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報告書

ロボット試験用水槽の昇温試験

荒川 了紀; 野崎 信久; 平田 雄二*

JAEA-Technology 2018-009, 28 Pages, 2019/01

JAEA-Technology-2018-009.pdf:2.94MB

楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60$$^{circ}$$Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。そこで、設置した試験用水槽を昇温させた場合の水槽内の温度分布及び温度上昇挙動を把握することを目的に、室温から60$$^{circ}$$C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行うとともに、解析的検討を行った。本報告は、その昇温試験で得られた実測結果と解析による比較検討結果をまとめたものである。

論文

Development of new type passive autocatalytic recombiner, 1; Characterization of monolithic catalyst

上地 優; 谷口 昌司*; 西畑 保雄; 永石 隆二; 田中 裕久*; 平田 慎吾*; 原 未来也; 日野 竜太郎

Proceedings of 2nd International Conference on Maintenance Science and Technology (ICMST-Kobe 2014), p.87 - 88, 2014/11

原子炉におけるSAMのひとつである水素影響緩和のため、新形式の静的触媒式再結合器が開発されている。これは、重量削減や水素処理性能、環境耐性及び製品品質の向上のため、自動車用のモノリス担体触媒をもとに開発が進められている。本研究では、触媒の基本性能を明らかにするため水素再結合反応における活性化エネルギーを評価した。また、$$gamma$$線照射による劣化に関する評価も併せて実施した。実験結果から、量論組成ガス供給において、活性化エネルギーは5.7kJ/molと算出された。また、1.0MGyまでの$$gamma$$線照射では、劣化が生じることはなく、むしろ触媒活性を増加させる効果があることが分かった。

論文

Extraction of actinides by multidentate diamides and their evaluation with computational molecular modeling

佐々木 祐二; 北辻 章浩; 平田 勝; 木村 貴海; 吉塚 和治*

Proceedings of International Solvent Extraction Conference "Solvent Extraction-Fundamentals to Industrial Applications" (ISEC 2008), p.745 - 750, 2008/09

多座配位ジアミド化合物を合成し、アクチノイド抽出についての性能を評価した。その結果、ジグリコールアミド化合物,メチルイミノジオクチルアセトアミド,マロンアミド誘導体などが高いPu分配比を示した。また、側鎖の異なるDGA化合物を用いての抽出の結果から、(1)短いアルキル基を持つDGA化合物は長いものに比べて高い分配比を示すこと、(2)長いアルキル基を持つDGA化合物はドデカンのような無極性溶媒に溶解しやすいことなどを明らかにした。計算化学による分子モデル計算はそれら抽出能力の差について、特に酸素の電荷密度や立体構造について依存性があることを明らかにした。

論文

An Additional insight into the correlation between the distribution ratios and the aqueous acidity of the TODGA system

佐々木 祐二; Rapold, P.*; 有阪 真; 平田 勝; 木村 貴海; Hill, C.*; Cote, G.*

Solvent Extraction and Ion Exchange, 25(2), p.187 - 204, 2007/03

 被引用回数:90 パーセンタイル:9.52(Chemistry, Multidisciplinary)

TODGAを用いて硝酸溶液から5種類の抽出溶媒へのEu(III), Am(III)の溶媒抽出を行い、抽出反応などを調べた。極性溶媒へは1:2(=M:TODGA)の錯体を形成することを確認したが、一方無極性溶媒へは金属1に対して3分子以上のTODGAを伴って抽出されることがわかった。分配比のHNO$$_{3}$$依存性は抽出反応にHNO$$_{3}$$が寄与していることを示した。赤外吸収スペクトルの測定結果から、カルボニル酸素がEu(III)に配位していることを、そして蛍光寿命の測定結果は抽出されたEu-錯体が内配位圏に配位水分子を含まないことを確認した。

論文

High-resolution photoemission study of CeRhX (X=Sn, In)

