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報告書

ウラン濃縮研究棟の廃止措置

石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人

JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10

JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。

論文

Development and application of a $$^3$$He neutron spin filter at J-PARC

奥平 琢也; 奥 隆之; 猪野 隆*; 林田 洋寿*; 吉良 弘*; 酒井 健二; 廣井 孝介; 高橋 慎吾*; 相澤 一也; 遠藤 仁*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 977, p.164301_1 - 164301_8, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

We are developing a neutron polarizer with polarized $$^3$$He gas, referred to as a $$^3$$He spin filter, based on the Spin Exchange Optical Pumping (SEOP) for polarized neutron scattering experiments at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). A $$^3$$He gas-filling station was constructed at J-PARC, and several $$^3$$He cells with long spin relaxation times have been fabricated using the gas-filling station. A laboratory has been prepared in the MLF beam hall for polarizing $$^3$$He cells, and compact pumping systems with laser powers of 30 W and 110 W, which can be installed onto a neutron beamline, have been developed. A $$^3$$He polarization of 85% was achieved at a neutron beamline by using the pumping system with the 110 W laser. Recently, the first user experiment utilizing the $$^3$$He spin filter was conducted, and there have been several more since then. The development and utilization of $$^3$$He spin filters at MLF of J-PARC are reported.

論文

Quantum dynamics of hydrogen in the iron-based superconductor LaFeAsO$$_{0.9}$$D$$_{0.1}$$ measured with inelastic neutron spectroscopy

山浦 淳一*; 平賀 晴弘*; 飯村 壮史*; 村場 善行*; Bang, J.*; 池内 和彦*; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 本田 孝志*; 平石 雅俊*; et al.

Physical Review B, 99(22), p.220505_1 - 220505_6, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.22(Materials Science, Multidisciplinary)

鉄系超伝導体LaFeAsO$$_{0.9}$$D$$_{0.1}$$の非弾性中性子散乱実験により、超伝導転移温度26K以下において、5-15meVのエネルギー領域に新しい励起が生じることを見出した。なお、この励起は母物質であるLaFeAsO$$_{0.9}$$F$$_{0.1}$$では現れない。14.5meVと11.1meVに現れる強い励起は水素の量子ラットリングまたはバンド運動に起因し、格子間サイトが2個以上のポテンシャル極小点を有する場合にのみ出現するものと結論付けた。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

報告書

結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-022, 35 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-022.pdf:3.58MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、被覆管材料の微細組織の違いが事故時の燃料挙動に及ぼす影響を簡便かつ定量的に把握、評価するために結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザを開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性及び放射性物質の閉じ込め機能を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

報告書

遠隔操作型イオンミリング装置の開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-021, 17 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-021.pdf:4.17MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、これらの被覆管材料の微細組織を調べるために遠隔操作型イオンミリング装置を開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した遠隔操作型イオンミリング装置の仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

論文

Improved technique for hydrogen concentration measurement in fuel claddings by backscattered electron image analysis, 2

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 佐川 民雄

JAEA-Conf 2008-010, p.325 - 332, 2008/12

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定手法(BEI法)は、スタズビック社により開発された照射後試験技術である。当該技術は被覆管中に析出した水素化物の反射電子像を撮影し、得られた像中の水素化物の面積率を画像解析にて計測することにより水素濃度を算出する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度を測定するのに非常に適した水素濃度測定法である。燃料試験施設では、このBEI法の試料調製法と画像解析法に改良を加え、より精度の高い「改良BEI法」を開発した。前回のJoint Seminarで既報の未照射被覆管を用いた確認試験において、改良BEI法と高温抽出法それぞれによって得られた水素濃度は良好な一致を示し、改良BEI法の信頼性の高さを確認することができた。今回はこの改良BEI法を用いて、照射済被覆管の軸方向及び半径方向の水素濃度分布測定を行った。その結果、改良BEIは他の水素濃度測定手法と比較し、局所水素濃度をより詳細に分析できることが確認できた。

論文

Tokamak machine monitoring and control system for JT-60

三代 康彦; 柳生 純一; 西山 友和; 本田 正男; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 新井 貴; 逆井 章

