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論文

Validation of analysis models on relocation behavior of molten core materials in sodium-cooled fast reactors based on the melt discharge experiment

五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs.CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.

論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

論文

J-PARC 3GeVシンクロトロンビームコリメータの故障原因究明作業

岡部 晃大; 山本 風海; 神谷 潤一郎; 高柳 智弘; 山本 昌亘; 吉本 政弘; 竹田 修*; 堀野 光喜*; 植野 智晶*; 柳橋 亨*; et al.

Proceedings of 14th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.853 - 857, 2017/12

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)には、ビーム損失を局所化し、機器の放射化を抑制するためにビームコリメータが設置されている。RCSにて加速中に広がったビームハローは、すべてコリメータ散乱体によって散乱され、吸収体部にて回収される。2016年4月のコリメータ保守作業時に吸収体部の1つで大規模な真空漏れが発生したため、代替の真空ダクトを設置することで応急的な対処を行い、ビーム利用運転を継続した。取り外したコリメータの故障原因を特定するためには、遮蔽体を解体し、駆動部分をあらわにする必要がある。しかし、故障したコリメータ吸収体部は機能上非常に高く放射化しており、ビームが直接当たる真空ダクト内コリメータ本体では40mSv/hという非常に高い表面線量が測定された。したがって、作業員の被ばく線量管理、及び被ばく線量の低減措置をしながら解体作業を行い、故障したコリメータ吸収体の真空リーク箇所の特定に成功した。本発表では、今回の一連の作業及び、コリメータの故障原因について報告する。

論文

Creep-fatigue tests of double-end notched bar made of Mod.9Cr-1Mo steel

下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 廣瀬 祐一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本研究は、SFR機器の設計基準が考えうるすべての破損様式をカバーしていることを確認するための実験的・解析的研究である。現行の設計基準におけるクリープ疲労損傷評価法は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼(例えばSUS304)の実験や数値解析に基づいて構築されている。改良9Cr-1Mo鋼の材料特性はオーステナイト系ステンレス鋼のそれらとはかなり異なるので、現行の設計基準の改良9Cr-1Mo鋼製機器への適用性を確認する必要がある。両側切欠きを有する改良9Cr-1Mo鋼試験片に対する30分のひずみ保持を伴う単軸クリープ疲労試験を実施した。キリカキ底の半径は、1.6mm, 11.2mmと40.0mm。1.6mmと11.2mmの切欠き試験片は切欠き底から破損したが、40.0mmの切欠き試験片は明らかに内部から破損した。また、保持時間は合計わずか2,000時間程度であるにもかかわらず、多くのクリープボイドと、粒状界き裂成長が観察された。このような特異な破損様式の原因を究明するため、いくつかの追加実験と数値解析を実施した。それらの結果から、このような特異な破損様式の原因を絞り込むことができた。最大の要因をはっきりさせるための将来の計画も提案した。

論文

Evidence of electronic polarization of the As ion in the superconducting phase of F-doped LaFeAsO

Kim, J.*; 藤原 明比古*; 澤田 智弘*; Kim, Y.*; 杉本 邦久*; 加藤 健一*; 田中 宏志*; 石角 元志*; 社本 真一; 高田 昌樹*

IUCrJ, 1(3), p.155 - 159, 2014/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.2(Chemistry, Multidisciplinary)

放射光X線粉末回折データをもとに、電子密度解析を行い、低温でLaFeAsO$$_{1-x}$$F$$_{x}$$の超伝導相の鉄層にのみ電子が集まっていることが見つかった。静電ポテンシャル分布解析の結果、ヒ素イオンの電子分極が協調的に増強され、電荷の再配列が起こっていた。

論文

Trial synthesis of Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$ for high-functional tritium breeders

星野 毅; 及川 史哲; 名取 ゆり*; 加藤 剣一*; 目 智子*; 中村 和*; 蓼沼 克嘉*

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2268 - 2271, 2013/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.75(Nuclear Science & Technology)

核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、新たな先進トリチウム増殖材料の合成試験を行った。核融合原型炉では高いトリチウム増殖比を有する発電ブランケットが必要なため、トリチウム増殖材料(Liセラミックス)と中性子増倍材料(Be等)をブランケット内に混合して充填する設計も検討されている。しかしながら、高温・長時間使用時におけるLiとBeの反応が懸念されるため、混合充填時も化学的に安定なLi$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$合成法の探索を行った。LiOH・H$$_{2}$$OとBe(OH) $$_{2}$$を始発粉末とし、1073K・2hの焼成条件にて合成を行ったところ、セラミックス中に微量の不純物を検出した。そこで、さまざまな検討の結果、始発粉末をLiOH・H$$_{2}$$OとBeOに変えたところ、ほぼ単一相のLi$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$合成に成功し、LiとBeの混合充填時においても化学的安定性が高いと考えられる、新たなトリチウム増殖材料としての可能性を有するLi$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$合成に成功した。

