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論文

オフセット周期加熱法による一方向炭素繊維複合材料の熱拡散率特性評価

永田 將*; 三宅 修吾*; 五十嵐 誉廣; 太田 弘道*; 西 剛史*

実験力学, 22(2), p.105 - 111, 2022/06

単軸炭素繊維強化プラスチック(CFRP)シートの熱緩和軸と熱拡散率をオフセット周期レーザー加熱法で測定し、熱緩和軸と繊維配向の関係を厚さの異なるCFRPシート試験片を用いて実験的に検討した。厚みが薄くなるにつれて、熱緩和軸の配向が面内方向に広がることを明らかにした。可変周波数法及び可変変位法を用いて、CFRP試験片の面外方向及び面内方向の熱拡散率を測定した。面外方向について、炭素繊維方向とほぼ一致した熱拡散率が得られた一方、面内方向は予想外の値を示した。オフセット周期加熱法による熱拡散率測定の結果、繊維の角度による熱的容易軸を考慮した熱拡散率は面内方向の測定とは異なる特性を示すことがわかった。

論文

General overview of the research project investigating the radionuclide solution behavior in mock mortar matrix modeled after conditions at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station

五十嵐 豪*; 芳賀 和子*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 駒 義和; 丸山 一平*

Journal of Advanced Concrete Technology, 19(9), p.950 - 976, 2021/09

Decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (F1NPS) in a proper manner requires assessment of the contamination levels and mechanisms for contamination in the concrete structures. Between January 2018 and March 2020, Japan's Ministry of Education Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology (MEXT) conducted a project called "The Analysis of Radionuclide Contamination Mechanisms of Concrete and the Estimation of Contamination Distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station". In this review, we outline the results of this study. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption behaviors of Cs and Sr and therefore, their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because concrete causes a high pH. A reaction transport model was developed to assess further the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and on concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the materials used at F1NPS and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. Capillary water suction resulting from dried concrete was evaluated by considering structural changes in cement hydrates using X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry.

論文

A Project focusing on the contamination mechanism of concrete after the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM 2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03

To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that $$alpha$$-nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and $$^{1}$$H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.

論文

New project on the analysis of contamination mechanisms of concrete at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか

Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM 2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03

For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.

論文

Optics tuning for beam collimation in the J-PARC 3-50 beam transport line

原田 寛之; 明午 伸一郎; 白形 政司*; 佐藤 洋一*; 田村 文彦; 手島 昌己*; 橋本 義徳*; 五十嵐 進*; 小関 忠

JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.012010_1 - 012010_6, 2015/09

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、1MWのビーム出力を目指している。ビームロスの起源となり得る空間電荷効果などは、ビーム出力が増大するにつれて増大する。それは、制御不能なビームサイズの増大を引き起こし、最終的に制御不能なビームロスへとつながる。3GeVシンクロトロンの下段の加速器である主リング(MR)へのビーム輸送ラインにおいて、ビームコリメータを設置して、それらを活用し、不要に増大したビームを排除することが、MRのビーム出力増強に向けて必須となる。そのコリメータの能力を十二分に発揮させるためには、コリメータが設置している領域において、ビーム光学系を測定し、高精度に調整することが求められる。特に、ビーム運動量の広がりに対してビームサイズが変化する分散関数やビーム巾を決めるベータ関数のような光学系の調整はとても重要である。本発表では、ビーム輸送ラインにおける光学測定の手法を紹介し、シミュレーションに基づく、ビーム光学系の測定ならびに調整結果を報告する。

論文

On-site background measurements for the J-PARC E56 experiment; A Search for the sterile neutrino at J-PARC MLF

味村 周平*; Bezerra, T. J. C.*; Chauveau, E.*; Enomoto, T.*; 古田 久敬*; 原田 正英; 長谷川 勝一; Hiraiwa, T.*; 五十嵐 洋一*; 岩井 瑛人*; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2015(6), p.063C01_1 - 063C01_19, 2015/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.69(Physics, Multidisciplinary)

J-PARC E56実験は物質・生命科学実験施設においてステライルニュートリノを探索する実験である。実験の妥当性を検証するために、われわれはMLF 3Fにバックグランドイベント用検出器を設置し、測定を行った。この検出器は500Kgのプラスチックシンチレータから構成されている。陽子ビーム入射によって$$gamma$$線と中性子が生成され、宇宙線起源の$$gamma$$線なども検出された。これらの結果について報告する。

論文

J-PARC 3-50BTラインにおける光学系の調整

原田 寛之; 明午 伸一郎; 白形 政司*; 佐藤 洋一*; 田村 文彦; 手島 昌己*; 橋本 義徳*; 五十嵐 進*; 小関 忠

Proceedings of 10th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.39 - 43, 2014/06