Fusion Engineering and Design, 83(2-3), p.337 - 340, 2008/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60本体制御設備は、JT-60の主要な構造物,付属設備の健全な運転を維持することを主な目的としている。各設備の運転状態をグラフィックパネル,計器,レコーダーと画面表示により情報をオペレーターに提供し、実験運転中において異常時には、実験シーケンスの停止コマンドを全系制御設備に出力する。その機能構成は、機器の起動・停止,警報及び保護回路をハードワイヤード回路で行う「シーケンス制御」,計装信号及び詳細な装置の運転状態を計算機で処理する「CAMACシステム」及び運転監視上必要とされる計装信号を光伝送し中央制御盤に指示・記録する「多重信号処理回路(STU)」から成る。一方、JT-60本体装置は、製造から20年以上経過し老朽化が進んでおり、特にトロイダル磁場コイル(TFC)の冷却配管の不具合が起きている。これに対処するため、光ファイバー温度測定器を用いてコイル内部の温度管理を行うシステムを増設した。これにより、TFCの健全な運転を保持している。さらに、全系制御設備と本システムをLANで接続し、温度データによる冷却所要時間の算出とインターロック動作で、運転に対する信頼性と運転効率の向上を図った。

論文

Growth of ferroelectric bismuth lanthanum nickel titanate thin films by RF magnetron sputtering

小舟 正文*; 福島 浩次*; 山路 徹*; 多田 英人*; 矢澤 哲夫*; 藤澤 浩訓*; 清水 勝*; 西畑 保雄; 松村 大樹; 水木 純一郎; et al.

Journal of Applied Physics, 101(7), p.074110_1 - 074110_6, 2007/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:64(Physics, Applied)

高周波マグネトロンスパッタリングにより、Pt(100)/MgO(100)基板上に作製したビスマスランタンニッケル酸化物薄膜(Bi$$_{1-x}$$La$$_{x}$$)(Ni$$_{0.5}$$Ti$$_{0.5}$$)O$$_{3}$$(BLNT)のエピタキシャル成長、構造特性、誘電特性について、X線回折、透過型電子顕微鏡、ヒステリシスループ測定によって調べられた。強誘電的BLNTはx$$geq$$0.3でc軸配向し、単結晶の正方晶構造が現れる。c/aはLaの濃度が増えるにつれて1.004から1.028に変化する。成長方向の周りに4回対称性が見られた。X線異常散乱とX線吸収スペクトルの結果より、Biはペロブスカイト構造のAを+3価で占有していることが確かめられた。12$$mu$$C/cm$$^{2}$$の大きな残留分極の値が得られた。

報告書

JMTR照射イナートマトリクス窒化物燃料の照射後試験

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 本田 順一; 畠山 祐一; 小野 勝人; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAEA-Research 2007-026, 75 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-026.pdf:13.6MB

マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬し、ZrN及びTiNを母材としたイナートマトリクス窒化物ペレットを燃料ピンに封入したうえで、01F-51Aキャプセルに組み込み、JMTRで照射した。(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)ペレットの平均線出力及び燃焼度は、それぞれ、408W/cm, 約30000MWd/t(Zr+Pu)(約132000MWd/t-Pu)並びに355W/cm, 約38000MWd/t(Ti+Pu)(約153000MWd/t-Pu)に達した。照射キャプセルを燃料試験施設に搬入して、非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全性が確認された。FPガス放出率は約1.6%と極めて低い値であった。ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

論文

Improved technique of hydrogen concentration measurement in fuel cladding by backscattered electron image analysis

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Conf 2006-003, p.212 - 221, 2006/05

燃料被覆管中の水素化物を反射電子により撮影し、得られた像を画像解析することにより被覆管の局所的な水素濃度を測定する手法の適用性を検討した。この手法では、試料研磨面の平滑度及び画像解析時の水素化物部の抽出方法が測定精度に大きく影響を与えるため、試料研磨法と面積率計測法について改良を行い、精度の高い水素濃度測定方法を確立した。確認試験として、未照射ジルカロイ被覆管の水素濃度を改良を行った反射電子像法にて測定し、水素濃度測定法として信頼性の高い高温抽出法による測定値と比較を行った結果、それぞれの水素濃度測定値はよく一致し、本手法の妥当性が確認された。