論文

A Study for proposal of welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo steel for Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)

若井 隆純; 鬼澤 高志; 加藤 猛彦*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

This paper proposes provisional welded joint strength reduction factors (WJSRF) of Modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural designing of "Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)". JSME published a revised version of the elevated temperature design code in last year. Modified 9Cr-1Mo steel was officially registered in the code as a new structural material for sodium cooled fast reactors. The creep strength curve for the base metal of the steel was standardized by employing stress range partitioning method, same as for the welded joint. However, second order equation of logarithm stress was applied in the analysis for the base metal. In addition, the creep rupture data obtained at 700 degree Celsius were included in the database and data ruptured in very short term, i.e. smaller than 100 hours, were excluded from the analysis. Thus, there are some differences between the procedures to determine the creep strength curves for base metal and welded joint made of Modified 9Cr-1Mo steel. This paper discusses the most feasible procedure to determine the creep strength curve of the welded joint of the steel by performing some case studies to focus on physical adequacy and usability. Then, the strength reduction factors are provisionally proposed based on the design creep rupture stress intensities. In addition, the design of JSFR pipes were reviewed taking the proposed WJSRF into account.

論文

Beam commissioning and operation of the Japan Proton Accelerator Research Complex 3-GeV rapid cycling synchrotron

發知 英明; 原田 寛之; 林 直樹; 金正 倫計; Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 田村 文彦; 山本 風海; 山本 昌亘; 吉本 政弘; et al.

Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2012(1), p.2B003_1 - 2B003_26, 2012/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:35.61(Physics, Multidisciplinary)

J-PARC 3-GeV RCSは、1MWのビーム出力を目指す大強度陽子加速器である。RCSは、2007年10月にビーム試験を開始し、その後、2008年12月より4kWのビーム出力でユーザー運転を開始した。以来、ビームチューニングの進展やハードウェアの改良に従って、RCSの出力パワーは順調に増強されている。RCSは、これまでに、420kW出力までのビーム損失を1%以下に抑え込むことに成功し、また、210kWでのルーティンユーザー運転を実現させている。RCSのような大強度陽子加速器では、ビーム損失により生じる機器の放射化が出力強度を制限する最大の要因となるため、ビーム損失の低減が出力増強時に常に直面する重要なビーム物理学上の課題となる。本論文では、RCSのビーム増強に関する最近の進展、特に、ビーム増強とともに多様に出現するビーム損失に対するわれわれの取り組み(ビーム損失低減策)を紹介する。

論文

Development of advanced tritium breeding material with added lithium for ITER-TBM

星野 毅; 加藤 剣一*; 名取 ゆり*; 及川 史哲; 中野 菜都子*; 中村 和*; 佐々木 一哉*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 蓼沼 克嘉*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.684 - 687, 2011/10

 被引用回数:33 パーセンタイル:5.38(Materials Science, Multidisciplinary)

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は日本におけるITERテストブランケットモジュール(TBM)に装荷するトリチウム増殖材料の候補材料として選定されている。本材料は水素添加ガス雰囲気中で高温・長時間、中性子照射されるため、水素により還元されにくく、Liの蒸発及び核的燃焼に対する耐久性が要求される。そこで、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$よりLi/Ti比が大きく、しかもLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の結晶構造を持つ先進トリチウム増殖材料であるLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$(Li$$_{2+x}$$TiO$$_{3+y}$$)の開発を行った。水酸化リチウム一水和物とメタチタン酸を回転混合させることにより、常温にて始発原料同士の固相反応を進行させ、ゲル状とした。このゲル状試料を焼成したLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は、無添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$のXRD回折ピークと一致し、他の不純物等による相は観察されなかった。さらに、Li/Ti分析結果から、合成前後のLi/Ti比はほぼ一致した。これらの結果より、従来の固相合成法に常温固相合成反応を取り入れることで、高温・長時間使用時においても化学的に安定なITER-TBM用Li添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$が合成可能となることを初めて明らかにした。

論文

Stress corrosion cracking behavior of type 304 stainless steel irradiated under different neutron dose rates at JMTR

加治 芳行; 近藤 啓悦; 青柳 吉輝; 加藤 佳明; 田口 剛俊; 高田 文樹; 中野 純一; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 高倉 賢一*; et al.