J-PARC 3-50BTは、速い繰り返しのシンクロトロン(3GeV RCS)から出射されたビームを遅い繰り返しのシンクロトロン(MR)に輸送するビームラインである。空間電荷効果などビームのエミッタンスやハローを増加させる複合的な要因は、大強度の陽子ビームでは強度が増加するにつれて、非線形に増加する。加えて、MRの物理アパーチャは81$$pi$$mm mradであり、RCSの486$$pi$$mm mradと比較して小さい。そのため、一般的なビーム輸送ラインの役割とは異なり、3-50BTではコリメータエリアを要し、ビームを所定のエミッタンスまで削る機能を有する。加速器を安定に運転するためには、3-50BTのコリメータ性能を十分に発揮に発揮させることが不可欠であり、そのためには3-50BTでの光学系を把握並びに調整する必要がある。本講演では、3-50BTにおける光学系の測定手法を紹介し、測定結果と計算モデルに基づいた調整結果を報告する。

論文

Circulation improvement of articles in journals written in non-english languages; A Special journal titles translation list of journals written in Japanese for the international bibliographical database

權田 真幸; 国井 克彦; 中嶋 英充; 池田 貴儀; 板橋 慶造; 小池 明美*; 五十嵐 歩*

Proceedings of 12th International Conference on Grey Literature (GL-12), p.113 - 117, 2011/00

今日、学術情報の流通性が国際的に向上し、学術コミュニケーションは"国際語"である英語が中心となっている。一方、英語以外で書かれた文献については、言語の壁があり、物理的な流通性は英語文献と同様に向上しているにもかかわらず、依然"灰色文献"のままとなっていると推察される。こうした中、IAEAを中心に作成されているINISデータベースでは、書かれた言語にかかわらず、収録された文献情報は標題,抄録など、すべて英語で作成されており、原子力分野の学術情報の国際的な流通に寄与している。しかしながら、非英語雑誌の雑誌タイトルは字訳されたローマ字で表記されており、その言語を理解できない利用者にとっては、雑誌の主題や性格がわからないという欠点があった。この表記では、日本語を理解できない利用者はどのような雑誌かわからず、せっかく必要な記事が掲載されていたとしても、入手を躊躇してしまう恐れがある。日本語をはじめとする非英語雑誌の流通性を向上させるためにはこの言語の壁は早急に取り払われるべきである。そこで、非英語雑誌に掲載された文献の流通を向上させる試みとして、日本語雑誌を例にINISデータベースに収録されている雑誌タイトルの翻訳リストを作成した。このリストをINISデータベースに公開するほか、将来的にはデータベースに実装することにより非英語雑誌の流通性向上の一助とする。

論文

Developments of high power gyrotron and power modulation technique using the JT-60U ECRF system

小林 貴之; 寺門 正之; 佐藤 文明; 横倉 賢治; 下野 貢; 長谷川 浩一; 澤畠 正之; 鈴木 貞明; 平内 慎一; 五十嵐 浩一; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 4, p.037_1 - 037_10, 2009/08

電子サイクロトロン加熱電流駆動は高効率電子加熱と、新古典ティアリングモード(NTM)抑制において重要な核融合プラズマ制御手法である。近年、JT-60Uの電子サイクロトロン波加熱電流駆動装置において、高出力ジャイロトロン開発と出力変調技術開発に成功した。1.5MW, 1秒間の安定な発振が2007年に初めて実証された。空胴及びコレクターの温度上昇の評価を行い、1.5MWでのパルス幅伸張が、110GHzジャイロトロン改造管により可能である見通しを得た。加えて、NTMに同期した0.8MW, 5kHzの出力変調ECCDを実施した。NTM同期装置が期待どおりに動作し、JT-60UでのNTM抑制実験において重要な役割を果たした。これらの開発結果により、近い将来の電子サイクロトロン波加熱電流駆動装置において、性能を向上させるための開発に重要な知見が得られた。

論文

J-PARC用リニアックSDTL部ビーム位置モニターの設計

富澤 哲男; 木代 純逸; 廣木 文雄; 佐藤 進; 五十嵐 前衛*; Lee, S.*; 濁川 和幸*; 外山 毅*

Proceedings of 1st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 29th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.165 - 167, 2004/08

J-PARCではビーム診断系のビームモニター製作を進めている。この論文では、SDTL部ビーム位置モニターの現状を記述する。ストリップライン型モニターのインピーダンスは、筐体と電極の形状により調整する。4枚のストリップラインを用いたビーム位置モニターは、すでに中間輸送系(MEBT)で調整を行っている。幾つかのビーム状態におけるビーム位置測定の予備試験の結果も報告する。

論文

Systematic calibration of beam position monitor in the high intensity proton accelerator (J-PARC) linac

佐藤 進; 五十嵐 前衛*; Lee, S.*; 富澤 哲男; 廣木 文雄; 木代 純逸; 池上 雅紀*; 近藤 恭弘; 長谷川 和男; 上野 彰; et al.

