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論文

Atmospheric modeling of $$^{137}$$Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07

 被引用回数:24 パーセンタイル:70.42(Meteorology & Atmospheric Sciences)

日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出された$$^{137}$$Csの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中$$^{137}$$Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、$$^{137}$$Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算$$^{137}$$Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算された$$^{137}$$Cs沈着量の高い場所は$$^{137}$$Csプルームの経路と一致していたが、大気中$$^{137}$$Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、$$^{137}$$Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。

論文

Neutron scattering study of yttrium iron garnet

社本 真一; 伊藤 孝; 大西 弘明; 山内 宏樹; 稲村 泰弘; 松浦 直人*; 赤津 光洋*; 樹神 克明; 中尾 朗子*; 茂吉 武人*; et al.

Physical Review B, 97(5), p.054429_1 - 054429_9, 2018/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:66.02(Materials Science, Multidisciplinary)

イットリウム鉄ガーネットの核および磁気構造と全マグノン分散を中性子散乱により調べた。低エネルギーの分散は強磁性マグノンで期待されるように14meVまで2次関数の分散を示した。$$q$$積分した動的磁化率$$chi$$"($$E$$)の虚部は低エネルギーで平方根のエネルギー依存性を示した。$$chi$$"($$E$$)から絶対値でマグノン状態密度を求めた。その値は理論的に予想されるマグノン分散でひとつのカラリティーモードに対応する。

論文

MOX燃料施設から発生するプルトニウム系固体廃棄物の焼却技術

柴田 祐一

原子力eye, 57(6), p.60 - 63, 2011/06

高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用のMOX燃料製造に伴い、プルトニウムで汚染したさまざまな固体廃棄物が発生する。これらの固体廃棄物は処分方法が確定するまでの間、当該サイトに保管している。保管の際の管理の合理化及び処分時のコストを低減するため、廃棄物の発生量の低減だけではなく、減容処理が必要となっている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、MOX燃料製造開始当初から固体廃棄物の減容技術の開発を行ってきた。それらの成果の集大成としてプルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)を建設し、減容技術の実証試験を行ってきた。実証試験において実廃棄物を処理して得られた知見を元に、MOX燃料製造設備から発生する廃棄物に最適化した焼却技術を新たに開発した。本稿ではMOX燃料製造設備から発生する廃棄物の焼却処理技術について述べる。

論文

プルトニウム廃棄物処理開発施設の概要と減容・安定化処理の運転実績

柴田 祐一; 植田 晴雄; 佐藤 俊一; 福井 雅裕; 五来 弘康*; 田村 哲郎*

デコミッショニング技報, (29), p.2 - 12, 2004/03

プルトニウム廃棄物処理開発施設は,MOX燃料製造施設等から発生するプルトニウム系放射性固体廃棄物を焼却・溶融等による実証試験を通し,減容・安定化処理を行なうことを目的に1987年11月から実廃棄物を用いた処理運転を開始し、16年にわたり処理実績を積み上げてきた。プルトニウム廃棄物処理開発施設は,多種のプルトニウム系放射性固体廃棄物に対応できる処理設備を一建家内に有機的に配置した国内唯一の施設であることから,今後も減容・安定化処理を継続するとともに他方面の協力を得ながら,処理設備としての技術の確立及び処理プロセスの高度化に向けた技術開発を行う計画である。

論文

Design of a new MOX powder transport packaging to support FBR cycle development mission

山本 清明; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 北村 隆文; 紙野 善和*; 嶽 徳夫*

Proceedings of 14th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/00

FBR常陽およびもんじゅ用のMOX原料粉末を、日本原燃(株)六ヶ所再処理施設からプルトニウム燃料製造施設まで輸送する輸送容器設計の概要について報告する。

論文

「もんじゅ」ブランケット取替用燃料集合体輸送容器の開発

柴田 寛; 大内 祐一朗; 松崎 壮晃; 奥田 芳久

動燃技報, (96), p.29 - 32, 1995/00

None

論文

STUDY OF ACCIDENT ENVIRONMENT DURING SEA TRANSPORT OF NUCLEAR MATERIAL : ANALYSIS OF AN ENGINE ROOM FIRE ON A PURPOSE BUILT SHIP