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (CD-ROM), p.1203 - 1216, 2011/08

引張特性と照射誘起応力腐食割れ進展挙動に及ぼす中性子照射速度の影響について検討するために、304ステンレス鋼を用いたき裂進展(CGR)試験,引張試験,微細組織観察を実施した。試験片は、JMTRにおいて沸騰水型原子炉模擬高温水中で2つの照射速度で約1dpaまで照射した。照射硬化は照射速度に伴い増加するが、CGRに及ぼす影響は小さい。降伏応力の増加はフランクループの数密度の増加に起因する。粒界における照射誘起片析挙動に及ぼす照射速度の効果は小さい。さらに、結晶塑性シミュレーションにおけるき裂先端近傍の局所塑性変形挙動に及ぼす照射速度効果も小さいことがわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2009年度

住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2011-004, 161 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-004.pdf:4.09MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2009年4月から2010年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

焼却灰及びセメント固化体の放射化学分析のためのマイクロ波加熱装置を用いる試料溶解法

原賀 智子; 石森 健一郎; 加藤 健一; 亀尾 裕; 高橋 邦明

分析化学, 60(1), p.87 - 90, 2011/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

焼却灰及びセメント固化体試料の放射化学分析における前処理を迅速化することを目的として、マイクロ波加熱装置を用いる試料溶解フローを作成し、その適用性を確認した。焼却灰及びセメント固化体試料に対して、これまでに開発した溶融固化体試料に対する溶解フローを適用した場合、難溶解性の塩が多量に生成し、試料を溶解できなかったため、本報告では、溶解に使用する酸の種類や加熱条件を検討し、新たに最適な溶解フロー作成した。これにより、難溶解性の塩の生成を効果的に抑制することができ、調製した試料溶解液には放射性核種を十分回収できることがわかった。また、本溶解フローでは、沸点の高い過塩素酸を使用しないため、加熱乾固の操作を省略でき、溶解操作に要する時間を短縮することができた。

論文

Lower critical fields and the anisotropy in PrFeAsO$$_{1-y}$$ single crystals

岡崎 竜二*; Konczykowski, M.*; Van der Beek, C. J.*; 加藤 智成*; 橋本 顕一郎*; 下澤 雅明*; 宍戸 寛明*; 山下 穣*; 石角 元志; 鬼頭 聖*; et al.

Physica C, 470(Suppl.1), p.S485 - S486, 2010/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Physics, Applied)

鉄系オキシニクタイドPrFeAsO$$_{1-y}$$単結晶における$$H$$ $$parallel$$ $$c$$$$H$$ $$parallel$$ $$ab$$-planesのより下部臨界磁場$$H_{c1}$$を報告する。磁束ピン止めによって$$H_{c1}$$決定の困難さを回避することで、センサーの位置ごとの局所の磁気誘導を評価できる小型のホールセンサーアレイを使った新方式を開発した。結晶の縁に置かれたホールセンサーは、マイスナーの状態から最初の磁束侵入を明瞭に解明した。$$H$$ $$parallel$$ $$c$$による$$H_{c1}$$の温度依存性は、面内侵入の深さによって計測され、完全ギャップの超伝導状態と一致する。低温での$$H_{c1}$$の異方性は$$sim$$3であると評価され、それは$$H_{c2}$$よりさらに小さいものである。これは、マルチバンド超伝導性を意味し、超伝導性のアクティヴバンドはより二次元的である。

論文

Disorder and flux pinning in superconducting pnictide single crystals

Van der Beek, C. J.*; Rizza, G.*; Konczykowski, M.*; Fertey, P.*; Monnet, I.*; 岡崎 竜二*; 加藤 智成*; 橋本 顕一郎*; 下澤 雅明*; 宍戸 寛明*; et al.

