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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

Sintering behavior of (U,Ce)O$$_{2}$$ and (U,Pu)O$$_{2}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*; 加藤 正人; Nelson, A.*; McClellan, K.*

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.617 - 618, 2015/10

CeO$$_{2}$$はPuO$$_{2}$$の模擬物質として多くの研究が行われている。Dorrは(U,Ce)O$$_{2}$$の焼結に関して、ハイパーストイキオメトリ領域では還元雰囲気と比べて低温で焼結が進むことを報告している。しかし、試料の酸素/金属比は正確にはコントロールされておらず、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の類似性について定量的な議論はされていない。よって本研究では、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の焼結挙動について調べ、酸素欠陥の影響について評価を行った。

報告書

「もんじゅ」炉心管理に用いる3次元拡散燃焼計算コードHIZERの整備

加藤 慎也; 下本 善彦; 加藤 優子; 北野 彰洋

JAEA-Technology 2014-043, 36 Pages, 2015/02

JAEA-Technology-2014-043.pdf:8.94MB

炉心管理運用コードシステム(以下、「炉心管理システム」という)は、原子炉の管理・運用に必要なデータ管理、解析実行、編集作業を一元的に制御することで業務の効率化を図ることを目的としたシステムである。炉心管理システムは、入力定数作成、核熱特性解析、放射線解析、炉心健全評価、炉心運用解析の5つのモジュールシステムから構成される。これらのうち、核熱特性解析モジュールシステムには、専用に開発した3次元拡散燃焼計算コードHIZER(以下、「HIZER」という)が組み込まれている。HIZERにより、「もんじゅ」の設計仕様、運用計画に特化した核特性解析が可能となり、「もんじゅ」炉心に対して高精度かつ高効率な核特性評価を実施することが可能となっている。本レポートではHIZERの計算方法及びHIZERの計算値の妥当性確認について述べる。

論文

Reduction of contaminated concrete waste by recycling aggregate with the aid of pulsed power discharge

Arifi, E.*; 石松 宏一*; 飯笹 真也*; 浪平 隆男*; 坂本 浩幸*; 舘 幸男; 加藤 博康*; 重石 光弘*

Construction and Building Materials, 67(Part.B), p.192 - 196, 2014/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.67(Construction & Building Technology)

福島第一原子力発電所の事故によって多量の放射性汚染コンクリートが発生している。放射性廃棄物としての汚染コンクリートの減容化に対するパルスパワー放電の適用可能性が調査された。汚染コンクリートは、パルスパワー放電過程で、非汚染粗骨材を汚染マトリクスから分離することにより除染される。本研究では、放射性汚染コンクリートを模擬するために、Csの安定同位体を用いた。試験の結果、汚染コンクリートから回収された骨材の体積は最大で60%であり、一方で、回収骨材中のCsはおおよそ3%であった。大部分のCsは、放電過程で水中に移行した。これらの結果より、パルスパワー法によって、骨材の再利用による汚染コンクリートの減容できる可能性が示された。本手法の実際の廃棄物への適用性を評価していくため、より実際の廃棄物に近い条件で試験を実施する必要がある。

論文

Burning of MOX fuels in LWRs; Fuel history effects on thermal properties of hull and end piece wastes and the repository performance

平野 史生; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 稲垣 八穂広*; 岩崎 智彦*; 大江 俊昭*; 加藤 和之*; 北山 一美*; 長崎 晋也*; 新堀 雄一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(3), p.310 - 319, 2012/03

AA2011-0278.pdf:0.56MB

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

軽水炉から取り出したMOX使用済燃料を再処理した後に発生するハルエンドピース廃棄体について、地層処分に対する廃棄体の発熱の影響を検討した。MOX使用済燃料の発熱率と、その再処理後に生じるハルエンドピース廃棄体の発熱率は、MOX燃料を軽水炉に装荷する前の履歴に依存して変化する。ここでの履歴とは、再処理してプルトニウムを取り出す前のウラン燃料の燃焼度,冷却期間、及び再処理後に製造されたMOX燃料の貯蔵期間を指す。これらMOX使用済燃料の再処理に伴い発生するハルエンドピース廃棄体の発熱率は、使用済ウラン燃料を長期に渡り冷却した後に(例えば50年間)再処理し、MOX燃料を製造する場合等においても、燃焼度45GWd/tのウラン燃料の再処理で発生するハルエンドピース廃棄体と比較すると極めて高い。こうした廃棄体をセメント固化して地層処分する場合、セメントの温度上限値を80$$^{circ}$$Cとし、MOX燃料の燃焼度を45GWd/tとすると、1体の廃棄体パッケージに収納できるハルエンドピース廃棄体の量は、キャニスターの本数に換算すると0.7-1.6本となり、ウラン燃料の場合の4本と比較すると極めて少ないとの結果が得られた。