山本 清明; 北村 隆文; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 伊藤 透

IAEA,CRP, , 

本解析の目的は、特殊専用船に積載された輸送物の機関室火災による熱的影響を決定することにある。輸送物は、船の船倉内に積載された輸送コンテナ内に設置されると仮定する。船舶は、5つの船倉を有しているものの、核燃料輸送のためにはそのうちの4つの船倉のみが用いられ、機関室に隣接した第5船倉は、実際には、付随的な装置を保管するために用いられた。この研究目的のために、保守的な解析として、核燃料は第5船倉にも入れられて輸送されると仮定し、機関室火災による熱にさらされるものとした。船倉と機関室は、水で満たされた隔壁(水密隔壁)によって隔たれている。本研究では、機関室火災により、熱せられて水密隔壁内の水を蒸発させ、ついには水密隔壁内の水がなくなった場合の熱伝達の評価、及び、輸送物中の樹脂製シール材近傍の温度評価を対象としている。

論文

STUDY OF ACCIDENT ENVIRONMENT DURING SEA TRANSPORT OF NUCLEAR MATERIAL : PROBABILISTIC SAFETY ANALYSIS OF PLUTONIUM TRANSPORT FROM EUROPE TO JAPAN

山本 清明; 北村 隆文; 柴田 寛; 大内 祐一朗; 伊藤 透

IAEA,CRP, , 

本報告書の目的は、欧州と日本間のプルトニウム輸送の安全性を評価するために用いられた解析手法を文書化することにある。この安全性は、港湾近傍の高密度密集地域の過酷な輸送事故確率を評価することによって明確に表される。また、本報告書は、国際原子力機関(IAEA)の調整研究プログラム(CRP)に提出され、放射性物質の海上輸送に係る情報を提供するものである。

口頭

核物質輸送の核物質防護システム評価手法

柴田 寛; 北村 隆文; 大内 祐一朗

no journal, , 

核物質輸送や核燃料施設における防護対策については、国が策定する設計基礎脅威(DBT)をもとに核物質防護システム(PPS)の脆弱性等を評価してPPS全体として均衡のとれた適切な対策を措置することが重要である。本発表では、米国サンディア研究所との共同研究成果として、米国のPPS設計評価プロセスに基づいて核分裂性物質の陸上輸送を評価事例に実際的なアプローチを試みたのでその取組み概要について紹介する。

口頭

難燃性廃棄物焼却設備の実証試験,2

柴田 祐一; 田村 正則; 佐藤 俊一; 飯村 泉; 薄井 和也

no journal, , 

プルトニウム燃料製造施設から発生する塩化ビニルやネオプレン製グローブ等の放射性難燃性廃棄物(以下「難燃物」という)を焼却処理して減容・安定化するため、水冷ジャケット式の焼却設備を設計・製作し、実廃棄物を用いたホット試験を実施している。本焼却設備において、難燃物を焼却することによりPbCl$$_{2}$$及びZnCl$$_{2}$$等が廃ガス冷却部で凝結し、大部分は2次C.F.で捕集されるが、長期間焼却を継続することで一部は廃ガス冷却部に堆積することが確認され、その部位を特定した。また、分析の結果、堆積物の化学組成を同定し、その生成過程について知見を得た。

口頭

Demonstrated operation of chlorine contained waste incineration system for TRU contaminated wastes

柴田 祐一; 田村 正則; 飯村 泉; 薄井 和也

no journal, , 

プルトニウムに汚染された可燃物,不燃物と難燃物の固形廃棄物は、日本原子力研究開発機構(JAEA)において、MOX燃料製造に伴い発生する。難燃性廃棄物の焼却は、さまざまな問題(例えば廃ガス処理系に対する詰まり及び機器の腐食)を引き起こす。JAEAでは難燃性廃棄物のために新しいタイプ焼却システムを設計して、製作した。焼却システムは、2002年6月から稼働している。ここまで処理されたプルトニウム系固形廃棄物は、216m$$^{3}$$(30トン)に達する。減容率は、およそ45(減重比は、およそ12)であった。飛灰と排気ガス中の揮発性の塩化物は、セラミックフィルタによる濾過との逆洗によって捕集された。本焼却システムは、その気密性を維持することで作業環境における汚染なしで運転を行うことができた。長期の運転の結果、腐食による有意な機器の損傷は観察されなかった。