島田 賢也*; 生天目 博文*; 谷口 雅樹*; 東口 光晴*; 藤森 伸一; 斎藤 祐児; 藤森 淳; Kim, M. S.*; 平田 大輔*; 高畠 敏郎*

Physica B; Condensed Matter, 378-380, p.791 - 792, 2006/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:79.27(Physics, Condensed Matter)

CeRhX(X=Sn, In)のCe 4f由来の電子状態をCe 3d-4f高分解能共鳴光電子分光法により直接的に調べた。低い近藤温度を有する近藤金属CePtSnと比較すると、CeRhXはフェルミエネルギー近傍のCe 4f$$^{1}$$状態が強く、4f$$^{0}$$状態が弱い。このことはCeRhXは強い価数揺動系であることを示している。Ce 4f$$^{1}$$のスペクトル形状から、c-f混成強度は、CeRhInよりもCeRhSnの方が弱いことがわかった。

論文

High-energy spectroscopic study of the III-V nitride-based diluted magnetic semiconductor Ga$$_{1-x}$$Mn$$_{x}$$N

Hwang, J. I.*; 石田 行章*; 小林 正起*; 平田 玄*; 田久保 耕*; 溝川 貴司*; 藤森 淳; 岡本 淳; 間宮 一敏*; 斎藤 祐児; et al.

Physical Review B, 72(8), p.085216_1 - 085216_6, 2005/08

A2004-0178.pdf:0.19MB

 被引用回数:60 パーセンタイル:10.73(Materials Science, Multidisciplinary)

常磁性Ga$$_{1-x}$$Mn$$_{x}$$Nの電子構造について光電子分光(PES),X線吸収分光(XAS)によって調べた。XAS実験スペクトルを理論計算と比較することによって、GaN中Mnは正四面体配位結晶場中の2価で説明できることがわかった。この結果に従い、Mn2p及びMn3d光電子スペクトルを配置間相互作用クラスターモデルで解析した。これにより見積もられた電子構造パラメータから計算したp-d交換相互作用定数の大きさはGa$$_{1-x}$$Mn$$_{x}$$Asの1.6倍であることが判明した。また、内殻PESからはMn濃度の上昇に伴ってフェルミレベルが降下する様子とバンドギャップ中に新たな状態が生成され増大する様子が観測された。以上のことから、Ga$$_{1-x}$$Mn$$_{x}$$Nにおいて十分な正孔濃度を実現することで高い転移点を持つ強磁性が発現する可能性が実験的に示された。

報告書

高差圧対応パッカーシステムの概念設計

平田 洋一*; 藤田 有二

JNC-TJ7400 2005-031, 146 Pages, 2003/02

超深地層研究計画第3段階における水理調査、地下水の地球科学調査における原位置試験は最大9.8MPaにおよび交差圧環境下で使用可能なパッカーシステムが必要となる。本件は、既存のパッカー単体および、パッカーシステムに関する情報収集と既存のパッカーシステムを高差圧環境に適用する場合の課題を抽出し、高差圧対応パッカーシステムの概念設計を実施するものである。

報告書

内部を加圧した照射用被覆管試験片の製作

磯崎 太*; 菊地 泰二; 井岡 郁夫; 石川 和義; 平田 雄二*

JAERI-Tech 2002-074, 22 Pages, 2002/09

JAERI-Tech-2002-074.pdf:4.98MB

IASCC照射クリ-プ等にかかわる照射試験研究の一環として、被覆管内部にガスを加圧して溶封する照射用試験片(圧力管試験片)の製作を行うことになった。本圧力管試験片は、外径7mm,肉厚0.5mmの被覆管内部にヘリウムガスを加圧封入して溶接により密封構造とするものである。この製作にあたっては、高圧下での密封溶接という技術的課題があり、研究スケジュ-ルとの関係から圧力管試験片の製作期間の短縮とコストの低減を考慮に入れて検討を行い、既存設備を応用した簡便で短期間に製作出来る手法の考案とモックアップ試験での作業手順を確認し、被覆管内部に最大で5.5MPaのガスを加圧して溶封を行える技術を確立した。また、製作した圧力管試験片は原子炉での照射試験により、中性子照射と内圧力の影響からクリ-プ変形が発生して寸法の微小変化が予測されるため、照射前後において外径寸法を高精度で測定する必要がある。そのための高精度自動測定法としてレ-ザ測定器と旋盤を組み合わせた外径寸法測定を行い、測定精度0.01$$mu$$mで測定する方法を確立した。