論文

Measurement of oxygen potential of (U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2pm x}$$ at 1773 and 1873 K, and its analysis based on point defect chemistry

加藤 正人; 中道 晋哉; 武内 健太郎; 砂押 剛雄*

CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry, 35(4), p.623 - 626, 2011/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.61(Thermodynamics)

ウラン・プルトニウム混合酸化物は、高速炉の燃料として用いられる。MOXは、蛍石構造を持つ酸素不定比性化合物であり、ハイパー,ハイポストイキオメトリの両方の組成で安定な酸化物である。MOXの酸素量は、基礎特性に大きく影響するため、酸素量と酸素ポテンシャルの関係を評価することは大変重要である。本研究では、(U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2pm x}$$の酸素ポテンシャル測定を1773K及び1873Kで行った。測定は熱重量計を用いて気相平衡法で行った。酸素ポテンシャルを温度,O/Mの関数として決定し、点欠陥モデル用いて定比組成の酸素ポテンシャルを1773K及び1873Kにおいて、それぞれ-311kJ/mol及び-299kJ/molと得た。

論文

Influences of Am and Np on oxygen potentials of MOX fuels

中道 晋哉; 加藤 正人; 田村 哲也*

CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry, 35(4), p.648 - 651, 2011/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:44.26(Thermodynamics)

原子力機構ではAmやNpのようなMAを含有したMOX燃料の開発を行っている。本研究では特に、MAを微量に添加した場合におけるMOX燃料の酸素ポテンシャルに着目した。1473, 1573及び1623Kにおける(Am$$_{0.024}$$Pu$$_{0.311}$$U$$_{0.665}$$)O$$_{2-x}$$及び(Am$$_{0.01}$$Np$$_{0.12}$$Pu$$_{0.29}$$U$$_{0.58}$$)O$$_{2-x}$$の定比組成近傍の酸素ポテンシャルについて熱重量法により測定した。(Am$$_{0.024}$$Pu$$_{0.311}$$U$$_{0.665}$$)O$$_{2-x}$$及び(Am$$_{0.01}$$Np$$_{0.12}$$Pu$$_{0.29}$$U$$_{0.58}$$)O$$_{2-x}$$はMAを含まない(Pu$$_{0.30}$$U$$_{0.70}$$)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルに比べてわずかに高くなった。本研究から、MOXの酸素ポテンシャルはAmの影響によりわずかに高くなり、Npの影響はほとんど受けないことがわかった。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Experimental evaluation of Am-and Np-bearing mixed-oxide fuel properties

加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.201 - 209, 2010/00

JAEAでは、マイナーアクチニドを含有したMOX燃料の開発を進めている。そのような新しい燃料の物性を測定することは燃料開発を進めるうえで不可欠である。本報告では、これまで得られた燃料の融点,熱伝導率,格子定数,酸素ポテンシャル,相分離挙動に関するデータをレビューし、Np及びAmの各特性に与える影響を評価した。得られたデータは、JSFRの燃料の挙動評価に反映した。

論文

The Phase state at high temperatures in the MOX-SiO$$_{2}$$ system

中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 木原 義之

Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.191 - 196, 2009/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.16(Materials Science, Multidisciplinary)

「常陽」での短期照射試験後、燃料中心部の限定された領域で燃料製造時に不純物として混入するSiO$$_{2}$$の凝集が認められた。SiO$$_{2}$$を混合したMOXについて酸素分圧を変えて1700$$^{circ}$$C, 2000$$^{circ}$$C, 2400$$^{circ}$$Cの温度で熱処理を行った。低酸素分圧下で熱処理した試料において、MOXの粒界にPu, Am及びSiの化合物の形成が観察され、特に2400$$^{circ}$$Cで熱処理した場合において、その傾向が顕著となった。