口頭

Preparation for MOX powder sea transport by JAEA

大内 祐一朗; 北村 隆文; 柴田 寛; 嶽 徳夫*; 紙野 善和*; 川原 康博*

no journal, , 

原子力機構では、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」用取替燃料製造用原料のMOX粉末を、2014年頃に青森県六ヶ所村にある日本原燃六ヶ所再処理工場(RRP)より調達することを計画している。新規輸送容器の開発及び核物質防護区分Iに対応できる輸送システムの整備を実施している。新規輸送容器の設計は2002年より開始された。輸送容器の安全性及び安全解析手法の妥当性の確認を目的に、2007年から2009年にかけてフルスケールの原型容器を用いて、RRPでのハンドリング試験,収納物模擬発熱体を用いた伝熱試験,IAEA輸送規則TS-R-1で定められているBU型核分裂性輸送物の技術基準に従った安全性実証試験を実施した。船舶積載を目的に、設計した輸送物を収納するための輸送コンテナの設計を実施した。また、海上輸送時の安全性評価の一環として、MOX粉末の海上輸送時の環境影響評価についても実施した。

口頭

Future perspective for MOX transport based on experience in JAEA

北村 隆文; 田所 昇; 柴田 寛; 大内 祐一朗

no journal, , 

原子力に関する基礎研究及び核燃料サイクルを推進している原子力機構は、前身のJAERI及びJNC(PNC)の時代より高速炉用MOX燃料や粉末,試験研究炉用の照射済MOX燃料やウラン燃料要素など、多種多様な核物質の輸送を実施している。本論文では、MOX燃料及び粉末の輸送経験を紹介し、輸送の技術及びシステムなどの輸送技術や、国内外の動向を踏まえ緊急時計画及び品質保証などにも触れつつ、今後のMOX輸送の展望について考察する。

口頭

Operational experience of chlorinated compounds waste incineration system for plutonium contaminated wastes

柴田 祐一; 飯村 泉; 薄井 和也

no journal, , 

JAEAではMOX燃料製造施設から発生する可燃物及び含塩素廃棄物を焼却する新しい焼却設備を設計・設置した。この焼却施設は2002年6月から実証試験を開始し、今日までに約6000時間の運転で46.4トン(290m$$^{3}$$)の実廃棄物の処理を行った。本焼却設備において揮発性の塩化物の排ガス処理設備への堆積が課題となったが、堆積物の除去技術を開発したことで、継続的な運転ができることを確認した。

口頭

JAEAの経験に基づくMOX輸送の将来展望

北村 隆文; 田所 昇; 大内 祐一朗; 柴田 寛

no journal, , 

原子力基盤研究及び核燃料サイクルを推進している原子力機構は、その前身の日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構(動力炉・核燃料開発事業団)の時代より高速炉用MOX燃料や粉末、試験研究炉用の照射済MOX燃料やウラン燃料要素など、多種多様な核物質の輸送経験を培ってきた。本論文では、MOX燃料及び粉末の輸送における経験を紹介するとともに、輸送方法に関する技術及びシステムや、国内外の傾向を踏まえ策定した緊急時計画及び品質保証などに触れつつ、MOX輸送の将来展望について考察する。

口頭

再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究,7; ホット試験

山根 祐一; 天野 祐希; 柳田 佳徳; 川崎 泰; 佐藤 真人; 早坂 裕美; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 上田 吉徳*; et al.

no journal, , 

高レベル濃縮廃液が設計上の想定を超えて、沸とうして乾固状態に至る過程における放射性物質の放出挙動に係るデータを取得している。本稿では、小規模の試験装置により100mLの実廃液を電気炉で加熱して、300$$^{circ}$$Cに達するまでの放射性物質の放出量を測定し、その放射性物質の廃液中での初期濃度との関係を調べた結果を報告する。

