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Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Passive neutron technique (Interim report)

長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白戸 篤仁*; 佐藤 隆*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

Under the collaborative program with United States Department of Energy (DOE), Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) have surveyed technologies for nuclear material quantification of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) since 2012. Four research groups in JAEA and CRIEPI have evaluated independently the applicability for four technologies. We, Plutonium Fuel Development Center of JAEA, are in charge of development of the passive neutron technique. All parties recognized the importance of the characterization study on each candidate technology for establishment of the concept of integrated measurement system that combines several measurement technologies for accurate quantification. For the characterization study, standard fuel debris and canister models were developed. In order to perform the characterization study consistent with the other technologies, we evaluated the applicability of the passive neutron technique for nuclear material quantification of fuel debris based on the standard models. In this study, we performed the optimization of detector configuration and measurement parameter for passive neutron detector and then evaluated measurement accuracy. This paper provides the results of applicability evaluation on passive neutron technique for nuclear material quantification in fuel debris at 1F.


Study on improving measurement accuracy of Epithermal Neutron Measurement Multiplicity Counter (ENMC)

能見 貴佳; 川久保 陽子; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Menlove, H. O.*; Swinhoe, M. T.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Los Alamos National Laboratory (LANL) jointly developed the Epithermal Neutron Multiplicity Counter (ENMC). A measurement test was performed using the standard samples and its results showed that ENMC achieves high measurement accuracy (approx. 0.4%) for $$^{240}$$Pu effective mass under the optimum conditions. However, in the practical measurement for nuclear material accountancy or safeguards, a bias is observed due to the variation of the sample properties. With this recognition, JAEA jointly with LANL conducted simulations for identifying the causes of this bias. The simulation results showed that the dominant cause of the bias is variation in sample density and this bias can be mitigated by correcting neutron counting efficiency. JAEA and LANL evaluated the applicability of correction methods for the neutron counting efficiency by real measurement data and by simulation data. For the real measurement, the results showed that the real measurement data is difficult to be applied to the correction because of its significant measurement error. For the simulation, we evaluated the neutron counting efficiencies for typical density of MOX pellet and powder. Consequently, total measurement uncertainty for Pu mass quantification by using combination of ENMC and NDA for isotopic ratio of Pu (HRGS) attains 0.7% which is equivalent to the destructive assay level.


Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06



Welding technology on sector assembly of the JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 岡野 文範; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 三代 康彦; 早川 敦郎*; 佐川 敬一*; 持田 務*; 森本 保*; 濱田 崇史*; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1614 - 1619, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)



Experimental studies of passive neutron measurement for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 白戸 篤仁*; 小菅 義広*; 佐藤 隆*; 川久保 陽子*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2015/07

福島第一原子力発電所内に発生した燃料デブリの測定技術の候補の一つとして、パッシブ中性子法の適用を提案している。本試験は、前回の米国核物質管理学会にて報告したシミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリ測定への適用性を実証するために実施した。本試験では、未照射のMOX試料, 中性子吸収剤, カリフォルニウム線源等を組み合わせた燃料デブリを模擬した試料を既存の中性子測定装置にて測定した。試料中の核分裂性核種の量、試料の周辺に配置する中性子吸収剤の量及びカリフォルニウム線源の強度を変化させ、中性子消滅時間差自己問いかけ法(DDSI法)の計数値と中性子漏れ増倍の相関を確認した。試験結果は、前回報告したシミュレーションによる評価結果の傾向とよく一致した。これは、DDSI法が、燃料デブリのように未知の核分裂性核種及び中性子吸収剤を含む試料に対する中性子漏れ増倍を評価する能力を有することを示唆する。本報は、福島第一原子力発電所の燃料デブリへのパッシブ中性子法を用いた実証研究についてまとめたものである。


JAEA's contribution to development of J-MOX safeguards system

長谷 竹晃; 中島 真司; 川久保 陽子; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H.*; Rael, C.*; 川末 朱音*; et al.

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

Secretariat of Nuclear Regulation Authority (NRA) has developed Non-Destructive Assay (NDA) systems including Advanced Fuel Assembly System (AFAS) and Advanced Verification for Inventory sample System (AVIS) for a large scale LWR MOX fuel fabrication plant (J-MOX) being constructed by Japan Nuclear Fuel Limited. Because the AFAS applies the new technology and the AVIS requires bias defect level accuracy, NRA and IAEA recognize the importance of demonstrating system performance before the installation to J-MOX. Plutonium Fuel Development Center of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has developed various NDA systems to quantify the plutonium in a variety of physical forms of MOX samples such as powder, pellet, pin and assembly in MOX fuel fabrication facilities. JAEA has knowledge and experiences obtained through the development of the NDAs and testing fields to demonstrate system performance of AFAS and AVIS. Based on the commission from NRA and Nuclear Material Control Center (NMCC), JAEA has conducted the demonstration test of the AFAS and AVIS by using MOX samples and assemblies at JAEA's MOX fuel fabrication facilities. Through the test, JAEA has contributed to development of J-MOX safeguards systems by demonstrating that the system performance of the AFAS and AVIS satisfies requirements by IAEA.


Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) simulation for passive neutron measurement of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 中島 真司; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07

福島第一原子力発電所では、2011年3月の炉心溶融事故により、炉内に燃料デブリが発生している。燃料デブリは、マイナーアクチニド、核分裂生成物、中性子吸収剤等を含んでいることから、従来の計量管理・保障措置分野に適用されている自発核分裂性核燃料物質を定量するパッシブ中性子法の適用が困難である。このため、我々は、Differential Die-away Self-Interrogation法やPassive Neutron Albedo Reactivity法のような誘発核分裂性核燃料物質の定量に着目したパッシブ中性子法が燃料デブリへの適用性が高いと考え、その概念をまとめ、前回の米国核物質管理学会にて報告した。我々は、これらの測定技術の燃料デブリへの適用性をより詳細に評価するため、モンテカルロ・シミュレーション・コードを用いた燃料デブリ中の中性子挙動の評価を行った。本評価にあたっては、福島第一原子力発電所で発生した燃料デブリの性状が明らかになっていないため、スリーマイル島原子力発電所事故の燃料デブリや貯蔵容器の情報を基に製作したソースタームを用いた。本稿では、シミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリへの適用性評価結果について、報告する。


Performance test results for the Advanced Fuel Assembly Assay System (AFAS) on the active length verification of LWR MOX fuel assembly by neutron detectors

中島 真司; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆; Marlow, J. B.*; Swinhoe, M. T.*; Menlove, H. O.*; Rael, C. D.*; 川末 朱音*; 礒 章子*; et al.

Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2014/07



Welding technology R&D on port joint of JT-60SA vacuum vessel

芝間 祐介; 正木 圭; 櫻井 真治; 柴沼 清; 逆井 章; 大縄 登史男*; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.1916 - 1919, 2013/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.96(Nuclear Science & Technology)



Fundamental welding R&D results for manufacturing vacuum vessel of JT-60SA

浅野 史朗*; 奥山 利久*; 大縄 登史男*; 柳 寛*; 江尻 満*; 金原 利雄*; 市橋 公嗣*; 菊池 淳史*; 水牧 祥一*; 正木 圭; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.1816 - 1820, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)



LLRF controller upgrade for the J-PARC 400 MeV linac

Fang, Z.*; 道園 真一郎*; 穴見 昌三*; 山口 誠哉*; 内藤 富士雄*; 福井 佑治*; 川村 真人*; 久保田 親*; 南茂 今朝雄*; 小林 鉄也; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.1434 - 1436, 2010/05



Development of insulation technology with cyanate ester resins for ITER TF coils

辺見 努; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 奥野 清; 西村 新*; 酒井 正弘*; 浅野 史朗*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.923 - 927, 2009/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.02(Nuclear Science & Technology)



Operating experience of the J-PARC linac

長谷川 和男; 浅野 博之; 千代 悦司; 堀 利彦; 伊藤 崇; 小林 鉄也; 近藤 恭弘; 滑川 裕矢; 小栗 英知; 大越 清紀; et al.

Proceedings of 24th International Linear Accelerator Conference (LINAC 2008) (CD-ROM), p.55 - 57, 2009/00



Free radical scavenger edaravone suppresses X-ray-induced apoptosis through p53 inhibition in MOLT-4 cells

笹野 仲史*; 榎本 敦*; 細井 義夫*; 勝村 庸介; 松本 義久*; 白石 憲史郎*; 宮川 清*; 井垣 浩*; 中川 恵一*

Journal of Radiation Research, 48(6), p.495 - 503, 2007/11

 被引用回数:15 パーセンタイル:49.76(Biology)

Edaravone, a clinical drug used widely for the treatment of acute cerebral infarction, is reported to scavenge free radicals. In the present study, we investigated the radioprotective effect of edaravone on X-ray-induced apoptosis in MOLT-4 cells. Apoptosis was determined by the dye exclusion test, Annexin V binding assay, cleavage of caspase, and DNA fragmentation. We found that edaravone significantly suppressed the X-ray-induced apoptosis. The amount of intracellular ROS production was determined by the chloromethyl-2',7'-dichlorodihydro-fluorescein diacetate system. We found that the intracellular ROS production by X-irradiation was completely suppressed by the addition of edaravone. The accumulation and phosphorylation of p53 and the expression of p21$$^{WAF1}$$, a target protein of p53, which were induced by X-irradiation, were also suppressed by adding edaravone. We conclude that the free radical scavenger edaravone suppresses X-ray-induced apoptosis in MOLT-4 cells by inhibiting p53.