論文

高速炉用ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の融点に及ぼす酸素・金属比の影響

加藤 正人; 森本 恭一; 中道 晋哉; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.420 - 428, 2008/12

高速炉用MOX燃料の融点について、Pu, Am, O/Mをパラメータとしてサーマルアレスト法により測定を行った。測定には、試料とカプセル材との反応を抑えるためにReを用いた。測定された固相線温度は、PuとAmが増加するほどまたO/Mが低下するほど上昇した。U-Pu-O系において、融点の最大値は、ハイポストイキオメトリの領域にあると考えられる。また、UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-AmO$$_{2}$$-PuO$$_{1.7}$$系について理想溶液モデルを用いて固相線温度及び液相線温度の評価を行い、実験値を$$pm$$25Kで再現することを確認した。

論文

多重$$gamma$$線放射化分析によるたたら製鉄試料中のヒ素とアンチモンの定量

伊下 信也*; 鈴木 章悟*; 岡田 往子*; 加藤 将彦*; 平井 昭司*; 木村 敦; 初川 雄一; 藤 暢輔; 小泉 光生; 大島 真澄

鉄と鋼, 94(9), p.345 - 350, 2008/09

日本独自の製鉄法として知られるたたら製鉄の発祥や発展については、未だに解明されていない点がある。たたら製鉄試料中のヒ素とアンチモンの濃度を定量分析することで、原料の産地推定が可能であり、このような科学分析がたたら製鉄に関する謎を解く糸口になると考えられる。たたら製鉄関連試料中のヒ素とアンチモンは、ppmもしくはsub-ppmオーダーと低レベルである点、主成分元素や不純物元素の放射化により発生する妨害$$gamma$$線の影響により、検出器1台で行われる通常の機器中性子放射化分析(INAA)では、定量できない場合があった。そこで、本研究ではINAAよりも高感度分析が可能である多重$$gamma$$線放射化分析(NAAMG)により模擬たたら製鉄試料(鉄塊,鉄滓,砂鉄)中のヒ素とアンチモンの定量を行った。定量の結果、ヒ素では定量下限値0.1ppmオーダー、アンチモンは、0.001ppmオーダーで分析が可能であることがわかり、INAAでは定量できなかった試料についても定量できた。現代鉄鋼と比べ、模擬たたら製鉄試料中の不純物は高レベルであり妨害$$gamma$$線強度が大きい条件にもかかわらず、鉄や鉄滓中の低レベルのヒ素とアンチモンの定量ができたことにより、鉄鋼試料に対してのNAAMGの有用性が確認された。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

論文

Preparation of low oxygen-to-metal mixed oxide fuels for the advanced fast reactor

加藤 正人; 中道 晋哉; 高野 龍雄

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.916 - 920, 2007/09

マイナーアクチニドを含有した酸化物燃料が先進高速炉の燃料として開発が進められている。燃料開発の一環として、さまざまな物性データの研究が行われてきた。燃料は、高燃焼を達成するために低O/Mの仕様である。MA含有MOX燃料は常陽において照射試験が進められている。本研究では、均質な低O/M燃料を調製するために、焼結挙動とO/M調整のための熱処理の挙動を調べ、熱処理条件を決定することを目的とする。焼結工程では、酸素ポテンシャルの高い雰囲気で熱処理をすることによって、均質な高密度ペレットを調整することができた。また、O/M調整の熱処理では、急激なO/M変化をさせるとペレット内にポアの成長とクラックが発生するため、徐々にO/Mを下げる必要がある。これらの試験結果から得られた条件をもとにMA含有MOXの製造条件を決定し、実際の照射試験燃料製造によって実証した。

論文

Evaluation of melting temperature in (Pu$$_{0.43}$$Am$$_{0.03}$$U$$_{0.54}$$)O$$_{2.00}$$

