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論文

Quantitative X-ray diffraction analysis of solute-enriched stacking faults in $$hcp$$-Mg alloys based on peak asymmetry analysis

江草 大佑*; 眞鍋 怜*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 佐藤 成男*; 阿部 英司*

Materials Today Communications (Internet), 31, p.103344_1 - 103344_6, 2022/06

Based on X-ray diffraction analysis we attempt to quantify a volume fraction of stacking faults, which are essentially enriched by solute elements (solute-enriched stacking faults; SESFs) in Mg-Zn-Gd alloys with a hexagonal-close-packed ($$hcp$$) structure. We find that the SESFs with a local face-center-cubic stacking mostly occurs as a limited thickness less than several unit-cell dimensions, causing anisotropic broadening of the diffraction peaks including $$c*$$-component. By dealing the SESFs as intergrowth-like precipitates, we have successfully decomposed the asymmetric peak profile into the $$hcp$$-matrix and the SESF peaks, by which the relevant volume fractions can be estimated in a highly quantitative manner.

報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

シンポジウム「核燃料サイクル・バックエンドの科学; その研究教育の在り方」と故安俊弘教授の足跡

中山 真一; 奥村 雅彦*; 長崎 晋也*; 榎田 洋一*; 梅木 博之*; 高瀬 博康*; 川崎 大介*; 長谷川 秀一*; 古田 一雄*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(2), p.131 - 148, 2016/12

平成28年6月25日に東京大学にて、核燃料サイクル・バックエンドに関する研究を支えるためのシンポジウム「核燃料サイクル・バックエンドの科学 -その研究教育の在り方-」が開催された。限られた参加者による限られた時間内のシンポジウムであったが、この分野に身を置いてきた参加者による闊達な意見交換がなされ、今後の議論につながる意見を共有できた。このシンポジウムの内容を報告するとともに、本シンポジウムの企画者のひとりであり、シンポジウム直前に亡くなられたカリフォルニア大学バークレー校の安俊弘(Joonhong Ahn)教授に対する追悼の意を表し、本紙面を借りてその功績を紹介する。

報告書

Operating experiences since rise-to-power test in High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

栃尾 大輔; 渡辺 周二; 茂木 利広; 河野 修一; 亀山 恭彦; 関田 健司; 川崎 幸三

JAEA-Technology 2007-014, 62 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-014.pdf:9.74MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、2000年4月より出力上昇試験を開始した。2001年12月にHTTRの最大熱出力である原子炉熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度850$$^{circ}$$Cを達成した。その後、2004年4月の最後の出力上昇試験において最大熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した。使用前検査合格証取得後は、高温ガス炉固有の安全性を実証する安全性実証試験を行っている。本報では、出力上昇試験から6年間の運転経験についてまとめている。これらについては、(1)新型のガス冷却炉設計に関連する運転経験,(2)性能向上のための運転経験,(3)系統や機器の故障等に関する運転経験、の3つに分類してまとめた。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の安全設計及び安全評価の考え方

飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*

JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07

JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB

ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計$$cdot$$安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計$$cdot$$安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。

口頭

核燃料サイクルシステム全体を視野に入れた包括的な廃棄物マネジメントに向けた技術基盤の開発,3; 核種移行解析及びレポート化の支援のための電子性能評価レポート

小尾 繁; 牧野 仁史; 梅木 博之; 日置 一雅; 川崎 大介*; 橘 翔子*

no journal, , 

地層処分システムの性能評価においては、さまざまな条件変化に柔軟に対応させて核種移行解析及びその評価とレポート化などを繰り返し実施する必要がある。本報では、このような作業の一元的かつ効率的な実施を支援するために開発した電子性能評価レポート(e-PAR)について、その作成・利用支援環境の高度化と事例の拡充について報告する。

口頭

廃止措置における三次元解体作業シミュレーションシステムの活用

樽田 泰宜; 川崎 大介*; 柳原 敏*

no journal, , 

近年、仮想現実(VR)の世界が情報技術の発達やスマートフォンの高性能化により、より身近なものとなっている。原子力の世界では、VRdoseという3D-CADデータを活用した解体等のシミュレーションが可能なソフトウェアが2000年代より開発されている。今後、多くの原子力施設の廃止措置が進行する状況下において、より安全で確実な作業を実施するには多様な側面から検討することが望ましい。そこで本研究では、同VRdoseが廃止措置にどのように貢献するのかを明らかにすることを目的とする。具体的には、VRdoseでシミュレート、現場観察、ヒアリングを実施し評価を行う。結果として解体計画の立案に関してコミュニケーションツールとして活用できることが分かった。今後は、解体計画立案者, 作業員, 放射線管理者などの多様な立場のプロジェクト従事者間のコミュニケーションを促進させるための方策を検討することが重要である。

口頭

廃止措置知識マネジメントにおける知識表現

樽田 泰宜; 川崎 大介*; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 香田 有哉; 友田 光一

no journal, , 

本研究は、廃止措置知識マネジメントにおける知識表現として、意味ネットワークに着目した。知識マネジメントでは、情報管理だけでなく知識創造も内包しており、適切な知識表現は重要な課題である。今回は、過去情報の表現に対して意味ネットワークやオントロジーから検討を行った。

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