報告書

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Technology 2006-010, 19 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-010.pdf:2.3MB

スウェーデン・スタズビック社によって開発された反射電子像法は、走査型電子顕微鏡によって撮影された反射電子像(BEI)によりジルカロイ被覆管中の水素化物を同定し、母材と水素化物の面積比から水素濃度を評価する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度測定に対して非常に有効な手法である。このBEI法を照射後試験に適用するにあたり、試料調製法とBEI撮影条件,画像解析手法について改良を行った。また、改良BEI法の有効性を確認するため、未照射試料を用いて高温抽出法と比較を行った結果、本手法が高温抽出法による水素濃度測定と同程度の信頼性を持つことが確認できたため、照射後試験への適用性についても期待ができる。

報告書

東海ホットラボにおける高温工学試験研究炉用材料の照射後試験

木崎 實; 本田 順一; 宇佐美 浩二; 大内 朝男*; 大枝 悦郎; 松本 征一郎

JAERI-Tech 2000-087, 50 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2000-087.pdf:2.78MB

東海ホットラボでは、四半世紀以上にわたって高温工学試験研究炉用燃料・材料の研究開発のための照射後試験を実施してきており、被覆粒子燃料,アロイ800H,圧力容器鋼材等の開発や選定、安全審査・設計工事認可対応に有用なデータを提供してきた。本報は、HTGRからスタートして最終的にHTTRに至る開発に伴って実施してきた材料関連照射後試験の技術的変遷と試験成果をまとめたもので、高温引張試験,クリープ試験,シャルピー衝撃試験,弾塑性破壊靱性(J$$_{IC}$$)試験,動的破壊靱性(K$$_{Id}$$)試験,スモールパンチ試験,電気化学的腐食試験等について開発整備してきた試験装置,遠隔操作技術,評価技術,及び,耐熱・耐圧材料の高温照射脆化の特徴,さらには、これら材料の研究開発やホットラボ技術の進展への寄与等を概説する。

報告書

ITER炉内コンポーネントの遠隔保守修理機器の設計と試作開発

近藤 光昇*; 柴沼 清; 角舘 聡; 寺門 拓也*; 金森 直和*; 堀田 政孝*; 岡 潔; 多田 栄介; 宗像 正*; 本多 啓三*; et al.

JAERI-M 93-066, 133 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-066.pdf:6.83MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の炉内コンポーネントであるダイバータや第一壁アーマタイルの遠隔保守修理機器として、炉内に軌道を展開し、軌道上をマニピュレータを搭載したビークルが走行し作業を行う軌道走行型炉内保守修理システムの設計を行った。本システムの特徴は、炉内作業の基盤となる軌道の高い機械的安定性によるマニピュレータの高い位置精度の確保、及びビークルの高い機動性による効率的な保守作業が可能なことである。本システムの概念の有効性は1/5縮小モデルを用いた試験により実証された。さらに、本システムの重要機器であるダイバータ保守用伸縮型マニピュレータの部分モデルをはじめ、ダイバータ冷却配管の管内アクセスによる溶接・切断ヘッド部、第一壁アーマタイルの表面損傷計測器等の試作試験を行い、今後本格的に展開されるITER工学設計に対して、有効なデータベースを構築した。

報告書

Japanese contributions to containment structure, assembly and maintenance and reactor building for ITER

柴沼 清; 本多 力*; 金森 直和*; 寺門 拓也*; 大川 慶直; 細渕 英夫*; 多田 栄介; 小泉 興一; 松岡 不織*; 西尾 敏; et al.