中道 晋哉; 加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.191 - 192, 2007/06

日本原子力研究開発機構では、高速炉燃料として20-32%Pu含有MOX燃料について開発を行ってきた。照射時の燃料ペレットの大きな温度勾配によりPu及びUの再分布が生じ、ペレット中心部でPu含有率が43%に増加する。照射中の燃料ペレットの設計温度はペレットの融点により制限される。そこで43%Pu含有MOXの融点を評価することが重要となる。本研究では、Re内容器を用いたサーマルアレスト法によって決定した融点の、直下の温度で熱処理することにより、43%Pu含有MOXが溶解しないことの確認を行った。43%Pu-MOX試料についてRe内容器を使って2978Kで40秒間の熱処理を行った。金相観察及びXRDの結果から、熱処理温度が固相温度以下の温度であることが示された。(Pu$$_{0.43}$$Am$$_{0.03}$$U$$_{0.54}$$)O$$_{2.00}$$は2978K$$pm$$20Kで固相状態であることが確かめられた。

報告書

高速炉燃料の熱物性評価; 融点と熱伝導率

加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 菅田 博正*; et al.

JAEA-Technology 2006-049, 32 Pages, 2006/10

JAEA-Technology-2006-049.pdf:19.46MB
JAEA-Technology-2006-049(errata).pdf:0.32MB

本研究では、燃料の熱設計で特に重要である融点と熱伝導率について、広範囲の組成のMOXについて測定を実施し、測定データの信頼性を向上させるとともに、Amの影響を評価した。融点測定は、タングステンカプセル中に真空封入して実施したが、30%Pu以上のMOXの測定では、測定中にMOXとタングステンの反応を防ぐため、レニウム製の内容器を用いて評価した。その結果、MOXの融点は、Pu含有率の増加で低下し、O/Mの低下でわずかに上昇することが確認できた。また、Amの融点に及ぼす影響は、3%までの含有では大きな影響はないことが確認できた。熱伝導率は、Amの含有によって、900$$^{circ}$$C以下でわずかに低下し、フォノン伝導による熱伝導メカニズムに不純物として扱うことによって評価できることを確認した。本測定結果から温度,O/M,Am含有率及び密度を関数とした熱伝導率評価式を導き、文献値を含めて実験データをよく再現できることを確認した。得られた融点及び熱伝導率の測定結果によって、「もんじゅ」長期保管燃料に蓄積したAmの影響を評価することができた。燃料の熱設計へ及ぼすAmの影響はわずかである。

論文

Roles of arabidopsis ${it AtREV1}$ and ${it AtREV7}$ in translation synthesis

高橋 真哉; 坂本 綾子; 佐藤 修正*; 加藤 友彦*; 田畑 哲之*; 田中 淳

Plant Physiology, 138(2), p.870 - 881, 2005/06

 被引用回数:41 パーセンタイル:25.71(Plant Sciences)

植物はDNA変異原の曝露により生じるDNA損傷の影響を回避するために、さまざまな機構を備えている。DNA損傷乗り越え複製(TLS)はその一つである。近年、誤りがちなDNA損傷乗り越え複製(error-prone TLS)にかかわる、DNAポリメラーゼ$$zeta$$のサブユニット${it REV3}$のシロイヌナズナホモログ(${it AtREV3}$)の遺伝子破壊系統rev3が単離,解析され、植物でもerror-prone TLSの存在が示唆された。本研究では、error-prone TLSで機能していると予想される、シロイヌナズナ${it AtREV1}$, ${it AtREV7}$遺伝子の遺伝子破壊系統(${it rev1}$, ${it rev7}$)の単離,解析を行い、植物のerror-prone TLSについてより詳細な解析を試みた。${it rev1}$は、UV-B, DNA架橋剤に対して感受性を示し、${it rev3}$株のDNA変異原に対する感受性と傾向が似ていた。一方で${it rev7}$は長期間のUV-B, DNA架橋剤に対して感受性を示した。この結果は${it AtREV1}$, ${it AtREV7}$が程度の違いはあるがDNA変異原によって誘導された各種DNA損傷の回避に関与していることを強く示唆しており、植物にも他の生物と同様のerror-prone TLSが存在すると考えられた。

