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報告書

群分離法の開発: NUCEF内群分離試験装置によるコールド試験,I

山口 五十夫; 森田 泰治; 近藤 康雄; 山岸 功; 藤原 武; 渡邉 雅之; 溝口 研一*; 瀧ヶ江 良三*; 青山 三郎; 久保田 益充

JAERI-Tech 96-009, 51 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-009.pdf:1.72MB

群分離法の開発研究を行うため、年間1.85$$times$$10$$^{14}$$Bqの高レベル廃液を取り扱うことのできる試験装置を燃料サイクル安全工学研究施設に1994年完成した。本報は、この群分離試験装置を用いて、脱硝沈澱法、シュウ酸塩沈澱法、溶媒抽出法及び無機イオン交換体分離法を組み合わせた群分離法について、水による液移送試験及び硝酸を用いての全工程の装置性能試験を実施した結果についてまとめたものである。これらの試験中に発生した不具合は、その都度、手直しを行い、群分離試験装置の運転に反映した。本報にはその経緯と改良点等も併記した。

報告書

群分離法の開発; NUCEF内に建設した群分離試験施設

山口 五十夫; 龍ヶ江 良三*; 森田 泰治; 近藤 康雄; 白橋 浩一; 山岸 功; 藤原 武; 藤本 啓一*; 谷津 修; 藤田 民義*; et al.

JAERI-Tech 94-030, 53 Pages, 1994/11

JAERI-Tech-94-030.pdf:4.61MB

群分離処理法の開発研究を行うため、年間1.85$$times$$10$$^{14}$$Bqの高レベル廃液を取り扱うことのできる研究施設を燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)に完成した。本研究施設は$$alpha$$放射体を含む放射性溶液の化学処理に適した気密構造の$$alpha$$-$$gamma$$型セルである。セル内には脱硝・濃縮装置、シュウ酸塩沈殿ろ過装置、ろ過機器、抽出器、イオン交換カラム、乾燥器、貯留タンク(10基)及びポンプ等で構成する群分離試験装置を設置した。主要機器は遠隔着脱コネクタを用いて交換可能であり、また、配管ルートを選定することにより多目的に使用できる。本群分離試験施設により、高レベル廃液中に含まれる元素を超ウラン元素群、Tc-白金族元素群、Sr-Cs群及びその他の元素群の4群に分離するプロセスについて試験する。

報告書

原子炉照射用プラスチックキャプセルの開発

有金 賢次; 信田 重夫; 藁谷 兵太; 青山 功; 瀬口 忠男; 高橋 秀武

JAERI-M 92-078, 22 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-078.pdf:0.75MB

耐放射線性高分子材料ポリエチレン-2,6-ナフタレートを用い、原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、誘導放射能が少なく、射出成形により大量生産でき、JRR-4で最大12時間までの試料照射に用いることができる。この結果、従来アルミニウムキャプセルでしかできなかった数時間の照射が本キャプセルで可能となるとともに、照射後直ちに試料の取り扱いができ、JRR-4における共同利用照射がさらに安全かつ簡便に行えるようになった。本報告は、本キャプセルの開発と照射試験の結果をまとめたものである。

論文

System of research reactor utilization

青山 功; 小牧 あきら

Proc. of 2nd Asian Symp. on Research Reactors,Vol. 2, p.129 - 144, 1992/00

原研東海研究所の研究炉の現在の利用方式を述べ、研究炉利用を取り囲む環境因子-研究炉、利用設備、利用者、ホット・ラボラトリー、職員、財源-を分析する。さらに、これら因子間の相互依存関係を考察し、その重要性を述べる。

論文

最近の研究用原子炉の利用動向

白井 英次; 青山 功

原子力工業, 35(12), p.41 - 50, 1989/12

最近の原研における研究用原子炉、主としてJRR-2及びJRR-4、の利用設備について紹介するとともに、これらの設備の利用の状況についてまとめ、分析を行なった結果を述べたものである。さらに、最近の利用者の要望をとりいれて改造を進めているJRR-3の利用計画について示してある。

論文

The Role of research reactor utilization

青山 功; 白井 英次; 二村 嘉明

50 Years with Nuclear Fission, p.843 - 848, 1989/00

JRR-1は日本で最初の核分裂炉として、1957年8月に初臨界に達した。原研・東海研究所では、このJRR-1に続き三つの研究炉が供用を開始した。原研の内部及び外部の科学者・工学者が一般研究開発用に三十年以上にわたり、これら研究炉を利用して来た。研究題目は多くの分野(基礎研究、工業利用研究、原子力関連研究)にわたっている。中性子放射化分析と中性子回析という両利用方法が、これらの研究炉利用中で顕著なものである。JRR-3は改造中であるが、1990年には運転が再開される。1990年代に期待される需要には、ほぼ応えられると考えられる。将来の研究炉利用に関係する問題にも考察を加えた。

