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報告書

HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,1; 差圧上昇事象の原因調査

根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05

JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB

HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。

論文

静岡県熱海市伊豆山地区の土砂災害現場の盛土と土石流堆積物の地球化学・粒子組成分析

北村 晃寿*; 岡嵜 颯太*; 近藤 満*; 渡邊 隆広; 中西 利典*; 堀 利栄*; 池田 昌之*; 市村 康治; 中川 友紀; 森 英樹*

静岡大学地球科学研究報告, (49), p.73 - 86, 2022/07

静岡県熱海市伊豆山地区の逢初川で、2021年7月3日に土石流が発生し、大量の堆積物が流下した。その後の調査で、逢初川の源頭部には盛土があり、そのうちの約55,500m$$^{3}$$が崩落し、流下したことが判明した。本研究では、源頭部の崩壊していない盛土の黒色土砂と褐色土砂、3か所の土石流堆積物、2か所の土壌の堆積物試料について、泥質物と砂質物ごとに地球化学・粒子組成分析を行った。その結果、土石流堆積物の組成は、盛土の黒色土砂と褐色土砂の混合で説明される試料もあるが、それでは説明できない試料もある。後者は、盛土の組成の不均一性を示唆する。本研究では盛土の黒色土砂と土石流堆積物が放散虫チャートを含むことを発見した。このチャート片は、黒色土砂のトレーサー物質として有用である。さらに、放散虫チャートの堆積年代はペルム系/三畳系境界付近とそれ以降のジュラ紀、ないし前期白亜紀までに及ぶことが判明した。これは、黒色土砂の供給源の特定に重要な知見となる。

論文

Measurements of the $$^{243}$$Am neutron capture and total cross sections with ANNRI at J-PARC

木村 敦; 中村 詔司; 寺田 和司*; 中尾 太郎*; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.479 - 492, 2019/06

 被引用回数:14 パーセンタイル:84.54(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross sections of $$^{243}$$Am have been measured in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument at Materials and Life Science Experimental Facility of Japan Proton Accelerator Research Complex with a neutron TOF method. The neutron capture cross section in the energy region from 10 meV to 100 eV was determined using an array of Ge detectors. Three samples with different activities were used for measurements of the capture cross section. The neutron total cross section in the energy region from 4 meV to 100 eV was measured using Li-glass detectors. Derived cross-section value at neutron energy of 0.0253 eV is 87.7$$pm$$5.4 b for the capture cross section and 101$$pm$$11 b for the total cross section.

論文

Measurements of neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am with ANNRI at J-PARC

寺田 和司*; 木村 敦; 中尾 太郎*; 中村 詔司; 水山 一仁*; 岩本 信之; 岩本 修; 原田 秀郎; 片渕 竜也*; 井頭 政之*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1198 - 1211, 2018/10

AA2017-0628.pdf:2.06MB

 被引用回数:18 パーセンタイル:88.27(Nuclear Science & Technology)

Neutron total and capture cross sections of $$^{241}$$Am have been measured with a new data acquisition system and a new neutron transmission measurement system installed in Accurate Neutron Nucleus Reaction measurement Instrument (ANNRI) at Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The neutron total cross sections of $$^{241}$$Am were determined by using a neutron time-of-flight method in the neutron energy region from 4 meV to 2 eV. The thermal total cross section of $$^{241}$$Am was derived with an uncertainty of 2.9%. A pulse-height weighting technique was applied to determine neutron capture yields of $$^{241}$$Am. The neutron capture cross sections were determined by the time-of-flight method in the neutron energy region from the thermal to 100 eV, and the thermal capture cross section was obtained with an uncertainty of 4.1%. The evaluation data of JENDL-4.0 and JEFF-3.2 were compared with the present results.

論文

iBNCT用線形加速器のビームコミッショニング

内藤 富士雄*; 穴見 昌三*; 池上 清*; 魚田 雅彦*; 大内 利勝*; 大西 貴博*; 大場 俊幸*; 帯名 崇*; 川村 真人*; 熊田 博明*; et al.

