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論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,4; 今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

論文

Enhancement of element production by incomplete fusion reaction with weakly bound deuteron

Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.

Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:25.43(Physics, Multidisciplinary)

陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、$$^{107}$$Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。

論文

Formation of agglomerated debris in jet-breakup experiment using metallic melts

岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

For evaluation of the debris coolability, agglomeration, which is merging of melt particles with the others and formation of massive debris, is critical in the severe accidents in light water reactors. We carried out small-scale experiments of agglomerated debris formation using metallic melt to establish a data base for modelling and validation. Molten metal of low melting point was ejected into a test section filled with water though a nozzle. A high-speed video camera recorded images of settlement of the melt particles generated form a melt jet onto a plate located in the test section. After the melt injection, we collected the debris and investigated detailed shapes of the debris. Based on the results, we assessed the feasibility of the experiments of agglomeration using the metallic melt.

論文

Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste

玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。

論文

A New radiation hardened CMOS image sensor for nuclear plant

渡辺 恭志*; 武内 伴照; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 赤堀 知行*; 土谷 邦彦

Proceedings of 2017 International Image Sensor Workshop (IISW 2017) (Internet), p.206 - 209, 2017/05

東京電力福島第一原子力発電所事故の経験や教訓を踏まえ、プラント状態の情報把握能力の向上のため、耐放射線性カメラの開発に取り組んだ。放射線環境下におけるカメラ画像劣化の主因である撮像素子内の暗電流を抑制するため、撮像素子の耐放射線性向上に取り組んだ。まず、既存の撮像素子としてフォトダイオード(PD)型、埋め込みPD型及びフィールドプレート付PD(FP-PD)型に対して$$gamma$$線照射試験を行ったところ、照射後の暗電流はFP-PD型が最も小さく、耐放射線性に優れることが分かった。これに対し、さらなる耐放射線性の向上を目指し、暗電流源の一つである照射中における絶縁酸化膜中の正孔の発生を軽減し得ると考えられる埋め込みフォトゲート(PPG)型の撮像素子を開発した。照射前後の暗電流をFP-PD型と比較したところ、照射前及び照射後ともPPG型のほうが数分の一にまで暗電流を軽減されることが分かり、より耐放射線性の高い監視カメラ開発の可能性が示された

論文

Improvement of ex-vessel molten core behavior models for the JASMINE code

松本 俊慶; 川部 隆平; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11

シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器外に放出される場合の格納容器破損防止対策として、事前注水や格納容器スプレイによりペデスタルやキャビティに予め水を張ることが考えられている。このときの燃料デブリ冷却性を評価するため、JASMINEコードの溶融炉心挙動モデルを改良した。溶融炉心がジェット状に水中に落下する際、水との相互作用により粒子状のデブリを放出する(ブレークアップ)。冷却性に影響を及ぼすデブリ粒径分布の取り扱いを改良し、スウェーデン王立工科大学(KTH)で実施されたジェットブレークアップ実験DEFOR-Aの解析を行い、実験結果と比較した。また、溶融ジェットが床面に到達するとメルトプールを形成し、水平方向に広がる。冷却性評価で重要となる広がり面積を評価するため、クラスト形成モデル等を導入し、同じくKTHで実施されたメルト広がり実験PULiMSの解析を行い、実験結果と比較した。両現象の評価精度の向上に向けて、さらなる改良点を検討した。

論文

Development of the pump-integrated intermediate heat exchanger in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor for demonstration

天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 井上 智之*; 渡邊 壮太*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

GIFにおいてSFRのSDC, SDGの検討が進められている。原子力機構と三菱FBRシステムズは革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計を行っており、この中でポンプ組込型IHXの安全対策について評価してきた。更に、保守・補修についても検討されている。ポンプ組込型IHXはこれら要求を満足するために最適化されてきた。本稿では耐震性、Naリーク時のGVの信頼性、Na-水反応時のCSEJの信頼性確保のための最適化検討について述べる。また、この最適化により影響が出る熱過渡、ポンプとの共振、伝熱管摩耗それぞれの評価についても述べる。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,3

安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{166m}$$Ho, 全$$alpha$$)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,2

田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 樋口 秀和

JAEA-Data/Code 2013-008, 16 Pages, 2013/11

JAEA-Data-Code-2013-008.pdf:2.41MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所バックエンド技術部ではJPDR施設の解体に伴って発生し原子力科学研究所内で保管されている放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告は、平成21年度から平成23年度に実施した放射化学分析の結果について整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Oxygen potential analysis to evaluate irradiation behavior in MOX and MA-bearing MOX fuels