論文

Short-term irradiation facilities

青山 功

Japan-China Symp. on Reseach and Test Reactors, 12 Pages, 1988/00

原研の研究炉に設置された短期間照射装置は順調に運転されて来ており、多様な分野の研究を遂行するために活用された。気送管装置、水力ラビット装置、チェーン吊り装置及びつかみ装置から成る短期間照射装置について、装置、運転及び試料容器に分けて特長及び概要を述べる。

論文

Status of multi-puropse research reactors at the Tokai Research Establishment

青山 功; 桜井 裕; 二村 嘉明

Multipurpose Research Reactors, p.435 - 445, 1988/00

JRR-2及びJRR-4により多種の試験研究が実施されている。本論文では最近の統計記録を基にこれら利用の現状を述べる。

論文

NTD-Siウェハーのキャリアライフタイムと移動度の熱処理特性

前川 隆雄*; 井上 正三*; 宇佐美 晶*; 青山 功

KURRI-TR-289, p.41 - 45, 1987/00

シリコン単結晶にNTD法によりリン原子を注入する場合の問題点は、中性子照射に伴いシリコン単結晶中に欠陥が生成し、半導体素子としての電気的特性に影響を生ずることである。 本報告では、シリコン単結晶(インゴット又はウエハー)をJRR-2のVT-5及びVT-9孔で照射(0.18~5.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$ n/cm$$^{2}$$)し、照射後140~1,150$$^{circ}$$Cと変化させた熱処理を行うことにより、上述の欠陥の回復効果を次の電気的特性を測定することにより検討した結果を述べる。 1.導電率、2.キャリア移動度、3.キャリアライフタイム、結果は、上記1及び2に影響を与える大型のdefectクラスターは、650$$^{circ}$$C,60分の熱処理により除去できるが、上記3に影響を与える小型のクラスターは、熱処理温度1,000$$^{circ}$$C位まで残存することが判った。

論文

Crud behaviors in high temperature water, I; Characterization of corrosion layer on type 304 stainless steel and Zircaloy-2

星 三千男; 立川 圓造; 諏訪 武; 佐川 千明; 米澤 仲四郎; 青山 功; 山本 克宗

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(7), p.612 - 621, 1986/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:32.47(Nuclear Science & Technology)

高温高圧水中のクラッドの原子炉一次冷却系材料への付着挙動を調べるため、JMTR OWL-1ループを用いて実験を行った。ここでは、OWL-1ループ水の性状を明かにした。ループ運転開始期には濃度の上昇が認められるが、定常状態では、可溶性クラッド20~30$$mu$$g/l,不溶性クラッド~1$$mu$$g/lの濃度を示す。構成金属元素の大部分はFeである。不溶性クラッド中の$$^{6}$$$$^{0}$$Coの比放射能値は可溶性のものよりほぼ1桁大きく、この系では素早い同位体交換反応が認められない。不溶性クラッド中の結晶性化合物の78%はM$$_{3}$$O$$_{4}$$型の金属酸化物,22%がM$$_{2}$$O$$_{3}$$型の酸化物である。$$^{5}$$$$^{9}$$Feおよび$$^{5}$$$$^{5}$$Feの比放射値はM$$_{2}$$O$$_{3}$$型酸化物中でM$$_{3}$$O$$_{4}$$型酸化物中よりも約2倍大きくなっている。

報告書

耐熱合金と炭火ホウ素との両立性(4) OGL-1照射下両立性試験報告(81LM-21J)

馬場 信一; 猿田 徹; 大岡 紀一; 田中 勲; 青山 功

JAERI-M 85-088, 39 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-088.pdf:2.94MB

本報告は、日本原子力研究所が開発研究を進めている高温ガス実験炉の制御棒用被覆管材料と中性子吸収体との照射下両立性試験に関するものである。この試験の主な目的は、照射下で被覆管材料(ハステロイXR合金)と中性子吸収体(B$$_{4}$$C/C)との反応侵食挙動を調べること、および高融点金属箔(Nb、Mo、W、Re)の反応障壁効果を確認することである。照射は材料試験炉のOGL-1において熱中性子(E $$<$$ 0.11aJ)が4$$times$$10$$^{2}$$$$^{2}$$m$$^{-}$$$$^{2}$$、高速中性子(E $$>$$ 0.16pJ)は6.4$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{m}$$$$^{-}$$$$^{2}$$、雰囲気のへリウムガス温度が平均855$$^{circ}$$C、またヘリウムガス中の不純物濃度が4.0vpm以下、気体状核分裂生成物濃度が400kBg/m$$^{3}$$以下の試験条件で5Msの時間にわたり行われた。照射後試験の結果、ハステロイXR合金の反応侵食形態は局部的な領域に楕円形状の反応生成物が見られたが、これは炉外試験の結果と同様であった。本試験の中性子照射量では顕著な照射効果は表われなかったが、試料部の発熱による合金の反応侵食深さの加速化が観察された。