報告書

アルミニウム被覆カドミウム薄肉円筒中性子吸収体の製作

武山 友憲; 千葉 雅昭; 磯崎 太*; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 小田部 芳清*; 平田 雄二*; 高 勇; 大場 敏弘

JAERI-Tech 2001-024, 32 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-024.pdf:4.41MB

中性子スペクトル調整型キャプセルの製作にあたり、試料に高速中性子のみを照射する目的で、熱中性子吸収材であるカドミウムのアルミニウム被覆密封薄肉円筒を製作した。核設計、熱設計上からの要求は、カドミウムの肉厚5.5mm,内径23mm,全長750mm,アルミニウム被覆肉厚0.7mmであり、カドミウムの表面に酸化膜があってはならない、アルミニウム被覆は全面においてカドミウムと密着していることであった。この仕様を満足するため鋳造によって製作した。酸化を防止するためとカドミウムは特定化学物質であるため、真空溶液鋳造装置を製作して鋳造を行った。

論文

Collective Thomson scattering deagnostic for fast ion deuterium to tritium ratio measurement in open magnetic systems

Lee, S.; 近藤 貴; 芳野 隆治; Cho, T.*; 平田 真史*; 三浦 幸俊

Transactions of Fusion Technology, 39(1T), p.151 - 154, 2001/01

本研究ではレーザーを用いた開放端系プラズマ内部のイオン温度、及び高速イオン計測手法を提案する。さらに核融合反応により生じた$$alpha$$粒子がヘリウム灰として残留する割合や重水素-三重水素比等、炉心プラズマの実現と制御に対し重要な物理量の測定手法についても述べる。炭酸ガスレーザーによる微少角協同トムソン散乱法では、開放端装置における軸方向イオン温度及び高速イオン密度分布が単独のビームラインで同時計測可能である。また磁場に垂直な方向の散乱光成分を検出することで、イオンサイクロトロン周波数に共鳴した櫛形のスペクトル分布からヘリウム灰密度や燃料比が推定できる。本論文では開放端型炉心プラズマからの散乱光強度を計算により求め、本方式の実現可能性を示すとともに、現在稼働中のタンデムミラー装置GAMMA10において実証試験を行うための新計測方式についても言及した。

報告書

Accident identification in tritium processing systems of international thermonuclear experimental reactor in engineering design activity

榎枝 幹男; D.F.Holland*; 松田 祐二; 大平 茂; 奥野 健二; 内藤 大靖*; 平田 慎吾*

JAERI-Tech 95-050, 90 Pages, 1995/11

JAERI-Tech-95-050.pdf:2.98MB

ITERではkgオーダーのトリチウムを使用するために、トリチウム処理システムとして、プラズマ排ガス処理トリチウム安全設備等の大量トリチウム取り扱い設備が設計されつつある。トリチウム取り扱い量が非常に大きいため、設計段階から十分に安全性の分析・評価を行い安全を期することが重要である。本報告では、故障事象解析(FMEA)の手法を用いて主要なトリチウム処理システムの各コンポーネントの機能に着目し、故障事象の起因事象を明らかにしたものである。本報告におけるFMEAの結果として、主要な起因事象、それらを感知するために必要な測定システム、今後検討するべき事項、今後定量的に解析する必要がある事項の4項目に関するまとめを行った。