加藤 正人; 安部 智之

Journal of Energy and Power Engineering, 7(10), p.1865 - 1870, 2013/10

Minor actinide bearing MOX fuels have been developed as sodium cooled fast reactor fuels. Content of Am which is one of the minor actinide elements causes oxygen potential to increase. The effects of the oxygen potential increase on the irradiation behavior were evaluated. Profiles of temperature and O/M ratio in the pellets were evaluated to better understand the irradiation behavior. From these data, local oxygen potential in the radial direction of the pellets was calculated, and was compared with free energy of compounds composed of fission products. Based on this comparison, it was concluded that Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ was likely formed at pellet periphery of (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{1.98}$$ and (U$$_{0.66}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.016}$$Np$$_{0.016}$$)O$$_{1.976}$$. The extent of cladding tube inner surface oxidation was predicted by using the calculated oxygen potential.

論文

Japanese FR deployment scenario study after the Fukushima accident

小野 清; 塩谷 洋樹; 大滝 明; 向井田 恭子; 安部 智之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

福島第一原子力発電所事故後の原子力委員会による短期解析と平行して、原子力機構は高速炉サイクル導入を含む核燃料サイクルオプションについての長期解析を実施した。その結果、"2030年以降20GWe一定"ケースにおいて、ウラン需要,使用済燃料貯蔵,放射性廃棄物発生量,高レベル放射性廃棄物中の毒性に加えプルトニウム貯蔵量の削減に、高速炉サイクルの導入が大きな便益をもたらすことを明らかにした。同時に、"2030年以降20GWeから漸減"ケースにおける放射性廃棄物量及びプルトニウム貯蔵量の削減効果を明らかにした。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析

星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

論文

Study on effectiveness assessment of proliferation resistance

久野 祐輔; 小田 卓司*; 田中 知*; 深澤 哲生*; 田邉 朋行*; 玉井 広史; 堀尾 健太*; 浜崎 学*; 篠原 伸夫*; 池田 悠太*

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

核拡散のリスク評価観点から核拡散抵抗性の有意性について研究した。次世代の10種類の再処理技術について、現状の手法であるPUREXに対する相対的な違いについてGIF-PRPP手法を用いて評価を行った。また拡散リスクにおける抵抗性の有効性についても評価した。抵抗性の効果は各国の国情に左右されることがわかった。

論文

High-pressure Raman spectroscopy of transition metal cyanides

守友 浩*; 松田 智行*; 渕側 良太*; 阿部 雄太; 上岡 隼人*

Journal of the Physical Society of Japan, 80(2), p.024603_1 - 024603_5, 2011/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.43(Physics, Multidisciplinary)

Prussian blue lattice is known to show characteristic thermal response; coefficient($$beta$$ $$equiv$$ $$frac{d{it a}}{d{it T}}$$;${it a}$ is lattice constant) of the thermal expansion changes the sign from positive to negative with increase in ${it a}$. In order to comprehend the curious thermal response, we systematically investigated pressure-response of lattice for ${it A$_{x}$}$${it M$^{2+}$}$[Fe$$^{3+}$$(CN)$$_{6}$$]$$_{it y}$$${it z}$H$$_{2}$$O (${it A}$= Rb and Cs, M = Ni, Zn and Cd) by means of high-pressure Raman spectroscopy. We found that pressure coefficients ($$alpha$$ $$equiv$$ ${it d}$ $$hbar$$$$omega$$/${it dP}$ of the Raman shift ($$hbar$$$$omega$$) for the CN stretching modes are fairly suppressed in the $$M$$ = Cd compounds. The suppression of $$alpha$$ is interpreted in terms of the enhance rotational instability of the Fe(CN)$$_{6}$$ octahedra in the large-a region.

論文

Stress and temperature dependence of the structure of the martensite and X-phase in Ni$$_{2}$$MnGa

福田 隆*; 寺井 智之*; 串田 悠彰*; 掛下 知行*; 長壁 豊隆; 加倉井 和久

Philosophical Magazine, 90(14), p.1925 - 1935, 2010/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:57.71(Materials Science, Multidisciplinary)

強磁性形状記憶合金Ni$$_{2}$$MnGaの、母相(P相),中間相(I相),マルテンサイト相(M相),未知のX相の間の構造上の関係を明らかにするため、一軸応力下の単結晶中性子回折により、X相の構造の、応力及び温度依存性を調べた。X相の構造は、最低温度領域に広がるM相やX相の低温低応力側に存在するI相と比べて、応力や温度に強く依存することがわかった。X相からM相への転移に関しては、両相の長周期構造におけるサテライトピークが、応力や温度に関係なく大きく変化することがわかった。一方、X相から高温側のP相への転移に関しては、サテライトピークがゆるやかに消滅することがわかった。I相からX相への転移に関しては、応力下ではサテライトピークの位置や強度が劇的に変化するが、ゼロ応力下では、その変化は連続的であった。これらの結果は、Ni$$_{2}$$MnGaの相図に多重臨界点が存在することを示唆している。