報告書

High Temperature Irradiation Facilities in JMTR for VHTR Fuel Development

伊丹 宏治; 中田 宏勝; 田中 勲; 山本 克宗; 青山 功; 井川 勝市

JAERI-M 83-104, 16 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-104.pdf:0.68MB

多目的高温ガス炉では、軽水炉や高速炉と異なった燃料型式を採用し、材料も高温に耐えるものを使用しなければならないことから、燃料と材料の研究開発が重要である。この研究開発に不可欠な照射試験を効率良く行うため、原研では高温照射設備の開発と整備を進めている。現在、大洗研究所のJMTRにOGL-1インパイルガスループをはじめ、ガススィープキャプセル照射装置、高温照射用の特殊キャプセルなどを整備し、照射試験に使用している。本稿では、これらの高温照射設備の概要を紹介する。

報告書

耐熱合金と炭化ホウ素との両立性,2

馬場 信一; 長松谷 孝昭; 村岡 進; 青山 功; 伊藤 尚徳

JAERI-M 82-196, 29 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-196.pdf:2.41MB

多目的高温ガス実験炉の制御棒は、被覆管材にハステロイ-XR、中性子吸収体には30wt%ホウ素組成の炭化ホウ素と黒鉛の混合粉末焼結体を使用する予定である。本報はこれらの材料の高温下両立性試験の第二報で、(1)第一報と同一条件で、ハステロイ-X及びこれを改良したハステロイ-XRと混合粉末焼結体との両立性の比較、(2)長時間加熱試験及び(3)反応障壁効果確性試験について報告する。得られた結果を要約すると次のとおりである。(1)ハステロイ-XRはハステロイ-Xと同様な挙動を示し、有意な差は観察されなかった。(2)750$$^{circ}$$C-3000時間の条件でハステロイ-X表面からの浸食深さは74$$mu$$mで、850$$^{circ}$$C-2000時間では156$$mu$$mであった。(3)ハステロイ-Xの表面に反応障壁としてアルミナまたはジルコニアの粉末をプラズマ溶射した試料と混合粉末焼結体との両立性は、1000$$^{circ}$$C-20時間$$times$$5サイクルおよび1000$$^{circ}$$C-100時間の試験条件でいずれも合金自身の反応は全く観察されなかったが、被覆層の剥離あるいはクラックなどの損傷が見られたものもある。

報告書

格納容器温度圧力解析コードCONTEMPTの検討

石川 迪夫; 佐藤 一男; 青山 功; 小関 守史*; 八田 洋*; 秋元 正幸; 安藤 弘栄; 標 宣夫*; 鍋田 隆章*; 桝田 藤夫*; et al.

JAERI-M 5339, 85 Pages, 1973/07

JAERI-M-5339.pdf:1.89MB

米国NRTS研究所で開発された格納容器温度圧力挙動計算コードCONTEMPTを整備し、実験解析を通じて同コードの有用性、適応性について検討吟味した。その結果、構造物の持つ熱伝達率やブローダウンに伴なう流出蒸気等のインプットを適正に与えれば、CONTEMPTコードの計算結果は格納容器の圧力変化挙動をかなり正確に見積るものであることが明らがとなった。検討に使開した実験は、米国CV TR実験、我が国の舶用炉用圧力抑制格納方式に関する研究(日本造船研究協会)を使用した。なお、本作業は、原子力コード委員会、軽水炉安全性コード専門部会で行なわれたものである。

論文

電動イオン交換法によるカリウム同位体の分離

青山 功; 石田 健二; 青山 千代; 田村 修三; 森戸 望*; 大村 一郎*; 斎藤 昇*; 本山 華久機*

日本原子力学会誌, 4(10), p.700 - 702, 1962/00

カリウムの同位体分離についてTaylorおよびUrey,Hutchison,Brewerら,GarretsonおよびDruryの研究がすでに報告されているが、これらは他のアルカリ金属の同位体分離の方法と同様に、イオン交換法あるいは水溶池中の同位体イオンの移動度差を利用する方法のいずれかである。同位体イオン交換法における単位段分離係数をカリウムについて実験的に求めたものは皆無であり、わずかにGlueckaufやKnyazevが理論的に求めた計算値(分離係数$$alpha$$=1十$$varepsilon$$として$$varepsilon$$が10$$^{-}$$$$^{5}$$程度の大きさである)があるにすぎない。一般にアルカリ金属のイオン交換法による同位体分離に対する単値段分離係数は他の方法による同位体交換反応における分離係数と同様に非常に小さいので、単位段分離過程を重畳するための1つの方法としてクロマトグラフィー的方法が行なわれている。

論文

日本原子力研究所における廃棄物処理場の建設; 計画,経過及び結果

山本 寛*; 伊藤 益邦; 石原 健彦; 杉本 仙一; 山崎 彌三郎; 下川 純一; 三石 信雄; 西土井 睦; 阪田 貞弘; 三神 尚; et al.

第3回原子力シンポジウム報文集, 2, P. 40, 1959/00

抄録なし

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