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1244 - 1246, 2016/11

いばらき中性子医療研究センターのホウ素中性子捕獲療法(iBNCT)システムは線形加速器で加速された8MeVの陽子をBe標的に照射し、中性子を発生させる。この線形加速器システムはイオン源, RFQ, DTL, ビーム輸送系と標的で構成されている。このシステムによる中性子の発生は2015年末に確認されているが、その後システムの安定性とビーム強度を共に高めるため多くの改修を施した。そして本格的なビームコミッショニングを2016年5月中旬から開始する。その作業の進展状況と結果を報告する。

論文

諸外国における使用済燃料直接処分のソースターム評価,2; 使用済燃料および構造材の溶解速度評価

北村 暁; 近沢 孝弘*; 赤堀 邦晃*; 舘 幸男

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.55 - 72, 2016/06

わが国では、従前の高レベル放射性廃棄物の地層処分に加えて、使用済燃料を直接深地層中に処分する方策(以下、直接処分)など、代替処分オプションに関する調査・研究が開始されている。このことを受け、直接処分の安全評価に必要となるパラメータのうち、使用済燃料および構造材(ジルカロイ被覆管や制御棒など)の溶解速度の設定に資することを目的として、直接処分の安全評価を進めている欧米各国の設定値を一覧するとともに、設定根拠および不確実性評価について調査した。欧州各国は設定にあたって欧州委員会主催のプロジェクトの成果を踏まえていることから、その内容についても概説した。溶解速度設定の根拠となる実測値については、各国とも共通して用いられているものが多く、得られた設定値についても類似しているものが多く見受けられた。また、不確実性については定量的な評価が難しいことから、各国とも保守的にパラメータを設定している様子が見受けられた。以上の内容は、わが国の直接処分の安全評価における溶解速度の設定の基盤情報として有効である。

論文

諸外国における使用済燃料直接処分のソースターム評価,1; 使用済燃料および構造材からの瞬時放出率の評価

長田 正信; 近沢 孝弘*; 赤堀 邦晃*; 北村 暁; 舘 幸男

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.31 - 54, 2016/06

わが国では、使用済燃料の全量を再処理し、そこで発生する高レベル放射性廃液のガラス固化体を深地層中へ埋設することとしている。一方で、将来のエネルギー情勢の変化に柔軟に対応するため、使用済燃料を直接地層中に埋設処分する手法(直接処分という)についても技術的成立性を検討している。直接処分の安全性を評価するためには、処分後のある時期に閉じ込め機能が喪失した際に、使用済燃料から地下環境中へ放出される核種の種類や放出量等(総称してソースタームという)を設定する必要がある。しかし、これらの詳細な検討は、国内では未実施である。このことを受け、わが国における直接処分の安全評価に資することを目的として、ソースタームのうち瞬時放出に着目し、本分野での先進諸外国の安全評価事例を調査した。諸外国における安全評価の内容を比較した結果、引用する試験データは各国でほぼ同様であったが、最終的なソースターム設定は、各国の事情(炉型や想定燃焼度等)を加味した結果として各国間で違いがみられた。また、設定値が含む不確実性の表現も各国で異なり、推奨値に加え悲観的値を設けるケースや、中央値と標準偏差を与えるケース等の違いがみられた。本調査内容は、わが国における直接処分の安全評価のための基盤情報として有効である。

論文

Activation experiments for verification of neutron capture cross section of $$^{237}$$Np using variable neutron field at KURRI-LINAC

高橋 佳之*; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 八木 貴宏*; 八島 浩*; Pyeon, C. H.*; 中村 詔司; 原田 秀郎