論文

Structural relation between the X-phase and other phases in Ni$$_{2}$$MnGa

掛下 知行*; 福田 隆*; 寺井 智之*; 長壁 豊隆; 加倉井 和久

Materials Science Forum, 635, p.49 - 54, 2009/12

Ni$$_{2}$$MnGaのX相と他の秩序相との構造相関について研究を行った。その結果、中間相とX相の相転移では、一軸応力下で不連続な転移が観測される一方、ゼロ応力下では、転移は連続であった。また、X相からL2$$_{1}$$型の母相への転移は、連続であった。これらの結果は、Ni$$_{2}$$MnGaの多重臨界点の存在を意味している。

論文

Experience on preparation of LSD spikes for MOX samples

角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; 中沢 博明; 甲地 友和*; 村上 貴樹*; 菱 朋行*; 藍 寛信*

Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07

近年、同位体希釈質量分析法(IDMS)によってPu及びUの濃度を測定する多くの分析所において、個々のバイアル中にPu, U両方を含む、LSDスパイクが標準試料として用いられている。査察分析所で調製されているもの及び市販されているLSDスパイクの多くは、再処理施設におけるインプット溶液を測定することを目的としており、個々のバイアル中に数mgのPuと数十mgのUを含んでいる。一方で、PFDCにおける主な試料であるMOXは、インプット溶液に比べるとわずかなUしか含んでおらず、インプット用のLSDスパイクを用いて、精度よく測定することは難しい。そのため、PFDCではMOX試料測定に適したPu/Uの異なる数種類のLSDスパイクを調製し、使用してきた。また、近年Pu-CRMの入手は困難さが増しており、自国でPuスタンダードを調製する技術を持つ必要が出てきている。PFDCで保管しているMOX粉末からPuを回収し、LSDスパイクを調製するとともに、JNFLとの共同研究に基づき、実用試験を行った。本論文では、PFDCにおけるMOX試料測定のためのLSDスパイクの調製と使用経験,MOX-Puの値付け分析方法の検討等について報告する。

論文

Incommensurate structures of intermediate phase and martensite phase in Ni$$_{2}$$MnGa

串田 悠彰*; 福田 康太*; 寺井 智之*; 福田 敬*; 掛下 知行*; 大庭 卓也*; 長壁 豊隆; 加倉井 和久; 加藤 健一*

Journal of Physics; Conference Series, 165, p.012054_1 - 012054_4, 2009/06

Neutron diffraction measurements using single crystal and powder synchrotron X-ray diffraction measurements revealed that an intermediate (I-) phase and a martensite (M-) phase in Ni$$_{2}$$MnGa have incommensurate modulated structures. The modulation vectors of the I- and M-phases are nearly equal to $$q$$ = 0.341 at 210 K and $$q$$ = 0.427 at 100 K, respectively. Moreover, displacements of Ni, Mn and Ga atoms in both the I- and M-phase are expressed by sinusoidal waves with the same phase and almost the same amplitudes.

論文

Neutron diffraction study on stress-induced X-phase in Ni$$_{2}$$MnGa

串田 悠彰*; 寺井 智之*; 福田 敬*; 掛下 知行*; 長壁 豊隆; 加倉井 和久

Scripta Materialia, 60(4), p.248 - 250, 2009/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:49.51(Nanoscience & Nanotechnology)

Neutron diffraction profiles of the X-phase in Ni$$_{2}$$MnGa, which is induced by applying a compressive stress, have revealed that two satellite reflections appear at incommensurate positions of [$$h$$2-$$h$$0]$$_{rm p}^{*}$$ with $$h$$ = 0.360 and 1.638 at 240 K under a compressive stress of about 30 MPa. The satellite positions of the X-phase are clearly different from those of the martensite and intermediate phases.

論文

高速炉用ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の融点に及ぼす酸素・金属比の影響

加藤 正人; 森本 恭一; 中道 晋哉; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.420 - 428, 2008/12

高速炉用MOX燃料の融点について、Pu, Am, O/Mをパラメータとしてサーマルアレスト法により測定を行った。測定には、試料とカプセル材との反応を抑えるためにReを用いた。測定された固相線温度は、PuとAmが増加するほどまたO/Mが低下するほど上昇した。U-Pu-O系において、融点の最大値は、ハイポストイキオメトリの領域にあると考えられる。また、UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-AmO$$_{2}$$-PuO$$_{1.7}$$系について理想溶液モデルを用いて固相線温度及び液相線温度の評価を行い、実験値を$$pm$$25Kで再現することを確認した。

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