,5; 実証試験,溶融性能確認試験

山口 大美; 宮本 泰明; 榊原 哲朗; 花本 行生; 青山 佳男; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 室井 正行*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。実用規模の超高周波誘導試験装置を使用して実証試験を実施し、雑固体廃棄物を模擬した試料をインキャン溶融方式で溶融し作製した溶融固化体を評価して雑固体廃棄物を溶融処理できることを確認した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,6; 実証試験,核種移行挙動

青山 佳男; 山口 大美; 宮本 泰明; 榊原 哲朗; 花本 行生; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 室井 正行*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。実用規模の超高周波誘導試験装置を使用して実証試験を実施し、雑固体廃棄物を模擬した試料に模擬核種を添加して溶融し作製した溶融固化体や排ガスダストなどを分析して核種移行挙動を確認した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,7; 実証試験,焼却・溶融性能試験

青山 佳男; 山口 大美; 榊原 哲朗; 花本 行生; 村田 実*; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 谷口 尚司*; 島崎 真一*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を行った。実規模の試験装置を使用して可燃/難燃物の炉内焼却と焼却灰溶融の同時処理試験を行い、単一の溶融炉で焼却と溶融を一括して処理することができ、廃棄物分別負荷の軽減に寄与できることを確認した。また亜鉛などの揮発性元素の挙動を把握した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,8; 実証試験, 溶融固化体物性評価

青山 佳男; 山口 大美; 榊原 哲朗; 花本 行生; 村田 実*; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 谷口 尚司*; 島崎 真一*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を行った。実用規模の試験装置を使用して製作した溶融固化体の密度,均質性などの固化体特性評価と模擬核種の浸出試験を行い、処分廃棄体としての健全性を確認した。また、核種の浸出メカニズムについても考察した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,9; 実用大型システム設計

青山 佳男; 山口 大美; 榊原 哲朗; 花本 行生; 村田 実*; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 谷口 尚司*; 島崎 真一*; Park, J.*; et al.

no journal, , 

超高周波誘導炉による放射性廃棄物減容処理システムの開発を行った。実用規模の試験装置で得られた焼却溶融性能試験結果に基づき、より大きな実用処理炉の挙動をシミュレーションし、それが実現可能であることを評価した。また、安全性・経済性に関しても考察を行った。

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