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論文

Study on criticality safety control of fuel debris for validation of methodology applied to the safety regulation

須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大; 山根 祐一; 井澤 一彦; 長家 康展; 菊地 丈夫; et al.

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10

2011年の福島第一原子力発電所の事故により発生した燃料デブリの臨界安全性評価において採用される手法の妥当性を臨界実験で得られたデータに基づいて検証するため、NRAからの委託により原子力機構は2014年から関連研究開発プロジェクトを実施している。このプロジェクトにおいては、i)燃料デブリの臨界特性の網羅的計算とデータベース化(燃料デブリ臨界マップの開発)、ii)新しい連続エネルギーモンテカルロコードの開発、iii)臨界事故の評価、iv)臨界安全性評価手法の検証実験のための臨界集合体STACYの改良などが行われている。前回のICNC2019以降、本プロジェクトは2024年5月に正式運転を開始するSTACYの改造やパワースペクトルに準拠した空間ランダム分布を持つ物質の臨界計算に適したモンテカルロコード「Solomon」の開発で大きな進展があった。本発表では、この研究開発プロジェクトの全体像と各技術トピックの状況について紹介する。

論文

Studies of high density baryon matter with high intensity heavy-ion beams at J-PARC

佐甲 博之; 原田 寛之; 坂口 貴男*; 中條 達也*; 江角 晋一*; 郡司 卓*; 長谷川 勝一; Hwang, S.; 市川 裕大; 今井 憲一; et al.

Nuclear Physics A, 956, p.850 - 853, 2016/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:65.93(Physics, Nuclear)

We are designing a large acceptance heavy-ion spectrometer at J-PARC based on a Toroidal magnet to measure hadrons, lepton pairs, and event-by-event fluctuations. We are also designing a closed geometry spectrometer to measure hypernuclei to study weak decays and magnetic moments. In this presentation, the preliminary version of the designed acceleration scheme, as well as the spectrometers and their expected performance and physics results are presented.

報告書

水蒸気改質処理法によるウランを含有する廃TBP/n-ドデカンの長期連続処理

曽根 智之; 中川 明憲; 小山 勇人; 郡司 清; 野中 一晴; 佐々木 紀樹; 田代 清; 山下 利之

JAEA-Technology 2009-023, 33 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-023.pdf:8.11MB

水蒸気改質処理法は、有機廃棄物を過熱水蒸気で分解・ガス化させ、ウラン等の非揮発性の放射性核種を有機物と分離したのち、ガス化した有機物を高温空気で酸化分解するものである。ウランを含有する約2500Lの廃TBP/n-ドデカンの処理を実施し、長時間処理における装置性能を評価した。この結果、長期処理においても、装置内温度が設計通りに制御されること,排ガス中のCO濃度及びNOx濃度は規制値未満に制御されること,排ガス処理系へのウラン移行率及び廃TBP/n-ドデカンのガス化率は短時間処理と同等の性能を維持すること等が確認された。水蒸気改質処理法は廃TBP/n-ドデカンの長時間処理に対して安定した運転が可能で減容効果も高い処理技術であることが示された。

論文

Establishment of a clean laboratory for ultra trace analysis of nuclear materials in safeguards environmental samples

半澤 有希子; 間柄 正明; 渡部 和男; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 郡司 勝文*; 桜井 聡; 高野 清之丞*; 臼田 重和; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.49 - 56, 2003/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.71(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は、ISOクラス5の清浄度を持つクリーンルーム施設として、高度環境分析研究棟(CLEAR)を整備した。本施設は保障措置,包括的核実験禁止条約遵守検証及び環境科学にかかわる研究を目的として、環境試料中の核物質の分析を行うための施設である。本施設は、外部からの汚染を避けるというクリーンルームの要件と、日本の法規に従って核物質を使用するため、放射性物質を施設内に閉じこめるという、相反する要件を両立するように設計した。本施設は湿式化学処理、機器分析及び粒子試料の処理を行えるものとした。核物質を取り扱うための清浄な作業面を確保するため、クリーンフードを特別に設計した。腐食性の酸の使用のため、建設資材の選択に多大な注意を払った。クリーンルームの性能及び実験室における分析上のバックグラウンドについて議論した。本施設はIAEAネットワーク分析所に参加するのに申し分ない仕様を持っており、環境試料中のサブピコグラムレベルの極微量核物質分析が可能になった。

論文

日本原子力研究所における環境サンプリングへの取り組み状況

西村 秀夫; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 高橋 司; 郡司 勝文; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 鶴田 保博; 津田 申士; et al.

平成11年度保障措置セミナーテキスト, p.95 - 107, 2000/01

IAEAの「93+2計画」に基づく重要な施策の一つとして保障措置環境試料分析法が導入された。これに対応するためには、クリーンルームを備えたクリーン化学分析所を整備するとともに、環境試料分析技術を開発することが必要である。このため、原研では、1996年から、極微量核物質分析技術の開発のための調査を開始し、1998年からは、高度環境分析研究棟(クリーン化学分析所)の設計,建設,分析機器等の整備に着手するとともに、極微量核物質分析技術の予備試験を開始した。また、本施設は、IAEAネットワークラボとしてIAEA保障措置に貢献するとともに、CTBT公認実験施設として、また、環境科学研究等のための基礎研究施設としても利用する計画である。本講演では、保障措置環境試料分析法確立計画について、その現状と課題について述べる。

論文

Present status of JAERI's project on the development of environmental sample analysis techniques

臼田 重和; 安達 武雄; 渡部 和男; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 軍司 秀穂; 鶴田 保博; et al.