Physica C, 470(Suppl.1), p.S385 - S386, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:92.59(Physics, Applied)

ニクタイド超伝導体PrFeAsO$$_{1-x}$$中の結晶の乱れが、磁束の新入の磁気光学可視化,透過型電子顕微鏡,放射光X線回折を用いて調べられた。磁束分布の臨界状態,臨界電流の大きさと温度依存性が、すべての温度で酸素欠陥によるバルクの磁束ピン止めを示す。

論文

First neutron production utilizing J-PARC pulsed spallation neutron source JSNS and neutronic performance demonstrated

前川 藤夫; 原田 正英; 及川 健一; 勅使河原 誠; 甲斐 哲也; 明午 伸一郎; 大井 元貴; 坂元 眞一; 高田 弘; 二川 正敏; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 620(2-3), p.159 - 165, 2010/08

 被引用回数:55 パーセンタイル:2.64(Instruments & Instrumentation)

J-PARCの1MWパルス核破砕中性子源JSNSは、2008年5月30日、運転開始に成功した。以来、JSNSのモデレータ設計と中性子性能の優れた特徴を実証するため、幾つかの中性子実験装置において、中性子スペクトル強度,絶対中性子束,中性子パルス形状の時間構造等の測定を行ってきた。モデレータ設計の期待どおり、エネルギースペクトルの測定値にはパラ水素の特徴が明瞭に示された。0.4eV以下の中性子束測定値は設計値と$$pm$$20%で一致したことから、JSNS設計計算の信頼性が示された。モデレータと中性子実験装置の適切な設計により、世界クラスの高分解能回折データ取得に成功した。さらに、大型円筒形の結合型モデレータの優れた設計により、世界クラスの高強度中性子束を提供可能であることが示された。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2008年度

武石 稔; 住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明*; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; et al.

JAEA-Review 2009-048, 177 Pages, 2009/12

JAEA-Review-2009-048.pdf:19.3MB
JAEA-Review-2009-048(errata).pdf:0.12MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2008年4月から2009年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

New synthesis method of advanced lithium titanate with Li$$_{4}$$TiO$$_{4}$$ additives for ITER-TBM

星野 毅; 加藤 剣一*; 名取 ゆり*; 中村 和*; 佐々木 一哉*; 林 君夫; 寺井 隆幸*; 蓼沼 克嘉*

Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.956 - 959, 2009/06

 被引用回数:35 パーセンタイル:6.79(Nuclear Science & Technology)

高温・長時間使用の条件においても安定に使用可能な核融合炉固体ブランケット用先進トリチウム増殖材料の開発を目指し、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$よりLi/Ti比の大きいLi$$_{4}$$TiO$$_{4}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$合成法の探索を行った。始発粉末としてLiOH・H$$_{2}$$OとTiO$$_{2}$$を使用した場合は、合成反応中にLiの蒸発が生じ、合成前後のLi/Tiの比率が少なくなり、合成後の試料にはLi$$_{4}$$TiO$$_{4}$$相が確認されなかった。しかしながら、LiOH・H$$_{2}$$OとH$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を始発粉末として使用した際は、合成前後のLi/Tiの比率が一致する結果となり、Li$$_{4}$$TiO$$_{4}$$相も確認できた。以上、本研究により先進トリチウム増殖材料として期待されるLi$$_{4}$$TiO$$_{4}$$添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$を安価で大量に合成する方法を確立した。

論文

Incommensurate structures of intermediate phase and martensite phase in Ni$$_{2}$$MnGa

串田 悠彰*; 福田 康太*; 寺井 智之*; 福田 敬*; 掛下 知行*; 大庭 卓也*; 長壁 豊隆; 加倉井 和久; 加藤 健一*

Journal of Physics; Conference Series, 165, p.012054_1 - 012054_4, 2009/06

Neutron diffraction measurements using single crystal and powder synchrotron X-ray diffraction measurements revealed that an intermediate (I-) phase and a martensite (M-) phase in Ni$$_{2}$$MnGa have incommensurate modulated structures. The modulation vectors of the I- and M-phases are nearly equal to $$q$$ = 0.341 at 210 K and $$q$$ = 0.427 at 100 K, respectively. Moreover, displacements of Ni, Mn and Ga atoms in both the I- and M-phase are expressed by sinusoidal waves with the same phase and almost the same amplitudes.

論文

Lower critical fields of superconducting PrFeAsO$$_{1-y}$$ single crystals

岡崎 竜二*; Konczykowski, M.*; Van der Beek, C. J.*; 加藤 智成*; 橋本 顕一郎*; 下澤 元幸*; 宍戸 寛明*; 山下 穣*; 石角 元志; 鬼頭 聖*; et al.

Physical Review B, 79(6), p.064520_1 - 064520_6, 2009/02

 被引用回数:55 パーセンタイル:11.13(Materials Science, Multidisciplinary)

鉄砒素系超伝導体PrFeAsO$$_{1-y}$$超伝導単結晶の下部臨界磁場とその異方性の評価を行った。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2007年度

武石 稔; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2008-057, 155 Pages, 2008/11

JAEA-Review-2008-057.pdf:2.15MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2007年4月から2008年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

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