Proceedings of 22nd International Linear Accelerator Conference (LINAC 2004), p.429 - 431, 2004/00

現在建設中のMWクラス大強度陽子加速器(J-PARC)においては、ビームロスを最小限に抑えることが必要である。これに伴い、数100マイクロメーター以下程度でビームの軌道の監視・制御が必要になる。加速初段はLINACを用いるが、ここでのビーム位置検出器はストリップライン型の電極(50オーム)を用いる。本論文ではLINACビーム位置検出器の系統的較正について報告する。

論文

Three-dimensional analysis on thermo-fluiddynamics in piping with WINDFLOW

丸山 結; 五十嵐 実; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*

JAERI-memo 08-127, p.233 - 238, 1996/06

WINDFLOWコードは、圧縮性粘性流体を対象とした3次元熱流動解析コードである。本コードでは、三角形及び四角形セルにより流路断面を分割できるハイブリッド格子を採用している。WINDFLOWを配管信頼性実証試験(WIND)計画で実施した配管内熱流動試験の解析に適用した。本実験では、アルゴンガスを温度勾配を持つ水平配管内に1.0~7.1Ne/秒の体積流量で供給し、気体の温度分布を測定した。解析の結果、自然対流に起因する配管断面2次流れの形成が予測された。また配管壁近傍において急峻な温度勾配が形成され得ることが判明した。実験との比較では、軸方向温度分布に関しては差異が見られたが、半径方向温度分布については、定性的に実験結果を再現することができた。今後、乱流モデル、配管構造材内熱伝導モデル等を加える計画である。

論文

Three-dimensional thermo-fluiddynamic analysis of gas flow in straight piping with WINDFLOW code

丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純; 中島 研吾*

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.997 - 1008, 1996/00

軽水炉のシビアアクシデント時には、炉心から放出されるFPの多くはエアロゾルの形態で炉冷却系配管を移行する。エアロゾル挙動は配管内流体の熱流動挙動に強く依存することから、原研では配管信頼性実証試験(WIND)計画の配管内エアロゾル挙動試験の一部として配管内熱流動試験を実施するとともに、配管内3次元熱流動解析コードWINDFLOWの開発を進めている。WINDFLOWと熱流動試験の試験後解析に適用した。1000~300$$^{circ}$$Cの軸方向温度勾配を有する配管内に供給する気体(Ar)流量が異なる全解析ケースで自然対流に起因する2次流れの形成が予測された。また、2次流れと気相内熱伝導の影響により、試験配管出口近傍の配管天井部において急峻な温度勾配が形成され得ることが確認できた。気相内温度分布の実験と解析の比較から、WINDFLOWは径方向の気相温度分布と定性的に再現すること、軸方向の温度低下を過小評価することが明らかとなった。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,8; ハルモニタの適用性評価,1; 破壊分析によるハルピース中のPu, Cm, U測定

鈴木 豊; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 後藤 雄一; 五十嵐 万人*; 清水 靖之; 須田 静香; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

東海再処理施設では、使用済燃料集合体の端末(エンドピース)及び燃料被覆管のせん断片(ハル)に移行するPuを定量するため、ハルモニタによる非破壊測定のフィールド試験を行っている。ハルモニタは、中性子計測法により測定したキュリウム244量とORIGEN計算コードにより求めた当該使用済燃料のPu/キュリウム244比から、使用済燃料のハルに移行するPu量を間接的に求めている。このため、ハル中のPu及びキュリウム244量を破壊分析により測定し、ハル中のPu/キュリウム244比を求め、ハルモニタとの比較分析を行うことで、ハルモニタの信頼性の評価が可能となる。また、保障措置分析の観点から、ハル中のPu, Uの定量分析が求められている。本研究では、新型転換炉「ふげん」MOX燃料及びUO$$_{2}$$燃料のハルピース中のPu, Cm, U量を破壊分析により測定した。