Proceedings of Seminar on Strengthening of Safeguards: Integrating the New and the Old, p.477 - 481, 2000/00

IAEAは、新保障措置制度における重要施策の一つとして、環境試料分析法の導入を決定した。これは、原子力関連施設の内部及び周辺の環境試料を採取し、その中に含まれる極微量のウランやプルトニウムの同位体比を求めることにより、未申告原子力活動を検知しようという新たな保障措置手法である。これに対応するため、原研ではクリーン化学実験施設「高度環境分析研究棟」を整備し、おもに保障措置環境試料中の極微量核物質の分析技術を開発する計画を進めている。本発表では、計画の概要と高度環境分析研究棟の整備及び分析技術の開発の現状、さらに他分野への利用方法について報告する。

論文

Program to develop analytical techniques for ultra trace amounts of nuclear materials in environmental samples

半澤 有希子; 間柄 正明; 江坂 文孝; 渡部 和男; 臼田 重和; 郡司 勝文; 安田 健一郎; 高橋 司; 西村 秀夫; 安達 武雄; et al.

Proceedings of the Institute of Nuclear Materials Management 40th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 1999/00

保障措置強化・効率化の手段として導入された環境試料分析法確立のため、環境試料中の極微量核物質の分析技術開発に着手した。バルク分析では試料を化学処理し、誘導結合プラズマ質量分析計及び表面電離型試料分析計を用いてUやPuの同位体比測定を行う。パーティクル分析では、全反射蛍光X線分析によりスワイプ試料中の核物質の有無をチェックし、電子プローブマイクロアナライザにより粒子の元素組成分析と形状観察を行い、二次イオン質量分析計により個々の粒子に含まれるUやPuの同位体比を測定する。さらに、試料のスクリーニング技術やQA/QCの方法の確立も課題である。技術開発と試料分析のため、米国DOEとの協力の下、高度環境分析研究棟(クリーンラボ)の設計を行った。このラボ及び開発された分析技術は保障措置目的のほか、CTBT遵守・検証や環境科学にかかわる研究にも応用する計画である。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」燃料取扱設備の運転・保守経験(5)

関口 峰生*; 原田 正之*; 松本 正樹*; 弓井 忠雄*; 清水 克彦*; 安 哲徳*; 郡司 泰明*

PNC TN9410 87-124, 392 Pages, 1987/09

PNC-TN9410-87-124.pdf:11.38MB

高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は、昭和49年10月据付完了後、順次フェーズを変え全55項目にも達する厳密な性能試験が行われ、設備機能並びに取扱性能の確認がなされた。その後、昭和53年7月に50MWを達成、昭和54年7月75MW、そして昭和58年3月に100MWを達成し、照射用炉心としての運転が開始され、現在に至っている。燃料取扱設備においても、その間、燃料取替計画書に従って約600体の燃料交換作業と5回の定期点検を行ってきた。本報告書は、先に発行した『高速実験炉「常陽」照射用炉心移行作業報告書』(SN-94183-27)の続編として、昭和58年1月より昭和60年12月までの燃料取扱設備の運転保守経験をとりまとめたものである。

報告書

1.照射用炉心構成作業の実績: 2.照射用炉心構成作業におけるデータ集

佐藤 勲雄*; 中村 和夫*; 藤枝 清*; 伊藤 秀明*; 郡司 泰明*; 横田 淑生*; 岩田 秀三*

PNC TN941 83-27VOL2, 456 Pages, 1983/02

PNC-TN941-83-27VOL2.pdf:20.9MB

高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は照射用炉心構成作業に伴い、昭和57年1月初旬から12月末にかけて、これまでに経験したことのない多量の炉心構成要素を取扱った。ここでは、これらの炉心構成要素取替実績を示すとともに、燃料取扱設備データバンキングシステム(DBS)で得られたデータを掲載する。今後の燃料取扱設備の運転の参考となれば幸いである。

報告書

高速実験炉「常陽」照射用炉心移行作業報告書

佐藤 勲雄*; 中村 和夫*; 藤枝 清*; 伊東 秀明*; 郡司 泰明*; 横田 淑生*; 岩田 秀三*

PNC TN941 83-27VOL1, 827 Pages, 1983/02

PNC-TN941-83-27VOL1.pdf:25.12MB

高速実験炉「常陽」は,昭和57年1月より「燃料・材料開発などの照射施設」として利用するため,増殖用(MK―I)炉心から照射用(MK―II)炉心への移行を実施した。本移行作業は,使用済炉心構成要素を新炉心構成要素へ各々290体交換する照射用炉心構成を主作業とし,制御棒上部・下部案内管交換,駆動部改造等のMK―II移行に伴う改造,及び関連作業として予備中性子検出系の設置,新燃料受入及び検査,使用済燃料プール間移送等の作業が実施された。昭和57年度中に熱出力100MWを達成するという目標のもとに綿密な計画を立て,当初の基本計画どおり,11月22日に臨界,12月23日に初期炉心構成作業を終了し,100MW性能試験に引継いだ。MK―2移行期間中に取扱われた炉心構成要素本数は,過去5年間の約2倍になり,また併行して行われた定期・自主検査及び保守・補修作業によって,燃料取扱設備の運転・保守に関する種々の経験並びに貴重なデータが得られた。本移行作業を実施するに当り検討された各種問題点,移行作業計画,移行作業実績及び保守・補修実績,移行作業期間に於ける諸成果等について報告する。

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