報告書

ナトリウム燃焼に伴うFP放出と混合エアロゾル挙動試験; ヨウ素、セシウム試験

中桐 俊男; 加藤 一憲*; 宮原 信哉

JNC-TN9400 2003-069, 181 Pages, 2003/07

JNC-TN9400-2003-069.pdf:3.96MB

被曝評価上重要な揮発性核分裂生成物(揮発性FP)のうち、セシウム(Cs)ヨウ素(I)、について、ナトリウム(Na)プール燃焼時及び非平衡蒸発時の気相中への放出挙動、及びそれらの混合エアロゾルの減衰挙動を明らかにするための実験を行い、解析コード(SPMコード、ABC-INTGコード)による計算結果と比較した。今回の実験及び解析から得られた主な知見及び成果を以下に示す。(1) 今回測定されたナトリウムプール燃焼時のナトリウム、セシウム、ヨウ素のナトリウムプールから気相中への放出量は、ナトリウムプール温度の上昇と共に単調に増加することが分かったが、SPMコードによる計算結果では、実験結果ほど明確なナトリウムプール温度に対する依存性は確認できなかった。(2) 今回測定されたナトリウムプール燃焼時、及び非平衡蒸発時のナトリウムプールによるセシウム、ヨウ素の保持係数は平衡蒸発時の保持係数よりも大きく、ナトリウムプールに保持されやすいことが分かった。(3) 混合エアロゾル中のナトリウムとセシウム、ヨウ素との重量比は、濃度の減衰過程で変化せず、ナトリウムと揮発性FPとの混合エアロゾル挙動評価には従来の単一成分エアロゾル挙動の評価手法が適用できることを確認した。(4) 今回の試験では、ガス状ヨウ素は検出されなかったが、熱力学的検討により、ガス状ヨウ素の生成の可能性が示され、過去の実験結果を定性的に説明できる可能性のあることが分かった。

口頭

シロイヌナズナDNA損傷乗り越え複製にかかわる${it AtREV1}$及び${it AtREV7}$に関する研究

高橋 真哉*; 坂本 綾子; 清水 喜久雄*; 佐藤 修正*; 加藤 友彦*; 田中 淳

no journal, , 

植物はその生育・生存のために太陽光を必要とするが、太陽光には生物に悪影響を及ぼす紫外線(UV-B)をも含んでいる。UV-B照射は生物体に対してシクロブタン型ピリミジン二量体などのDNA損傷を引き起こし、DNA複製を阻害するなど重篤な障害を与える。植物はUV-Bによる影響から身を守るために幾つもの防御機構を備えており、DNA損傷の修復機構はその一つである。本研究ではTLSで機能する${it AtREV1}$${it AtREV7}$の遺伝子破壊系統の単離,解析を行い、さらに${it AtREV1}$について生化学的解析を行った。まず、白色光に弱いUV-Bを付加した長期間の照射条件下で${it rev1-1}$, ${it rev3}$, ${it rev7-2}$を生育させたときの生育阻害について観察したところ、いずれの変異体も野生型と比較してほぼ同程度に地上部の生育阻害が見られた。${it AtREV1}$${it AtREV7}$は、UV-B照射下での植物の生育に重要な役割を果たしていることが明らかとなった。次に、AtREV1タンパク質がDNA損傷乗り越えを行うかどうかをみるために、大腸菌過剰発現系を用いてAtREV1組み換えタンパク質を作成し活性測定を行った。G, A, T, Cを含む鋳型DNAを使用し、dGTP, dATP, dTTP, dCTPを基質としてprimer extension法により活性測定を行った。その結果すべての鋳型DNAに対してCの挿入活性が見られた。これらの結果は、AtREV1がデオキシシチジル酸トランスフェラーゼ活性を持つことを示している。今後これらについてさらに研究を進めていくことで、植物のUV-B耐性機構の解明をより一層進むことが期待される。

口頭

再処理用材料の腐食による劣化とその機構,4; ホット環境におけるジルコニウム製機器の環境助長割れ確認試験

沼田 正美; 加藤 千明; 本岡 隆文; 遠藤 慎也; 喜多川 勇; 木崎 實; 山本 正弘; 木内 清

no journal, , 

核燃料再処理施設の機器のうち、燃料溶解槽等のジルコニウム製機器について、使用済み燃料溶解液における環境助長割れに関する検討を行い、コールド模擬液の妥当性を検証した。また、実機に近い環境を模擬するためにCo$$^{60}$$を用いた$$gamma$$線照射を用いて放射線の影響を検討した。その結果、コールド模擬液の妥当性を確認し、放射線による環境助長割れの加速が生じないことを明らかにした。

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