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.645 - 652, 2016/05

放射性毒性の低減のために、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命核分裂生成核種(LLFP)の革新的原子炉を用いた核変換の実用化研究が精力的に進められてきている。革新的な原子炉システムを設計するためには、正確な核データが必要である。そこで、精度の高い核データの整備のために、マイナーアクチニドの中性子核データの高精度化研究を行うAIMACプロジェクトが始められている。本プロジェクトの一環として、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器(KURRI-LINAC)や臨界集合体(KUCA)における可変中性子場を用いて、マイナーアクチニドの核データ(積分データ)を測定する。$$^{237}$$Np, $$^{241}$$Am,そして$$^{243}$$Am核種について、本研究で得られる積分データを、別途、TOF測定で得られた微分断面積データと比較検討を行うことで、核データの検証を行う。本論文では、$$^{237}$$Npの中性子捕獲反応の反応率の測定結果を報告する。

論文

Accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

EPJ Web of Conferences, 93, p.06001_1 - 06001_5, 2015/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:85.29(Physics, Multidisciplinary)

核変換システムによる環境負荷低減効果の定量的評価とその設計に資することを目的に、原子力システム研究開発事業として「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」を平成25年10月より開始した。本研究開発では、高精度化を実現するために、J-PARC/物質・生命科学実験施設の中性子核反応測定装置ANNRIや京都大学原子炉実験所研究炉KUR等を利用するとともに、4つの異なる研究分野である核データ測定・炉物理・放射化学・核データ評価の研究者が相互に協力し、独立手法による測定結果の相互比較を行うことで系統誤差要因の理解を深め、信頼性を高める。本プロジェクト研究の背景、全体計画及び研究進捗を概説する。

論文

J-PARCリニアックの現状

小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10

J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。

論文

J-PARCリニアックRFチョッパ用の高周波源システムの改造

二ツ川 健太*; 池上 雅紀*; 伊藤 雄一; 菊澤 信宏; 佐藤 文明; 篠崎 信一; 鈴木 隆洋*; 千代 悦司; 平野 耕一郎; Fang, Z.*; et al.

Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1149 - 1153, 2014/06

J-PARCリニアックでは、MEBT部に2つの空胴で構成されたRFチョッパを導入し、不要なビームをRFで蹴り出すことにより櫛形構造を持つ中間パルスを生成して、RCSへ入射している。RFチョッパの高周波の立上り・立下り時の過渡領域のビームは、半端に蹴り 出されるために下流でのビーム損失の原因となり得る。そこで、RFチョッパには、素早い応答性が要求され、Q値の低い空胴と帯域の広い半導体アンプが採用されている。しかし、以前のシステムでは2つのチョッパ空胴をU字型の同軸管で直列に接続し、1つの高周波源で運用していたこともあり、高周波の立下り時に大きなリンギングが見られた。そこで、2012年の夏季シャットダウン中に、新たに半導体アンプを追加し高周波源を2台体制にして、各空胴を独立にドライブするシステムに改造した。その結果、立下り時のリンギングは小さくなり、ビーム電流15mAの条件下で立上り・立下り時間が約20nsecを達成した。現在は、半導体アンプが故障したために、以前の直列接続のシステムに戻っているが、本講演では2台体制の並列接続システムの成果について発表を行う。

論文

海水ウラン採取用キャピラリー纎維状キレート樹脂充填カラムの性能評価

上江州 一也*; 斎藤 恭一*; 堀 隆博*; 古崎 新太郎*; 須郷 高信; 岡本 次郎

日本原子力学会誌, 30(4), p.359 - 364, 1988/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:61.33(Nuclear Science & Technology)

電子線グラフト重合法によって合成したキャピラリー繊維状アミドオキシム樹脂を充てんした固定層吸着装置にポンプ動力を利用して海水を流通させるウラン採取システムについて検討した。

論文

アミドオキシム型キレート樹脂の海水ウラン吸着平衡特性

堀 隆博*; 斎藤 恭一*; 古崎 新太郎*; 須郷 高信; 岡本 次郎

化学工学論文集, 13(6), p.795 - 800, 1987/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:57.81(Engineering, Chemical)

放射線グラフト重合法によってアミドオキシム型キレート樹脂を合成し、海水中におけるウランと樹脂との吸着平衡関係を調べた。

論文

Porous amidoxime-group-containing membrane for the recovery of uranium from seawater