口頭

再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究,8; コールド工学試験

阿部 仁; 真崎 智郎; 渡邉 浩二; 鈴木 慎也; 田代 信介; 天野 祐希; 山根 祐一; 吉田 一雄; 内山 軍蔵; 上田 吉徳*; et al.

no journal, , 

再処理施設における高レベル濃縮廃液の蒸発・乾固事故時の放射性物質の放出・移行特性を検討してきた。揮発性の観点からRuは公衆への影響評価上で重要な元素である。気相部の温度や雰囲気組成を一定の条件で制御できる試験装置を用いて、高レベル濃縮廃液・乾固物から気相へ移行する際にRuがとる化学形と考えられるRuO$$_{4}$$の移行経路での移行挙動データを取得した。その結果、再処理特有の気相条件(硝酸蒸気共存)下では、RuO$$_{4}$$は気相中での熱分解やガラス壁面への沈着を経ず気相中を移行することがわかった。

口頭

難燃性廃棄物焼却設備の実証試験,4

牧 翔太; 柴田 祐一; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔; 大澤 隆康

no journal, , 

原子力機構では、難燃性廃棄物焼却設備においてプルトニウム燃料施設から発生する塩化ビニルやネオプレン製グローブ等の塩素を含有する放射性の難燃性廃棄物を焼却処理により減容・安定化するため、水冷ジャケット式の焼却設備を設計・製作し、現在実廃棄物を用いたホット試験を実施している。設備の運転に伴い、フッ素含有廃棄物焼却時にスクラバに澱物の発生を確認した。この時のスクラバ水をICP分析した結果、通常時と比較してSi濃度が20倍以上であることが分かった。また、澱物をXMA分析した結果、澱物からもSiが検出された。これは、セラミックフィルタを保護しているSiO$$_{2}$$粉末がフッ素廃棄物焼却時に発生するフッ化水素と反応することによりフッ化ケイ素ガスが発生し、後段のスクラバで回収されたものと考えられる。原子力施設内の難燃性放射性廃棄物焼却設備におけるフッ素化合物焼却時の影響及び澱物の構成成分やその生成過程についての知見を得ることは、設備を安全に、かつ、安定した運転を行う上で極めて有用である。本件では、フッ素含有廃棄物焼却時の設備への影響を確認するとともに、今後のフッ化物含有廃棄物焼却時の対策について報告する。

口頭

難燃性廃棄物焼却設備の実証試験,2; 長期使用に向けての機器の更新について

横須賀 一裕; 牧 翔太; 福井 雅裕; 柴田 祐一; 家村 圭輔; 大澤 隆康

no journal, , 

原子力機構では、難燃性廃棄物焼却設備においてプルトニウム燃料施設から発生する塩化ビニルやネオプレン製グローブ等の塩素を含有する放射性の難燃性廃棄物を焼却処理により減容・安定化するため、水冷ジャケット式の焼却設備を導入し、コールド・ホット試験を実施してきた。試験運転に伴い、配管等の内部に表面処理された耐食材料であるセラミックコーティングの損傷や耐火物の損傷が確認された。そのため、試験運転の結果を基にセラミックコーティングの使用箇所の見直しや耐火物の更新を実施することにより、設備が継続的に使用可能な状態にあることを確認できた。今後も配管、機器及び耐火物の寿命評価を行い、設備の長期的な運転に向けてこれらの更新方法を確立する。

口頭

Y$$_{3}$$Fe$$_{5}$$O$$_{12}$$の低エネルギースピン波

社本 真一; 松浦 直人*; 赤津 光洋*; 伊藤 孝; 森 道康; 梶本 亮一; 河村 聖子; 柴田 薫; 根本 祐一*; 前川 禎通

no journal, , 

スピントロニクスでよく用いられる磁性体のY$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$(YIG)のスピン波の動的磁化率$$chi"(E)$$を絶対値で求めたので報告する。

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