口頭

人形峠鉱山夜次2号坑道の降雨浸透・地下水流動特性と発生源対策検討

富山 眞吾*; 五十嵐 敏文*; 小田代 佳奈*; 山口 耕平*; 福嶋 繁; 小原 義之

no journal, , 

岡山県の北部、鳥取県との県境付近に位置する人形峠鉱山は事業休止中の核燃料物質鉱山であり、日本原子力研究開発機構が大学・研究機関との連携のもと、閉山措置に向けた計画検討に取り組んでいる。対象となる鉱山施設のうち夜次(よつぎ)2号坑道では、地元自治体との協定で定められた排出基準値を超えた濃度のラジウムを含む坑水が発生しており、坑水量低減のための発生源対策が必要となっている。これまでの研究では、陥没構造など坑道直上部が全般的に高透水性を有していることを仮定した数値解析モデルにおいて、降雨と降水量の応答を概ね再現することができた。一方で境界条件として重要な降雨涵養量や周辺流域からの地下水の出入りについては明らかではなく、課題となっていた。本発表では、流域水収支や地下水流動特性とそれらを踏まえた発生源対策の効果予測結果を報告する。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する研究,10; 建屋地下コンクリートへのCs, Srの浸透挙動のモデル化

富田 さゆり*; 小林 佑太朗*; 芳賀 和子*; 細川 佳史*; 山田 一夫*; 粟飯原 はるか; 五十嵐 豪*; 丸山 一平*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉時に発生する大量のコンクリート廃棄物の処分計画において、事故後から廃炉時までの放射性核種の移行予測は有用である。重要核種であるCsとSrは、骨材やセメント系材料中のC-S-Hに収着されるため、Cs, Srの移行予測には骨材およびC-S-HへのCs, Srの収着モデルを実装した相平衡モデルが必要である。本研究では、福島第一原子力発電所コンクリートで使用されたものと同じ産地の骨材に対してCsおよびSrの収着試験を実施し、イオン交換反応を用いた骨材とCs, Srの相互作用をモデル化した。この結果を既報のC-S-Hへの収着モデルとともに相平衡-物質移動連成モデルに実装し、高濃度の汚染水が長く滞留していた1号機タービン建屋地下コンクリートを想定したコンクリートへのCs, Srの浸透計算を行った。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する基礎研究; Cs, Srおよび水分の移動に関する実験的検証

丸山 一平*; 山田 一夫*; 井田 雅也*; 渋谷 和俊*; 五十嵐 豪*; 駒 義和

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉工程で想定される、作業環境改善を目的とした建屋コンクリートの除染手法の検討と最終段階で発生する廃棄物量の推計等を最終目的に、放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明に 基づいた将来の汚染分布の推定に関する基礎研究を進めている。汚染は、核種の収着・浸透挙動に依存するが、それはコンクリートの特性(セメント種類, 骨材中の粘土鉱物)、状態(飽水・乾燥、各種の劣化)および核種の種類によって異なると考えらえる。このため、将来の汚染分布の推計に向けて、各種コンクリートと核種(Cs, Sr, $$alpha$$核種)との相互 作用と、水分移動も考慮した評価/予測手法の検討が必要である。本報では、実験的検討の一部を報告する。

口頭

放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と汚染分布推定に関する基礎研究; コンクリートの特徴がCs・Srの浸透に及ぼす影響(実験的検証)

丸山 一平*; 渋谷 和俊*; 富田 さゆり*; 五十嵐 豪*; 駒 義和; 山田 一夫*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉工程で実施される、作業環境改善を目的とした建屋コンクリートの除染、除染手法の検討、廃棄物量の推計等を行う際の基盤情報に資することを目的に、放射性物質によるコンクリート汚染の機構解明と将来の汚染分布の推定に関する基礎研究を水分移動や$$alpha$$核種の挙動を含めて進めている。本報では、1F建屋のコンクリートを模擬して炭酸化または乾燥させた試料を用いてCs, Srの浸透試験を実施し、セメント種類、骨材中の粘土鉱物量や炭酸化、乾燥がCs, Srの浸透に及ぼす影響について、実験的に検証した結果を報告する。

口頭

レーザスポット周期加熱法における面内熱拡散率評価法の開発

永田 將*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 五十嵐 誉廣; 三宅 修吾*

no journal, , 

スポット周期加熱法は熱物性分布を評価するための非接触測定法の一つであるが、測定サンプル表面全体からの温度波反射影響のため熱拡散率を正確に評価することが難しいという欠点がある。我々は過去の研究において、サンプルサイズ,赤外線検出器の感度分布と強度を考慮した、熱伝達方程式に基づくパラメータデータベースを使用して熱拡散率を導出する方法を提案した。提案手法を用いて純銅の熱拡散率を測定した結果、文献値とよく一致していた。しかし、厚さの異なる純銅の測定では温度応答は分析溶液で得られた結果と乖離があった。本研究ではレーザスポット周期加熱法の基本原理と実測時の実験条件の間の乖離に起因する誤差を数値計算により補正し、より信頼性の高い面内熱拡散率評価を行った。

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