論文

Experimental and analytical study on membrane detritiation process

平田 慎吾*; 角田 俊也*; 怡土 英毅*; 鈴木 達志*; 林 巧; 石田 敏勝*; 松田 祐二; 奥野 健二

Fusion Technology, 28(3), p.1521 - 1526, 1995/10

水素、及び水分に対して高い透過性を有しているポリイミド製分離膜モジュールをトリチウム除去設備へ適用することにより、従来から用いられてきた触媒酸化・吸着設備での処理量を低減し、設備の減容が可能であると考えられている。本実験では、ポリイミド製分離膜モジュールに水素含有乾燥窒素、及び水分含有窒素を供給して分離実験を実施した。また、窒素中の水素、及び水分の膜分離について理論的条件における解析作業を行った。本実験、及び解析の結果、ポリイミド分離膜は窒素中の水素、及び水分を選択的に透過することが確認された。特に水分については高い透過性を有していることが確認された。本実験に使用した分離膜では、分離膜モジュールの透過側/供給側圧力比を1/1000と充分に小さくすることにり、供給された混合ガスを1/100に減容することができた。

報告書

Test of the scroll pump in the JAERI fuel cleanup system in the Tritium Systems Test Assembly; JFCU scroll pump test and result, JFCU stand alone tritium test 2

林 巧; 小西 哲之; 大平 茂; 中村 博文; 井上 雅彦*; 渡辺 哲郎*; 平田 一弘*; 成瀬 雄二; 奥野 健二; Barnes, J. W.*; et al.

JAERI-M 93-094, 54 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-094.pdf:1.32MB

日米協力AnnexIVに基づいて米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)で行われている原研製の燃料精製システムの試験において、オイルフリー粗引き真空ポンプの1種であるスクロールポンプの軽原素ガスの排気特性を閉システムで測定した。圧縮比、到達真空などの性能は吐出側圧力の影響を受け、またガス種によって著しく異なることが見出された。特にH$$_{2}$$,D$$_{2}$$では性能は著しく劣化し、後段にメタルベローズポンプを設置することによって初めて窒素と同程度の排気が可能となる。水素同位体について排気特性は質量の増加と共に改善し、純トリチウムガスについてヘリウムとほぼ同等の結果が得られた。

報告書

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; Detail performance of the J-FCU, 25 days extended TSTA loop operation on April-May 1992

林 巧; 小西 哲之; 中村 博文; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Anderson, J. L.*; et al.

JAERI-M 93-084, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-084.pdf:1.14MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所TSTAにおいて核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)と全4塔を使用したISS(水素同位体分離装置)を連続した初めての試験であり、25日間連続TSTAループ運転試験の重要な部分として92年4-5月に行われた。試験中、J-FCUは常に安定かつ安全に運転され、ISSとの連結においても大きな問題はなかった。約5Nl/rain程度の、多岐にわたる不純物を含む模擬プラズマ排ガスを連続処理し、ISSへ純水素同位体を排出するとともに、トリチウムを含まないガスをTWT(トリチウム排ガス処理設備)へ排気した。本報告書は、上記J-FCUの性能試験に関する詳細結果をまとめたものである。

報告書

Joint operation of the TSTA under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; TSTA extended loop operation with 100 grams of tritium on April-May, 1992

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Sherman, R. H.*; Willms, R. S.*; et al.

JAERI-M 93-083, 54 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-083.pdf:1.64MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所TSTAにおいて核融合燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、TSTAループ全体の長期間安全定常運転の実証を最大の目的として、92年4-5月に行われたもので、AnnexIV最大のマイルストーンであった。試験は25日間におよぶ昼夜連続運転であったがISS(深冷蒸留水素同位体分離装置)、FCU(燃料精製・捕集装置)J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)等すべてのサブシステムが安定に制御された。また、マグネシウムベッドを用いたFCU、及びJ-FCUは、はじめての全TSTAループとの連続運転であったが、不純物を含む模擬プラズマ排ガスを安全かつ安定に連続処理できることを実証した。本報告書は、上記試験における詳細試験計画と結果の概要をまとめたものである。

報告書

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; J-FCU tritium test with full impurities on February, 1992

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.