JAERI-M 91-080, 357 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-080.pdf:12.46MB

国際熱核融合(ITER)の概念設計は1988年に始まり、1990年12月を以て3年間に渡る共同設計活動を終了した。特別チームは主に炉構造、組立保守、炉建屋、プラントを担当した。この報告書は、ITERの概念設計の内、炉構造、遠隔保守及び炉建屋に対する日本のコントリビューションをまとめたものである。炉構造では溥肉真空容器構造設計、電磁気解析、ブランケット固定概念、クライオスタット構造、ポート及び周辺機器配置及びサービスラインレイアウト、遠隔保守では全体保守概念、炉内ハンドリング装置、炉外ハンドリング装置の設計解析及び関連したR&Dによる設計への反映、炉建屋は機器配置および保守時の物流を考慮した設計とその解析である。

口頭

粒子分散型U-ROX燃料の照射後試験,3; セラモグラフィー

白数 訓子; 蔵本 賢一*; 山下 利之; 本田 順一; 畠山 祐一; 市瀬 健一

no journal, , 

JRR-3にて照射した粒子分散型岩石型燃料について、XRDによる相状態の確認,SEM及びEPMAによる燃料ペレットの表面観察を行った。1400K以下の低い照射温度では照射によるスピネルの分解は起こらないことが確認された。また安定化ジルコニア単相燃料は、低熱伝導率による高い照射温度にもかかわらず、最も低いFPガス放出率を示し、その高い照射安定性が確認された。

口頭

イナートマトリックス窒化物燃料の照射後破壊試験,2; X線微小分析

松井 寛樹; 岩井 孝; 本田 順一; 畠山 祐一; 三田 尚亮; 荒井 康夫

no journal, , 

マイナーアクチノイド核変換用燃料の候補であるイナートマトリクス窒化物燃料を模擬した、(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)の照射後破壊試験のうち、X線微小分析等を報告する。X線微小分析では、燃料ペレットの構成元素であるPu, Ti, Zrのほか、FP元素としてNd, Xe, Pd, Mo, Cs及びTeを選択した。両試料とも、外周部の燃焼度が若干高いことを反映したPu及びFPの存在を示す結果となった。Xeの線分析結果は燃焼度に応じた分布であり、外周部への移行は生じていないと結論できる。(Zr,Pu)Nでは、外周部の一部でCsの析出が見られ、該当箇所の面分析を実施したが、ほかの元素の共存等を判別するに至らなかった。

口頭

新クロスオーバ研究「照射・高線量領域の材料挙動制御のための新しいエンジニアリング」,6; 実燃料の照射後歪の観察

中村 仁一; 天谷 政樹; 本田 順一; 畠山 祐一; 更田 豊志; 木下 幹康*

no journal, , 

高燃焼度燃料ペレット(燃焼度40$$sim$$60GWd/t)の結晶格子歪,結晶子径(結晶子の粒径)及び結晶粒間に生じる不均一歪を測定することにより、燃焼に伴うペレット内部の結晶組織変化状態を調べ、組織変化に及ぼす照射の影響を検討した。

口頭

反応度事故条件下における高燃焼度PWR燃料の挙動,1; 出力過渡時の被覆管変形及びFPガス放出

杉山 智之; 富安 邦彦; 笹島 栄夫; 梅田 幹; 永瀬 文久; 更田 豊志; 大河原 正美; 本田 順一

no journal, , 

ジルカロイ-4よりも耐食性が向上したNDA及びM5被覆を備えた高燃焼度PWR燃料(約70GWd/t)を対象として反応度事故模擬実験を行い、被覆管径方向歪み及びFPガス放出に関する知見を得た。

口頭

Improved technique to measure hydrogen concentration in the cross section of the fuel cladding

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

no journal, , 

In the Reactor Fuel Examination Facility in JAEA, high temperature extraction method (HTE) has been used for hydrogen analysis in post irradiation examinations. However, it has not been suitable technique to measure radial distribution of hydrogen concentration in the cross section of the fuel cladding. Hydrogen concentration in the cross section of the fuel cladding can be measured with the backscattered electron image (BEI) analysis; In BEI, brightness of zirconium hydride is different from that of matrix. BEI is processed to binary color between zirconium hydride and matrix to evaluate those areas. The area ratio of zirconium hydride to matrix is converted into hydrogen concentration. This reports stated that condition on sample preparation, technique to take BEI, and image processing procedures were improved for BEI method. In addition, the hydrogen concentration of un-irradiated cladding was measured with the improved BEI method to compare to the HTE.

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