Development of superconducting proton linac for ADS

大内 伸夫; 赤岡 伸雄*; 浅野 博之*; 千代 悦司; 滑川 裕矢*; 鈴木 浩幸*; 植野 智晶*; 野口 修一*; 加古 永治*; 大内 徳人*; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.175 - 183, 2005/11

加速器駆動核変換システム(ADS)ではエネルギー約1GeV,ビームパワー20-30MWの大強度陽子加速器が要求される。原研,KEK,三菱重工業,三菱電機は共同でADS用超伝導陽子リニアックの開発を2002年から実施している。本技術開発では、J-PARC計画用超伝導陽子リニアックの設計をベースに、972MHzクライオモジュールの開発並びに超伝導陽子リニアックのシステム設計を行っている。クライオモジュールの開発においては、最大表面電界30MV/mの達成を目標としてクライオモジュールの試作,試験を実施している。空洞単体試験においては、2台の空洞について最大表面電界32, 34MV/mを達成した。2004年にはクライオモジュールの本格的な試験を実施し、最終目標値の達成を目指す。超伝導陽子リニアックのシステム設計では、エネルギー100$$sim$$1500MeV領域のビーム軌道解析を実施した。その結果、超伝導リニアックの構成は、10種類の超伝導空洞,クライオモジュール総数106台,全長565mとなった。低エネルギー部では高エネルギー部と比較して加速効率がかなり低下していることが判明した。



加古 永治*; 野口 修一*; 宍戸 寿郎*; 浅野 博之*; 千代 悦司; 鈴木 浩幸*; 堀 利彦*; 山崎 正義*

Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.324 - 326, 2004/06



R&D status of superconducting proton linear accelerator for ADS at JAERI

大内 伸夫; 赤岡 伸雄*; 浅野 博之*; 千代 悦司; 長谷川 和男; 竹田 修; 吉川 博; 松岡 雅則*; 大谷 利宏*; 加古 永治*; et al.

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/04

加速器駆動核変換システム(ADS)ではエネルギー約1GeV,ビームパワー数十MWの大強度陽子ビームが要求される。超伝導陽子線型加速器は大強度陽子ビームを発生させる最も有望なオプションである。原研では、超伝導陽子線型加速器のR&Dを1995年にKEKと共同で開始した。R&Dの第1ステップとして、単セル及び5セルの$$beta$$(ビームの速度と光速の比)=0.5, 0.6, 0.9の空洞の試作を行った。試験の結果は良好であり、大強度陽子加速器に適用可能であることが示された。次のステップとして、クライオモジュール内での空洞性能を実証するために、クライオモジュール試作器を製作し、予備試験において設計電場強度を実現した。大強度陽子加速器計画(J-PARC)では、エネルギー領域400$$sim$$600MeVにおいて超伝導陽子線型加速器を計画しており、そのシステム設計を実施した。


Cold test of 600MHz superconducting cryomodule for high intensity proton linac

大内 伸夫; 赤岡 伸雄*; 浅野 博之*; 千代 悦司; 長谷川 和男; 竹田 修*; 吉川 博; 松岡 雅則*; 大谷 利宏*; 加古 永治*; et al.

Proceedings of 21st International Linear Accelerator Conference, p.488 - 490, 2003/00



Application of neutron radiography to visualization of cryogenic fluid boiling two-phase flows

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 後 俊彦*; Iwatani, Junji*; 村田 裕*; 持木 幸一*; 田口 亮*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377(1), p.174 - 176, 1996/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.61



脱硝設備の解体・撤去(II); グローブボックスの解体

嘉代 甲子男; 三代 広昭; 浅野 孝; 村山 富彦*; 品田 雅則*; 橋本 敏美*; 大島 博文

PNC-TN8410 90-054, 203 Pages, 1990/05


プルトニウム燃料第二開発室湿式回収室(F-104室)に設置している、湿式回収工程脱硝設備の解体撤去を実施した。本設備はグローブボックス12基(グローブボックス総容積107m/SUP3)からなり、過去に実施した解体撤去のうちでも設備規模が最大のものである。また、グローブボックス内の残留プルトニウム汚染が5.4 Ci/cm/SUP2と極めて高く、作業の安全確保及び作業員の放射線被ばくの防止を確実に実施する必要があった。グローブボックスの解体は昭和63年1月の室内間仕切り工事の後、非汚染物の撤去からはじめ、平成元年1月にトラブルゼロで完了した。安全確保・向上のために実施した事前放射線モニタリング、簡易フードの設置等の各種対策や技術改良が有効であったことを確認した。

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