JAERI-M 93-082, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-082.pdf:1.03MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)において核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。J-FCUは、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、90年に据付けを完了したものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。トリチウム試験は91年3月より開始されており、その一環として、種々の不純物(N$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,H$$_{2}$$O)を添加したJ-FCU単独トリチウム試験を92年2月に行った。試験中、2度のコールドトラップの閉塞が生じ、数100Ciのトリチウムをトリチウム排ガス処理設備(TWT)に排出したが、その他の運転上の安全性には問題はなかった。本報告書は、上記試験の詳細をまとめたものであり、システムの健全性と問題点を議論する。

報告書

Joint operation of the TSTA with the J-FCU under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; A First integrated tritium test between J-FCU and ISS on October, 1991

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 山西 敏彦; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Barnes, J. W.*; et al.

JAERI-M 93-081, 35 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-081.pdf:1.19MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCUとISSを連結した初の実験で、1)両システム連結運転上の制御特性、問題点の調査と2)レーザーラマン分光法によるISSの動特性測定を主目的として91年10月に行われた。試験中、上記連結上の問題はなく、ループ流量として2~10SLPM程度の領域で安定に運転できた。レーザーラマン分光測定は、短時間で非常に有効に作動し、ISSの動特性に関する知見を得た。本報告書は、上記試験の詳細結果をまとめたものである。

報告書

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; First J-FCU test with one gram of tritium on June 1991

小西 哲之; 林 巧; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; Anderson, J. L.*

JAERI-M 93-080, 29 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-080.pdf:0.86MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合燃料ループの実証試験を行っている。J-FCU(JAERI-燃料精製捕集装置)は、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、1990年にTSTAに据付けたものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。据付けから約1年の重水素実験の後、1991年6月に1グラムのトリチウムを用いた初めてのJ-FCU単独トリチウム試験がおこなわれ、単体性能がトリチウムで実証された。本報告書は上記試験の詳細結果をまとめたものである。また、実験後、J-FCUの残留トリチウムインベントリーも調査したので議論する。

口頭

ジグリコールアミド系化合物による全TRU分離法の開発,1; ジグリコールアミドの構造と抽出能力

佐々木 祐二; 北辻 章浩; 平田 勝; 木村 貴海

no journal, , 

核燃料サイクル技術開発として新規抽出剤開発を実施している。この過程で3座配位活性のジグリコールアミド(DGA)を開発した。これまでの成果より、DGA化合物は+3, +4価のアクチノイドと非常に高い親和性を持つことを明らかにしてきた。ここでは、その一環としてDGA化合物を数種合成し、構造変化のアクチノイドの抽出に及ぼす影響を検討した。窒素原子に異なる置換基を導入した化合物を用いて抽出実験を行い、アルキル基長さの短い方がアクチノイドへ高い分配比を示すこと,フェニル基や主鎖に枝を持つアルキル基等を導入した化合物での分配比はかなり低いこと,より長いアルキル基を持つ化合物は無極性溶媒への溶解性が高いこと、等を明らかにした。

口頭

Numerical simulation of distribution of melt component in reactor

佐藤 拓未; 平田 直哉*; 及川 勝成*; 永江 勇二; 倉田 正輝

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では溶融燃料凝固時にマクロ的な成分偏析が発生していると考えられる。一般的に、溶融材料凝固時にはその界面部にて、液相と固相に溶質が分配され、その界面部溶質がバルク部の液相へと温度・溶質対流によって移流することによりマクロ偏析が発生する。本研究では、溶質分配にScheilモデルを使用し、CALPHADにより計算した熱物性値を用いることで、凝固・分配挙動を再現し、溶融燃料の偏析挙動の予測を行った。また、各種冷却条件が偏析挙動に与える影響を調査した。本解析では、デブリ酸化物の主成分となるUO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$-FeO系にて解析を行った。解析の結果、凝固初期部の壁面部にUO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$が濃化し、一方でFeOはUO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$に固溶しないため、凝固後期部の中心部で著しく濃化した。また、種々の冷却条件下での解析結果より、凝固速度が遅く、凝固界面部での流速が速い場合、マクロ偏析が強くなる傾向があることがわかった。

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