斎藤 恭一*; 堀 隆博*; 古崎 新太郎*; 須郷 高信; 岡本 次郎

Industrial & Engineering Chemistry Research, 26(10), p.1977 - 1981, 1987/10

 被引用回数:62 パーセンタイル:93.79(Engineering, Chemical)

多孔性のポリエチレンフィルムを基材にして、放射線グラフト重合法を適用して、海水ウラン採取に適したアミドキシム型多孔性膜を合成した。

口頭

ダイヤモンドへの低エネルギーイオン注入による発光センターの規則配列作製

小松原 彰*; 寺地 徳之*; 堀 匡寛*; 熊谷 国憲*; 田村 崇人*; 大島 武; 小野田 忍; 山本 卓; Muller, C.*; Naydenov, B.*; et al.

no journal, , 

ダイヤモンド中に発光中心を作製することで、量子計算及び量子通信などに応用することができる。本研究では、ダイヤモンドへシリコン(Si)イオンを格子状に照射することで、シリコン-空孔(Si-V)センターを作製し、SiVセンターの生成収率と位置精度の制御性について検討した。生成収率の測定のため、格子状に照射したSiイオンの数を各格子点あたり、2から1000個で変化させた。共焦点顕微鏡を用いて、SiVセンターの水平方向及び深さ方向の空間分布を測定した。観察の結果、SiVが規則的に格子状に生成されていることがわかった。しかし、1格子点あたり100個の場合、明瞭な格子状パターンを観測することができなかったことから、生成収率が1%以下であることが推定された。

口頭

マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発,1; AIMACプロジェクトの全体計画

原田 秀郎; 岩本 修; 中村 詔司; 木村 敦; 岩本 信之; 寺田 和司; 中尾 太郎; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

no journal, , 

マイナーアクチニド核種を中心とする最重要核種の中性子核データを世界最高水準で測定できる技術を開発し、これを適用した核データ測定結果を反映した評価を行うことにより、高品質データを整備することを目指し、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係る研究開発」を開始した。本研究開発は、(1)熱中性子捕獲断面積の高精度化、(2)TOF測定に用いるサンプル量の高精度決定のための技術開発、(3)全中性子断面積測定を組み合わせた共鳴パラメータの決定、(4)測定エネルギー範囲の高速中性子領域への拡張、並びに、(5)測定と評価のキャッチボールによる高品質評価から構成される。本発表では、本研究開発事業の全体計画を報告する。

口頭

マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

no journal, , 

J-PARC/物質・生命科学実験施設の中性子核反応測定装置ANNRIや京都大学原子炉実験所研究炉KUR等を利用した断面積測定や系統誤差低減のための各種技術開発等を行うことにより革新炉や核変換システム設計で必要となるマイナーアクチニドの中性子核データの精度向上を目指した研究プロジェクトが、原子力システム研究開発事業「マイナーアクチニドの中性子核データ精度向上に係わる研究開発」として平成25年10月より開始された。本プロジェクト研究の背景、全体研究計画、本研究で期待される効果等を述べる。

口頭

使用済燃料直接処分のソースターム評価,1; 海外における瞬時放出パラメータの調査および国内向けパラメータの検討

長田 正信; 北村 暁; 舘 幸男; 赤堀 邦晃*; 近沢 孝弘*

no journal, , 

使用済燃料を直接地層処分する場合において、処分容器の閉じ込め機能が喪失して速やかに生じる放射性核種の地下環境への放出挙動を、諸外国における関連情報の調査を通じて検討した。これらの情報を基に、国内の使用済燃料を直接処分する場合の瞬時放出パラメータの導出を試みた。

口頭

使用済燃料直接処分のソースターム評価,3; 国内使用済燃料の核分裂生成ガス放出割合導出手法の検討

長田 正信; 赤堀 邦晃*; 北村 暁; 舘 幸男; 近沢 孝弘*

no journal, , 

処分容器の閉じ込め機能喪失後に生じる使用済燃料から地下環境への放射性核種の瞬時放出挙動について、その評価指標のひとつである国内使用済燃料の核分裂生成ガス放出割合の導出手法を検討した。

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