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論文

Sorption of Eu$$^{3+}$$ on Na-montmorillonite studied by time-resolved laser fluorescence spectroscopy and surface complexation modeling

佐々木 隆之*; 上田 健揚*; 斉藤 拓巳; 青柳 登; 小林 大志*; 高木 郁二*; 木村 貴海; 舘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.592 - 601, 2016/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム型モンモリロナイトへのEu(III)の収着に対するpH, Eu濃度,硝酸塩濃度の影響について、バッチ収着試験と時間分解型レーザー誘起蛍光分光(TRLFS)によって調査された。0.01M硝酸ナトリウム中では分配係数(Kd)はpHにほとんど依存せず、一方で、1M硝酸ナトリウム中ではKdはpHに大きく依存した。陽イオン交換モデルと1サイトの静電補正を考慮しない表面錯体モデルを組み合せたモデルによってKdデータが解釈された。Eu表面化学種に対するTRLFSスペクトルはパラレル因子分析法(PARAFAC)により解析され、1つの外圏錯体(ファクターA)と2つの内圏錯体(ファクターB及びC)への対応が示唆された。ファクターAとBは、イオン交換サイトへ収着したEu、エッジの水酸基との内圏錯体に、それぞれ対応するものである。ファクターCは比較的高いpH、イオン強度条件で支配的であり、表面におけるEu(OH)$$_{3}$$の析出物と評価された。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.24(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

報告書

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成24年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 中山 雅; 澤田 純之*; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 吉野 修*; 塚原 成樹*; 菱岡 宗介*; et al.

JAEA-Research 2013-034, 70 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-034.pdf:9.11MB

原子力機構と原環センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約に関わる平成24年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、緩衝材定置試験設備や、実物大の緩衝材及びオーバーパック(模擬)の展示を継続するとともに、ブロック式緩衝材定置試験設備の自動運転用ソフトウェアを製作した。また、緩衝材の浸潤試験を継続した。

論文

Achievement of 500 keV negative ion beam acceleration on JT-60U negative-ion-based neutral beam injector

小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083049_1 - 083049_8, 2011/08

 被引用回数:35 パーセンタイル:11.05(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60NNBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されていることが大きな問題であった。そこで、負イオン源内の真空絶縁距離を調整し、単段の要求性能を超える各段200kVを保持することに成功した。この結果を踏まえて負イオン源を改良し、従来よりも短いコンディショニング時間で500kVの印加に成功し、設計値である490kVを加速電源の限界である40秒間絶縁破壊することなく保持することにも成功した。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施し、従来410keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。また、486keVのビームでの負イオン電流値は18m離れたカロリーメーターで2.8A(84A/m$$^{2}$$)が得られた。通常、過度のギャップ長延長はビーム光学の劣化を引き起こすが、今回のギャップ長ではビーム光学の大きな劣化がないことを計算及び実験で確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。

論文

Demonstration of 500 keV beam acceleration on JT-60 negative-ion-based neutral beam injector

小島 有志; 花田 磨砂也; 田中 豊*; 河合 視己人*; 秋野 昇; 椛澤 稔; 小又 将夫; 藻垣 和彦; 薄井 勝富; 佐々木 駿一; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

JT-60N-NBIの負イオン源は今まで耐電圧性能が低く、入射パワーが制限されているのが問題であった。そこで、加速電極の間隔を拡げて、負イオン源内の最短の真空絶縁距離である支持枠角部の電界集中を低減した結果、単段の要求性能を超える200kVを保持することに成功し、設計指標となっていた大型の負イオン源では小型電極よりも6から7倍程度長い真空絶縁距離が必要であることが明らかになった。その理由として電極の面積が100倍異なることだけでなく、1080個もある電極孔や支持枠等の局所電界の電界分布が影響していることが小型電極の実験結果から予測される。そして、1/5のビーム引き出し領域からビーム加速試験を実施した結果、従来420keVが最高であったビームエネルギーを最高507keVまで上昇させることに成功した。ギャップ長を増加させたことによりビーム光学が劣化して電極熱負荷が増大することが懸念されたが、今回のギャップ長の範囲ではビーム光学の劣化がないことを確認した。これらの結果はJT-60SAやITERのNBIにおける耐電圧設計に大きく貢献するものである。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究,3; 2007-2008年度共同研究報告書

岡野 靖; 小林 登*; 小川 隆; 大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 水野 朋保; 尾形 孝成*; 植田 伸幸*; 西村 聡*

JAEA-Research 2009-025, 105 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-025.pdf:10.45MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度$$sim$$平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。

論文

Energy spectra of bremsstrahlung X-rays emitted from an FRP insulator

田中 豊; 池田 佳隆; 花田 磨砂也; 小林 薫; 鎌田 正輝; 木崎 雅志; 秋野 昇; 山納 康*; 小林 信一*; Grisham, L. R.*

IEEE Transactions on Plasma Science, 37(8), p.1495 - 1498, 2009/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:94.21(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60負イオン源の耐電圧は、FRP絶縁体の真空沿面放電により制限されていることが示唆されており、耐電圧改善には真空沿面放電の理解が必要である。真空沿面放電では、電子エネルギーが重要なパラメータであるものの、計測が困難なために、電子のエネルギーはほとんど実測されていなかった。そこで、本研究では、FRP沿面から放射された制動放射X線のエネルギー分布を測定し、それから電子のエネルギーを評価し、電子の挙動を明らかにした。FRP沿面からのX線のエネルギースペクトルを、3か所の視線において計測し、電極間放電のスペクトルと比較した。アノード付近のX線スペクトルは、電極間の場合と似ており、単一エネルギー電子によるものであることが判明した。カソード付近のX線スペクトルは、アノード付近と比べ、ピーク位置が低エネルギー側にシフトしていた。これは、カソード近傍における低エネルギー電子の生成を示すものである。

論文

Characteristics of voltage holding capability in multi-stage large electrostatic accelerator for fusion application

小林 薫; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 佐々木 駿一; 池田 佳隆; 高橋 昌宏*; 山納 康*; 小林 信一*; Grisham, L. R.*

IEEE Transactions on Dielectrics and Electrical Insulation, 16(3), p.871 - 875, 2009/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.53(Engineering, Electrical & Electronic)

JT-60U負イオン源の耐電圧研究の一環として、3段静電加速器(500kV, 22A)の絶縁破壊位置について実験的に検討した。この加速器の特徴は、大型加速電極(面積: 0.28m$$^{2}$$)と大型FRP絶縁体(直径: 1.8m)を用いている点にある。各加速段に高電圧を印加して耐電圧を調べた。その結果、すべての加速段で130kVの耐電圧であり、各加速段で耐電圧特性に有意な差は見られなかった。そこで、絶縁破壊位置が加速電極かFRP絶縁体のどちらであるかを絞り込むために、加速器から加速電極を取り外してFRP絶縁体のみにして高電圧を印加した。FRP絶縁体の耐電圧は、すべての加速段で設計値である170kVに到達した。これらの結果より、加速器の絶縁破壊は、大型加速電極のギャップ間でおもに発生していることが明らかになった。さらに、非均一電場や多段加速電極が耐電圧に及ぼす影響についても検討した。

論文

A Design study of high breeding ratio sodium cooled metal fuel core without blanket fuels

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.126 - 135, 2009/00

MOX燃料と比較して、増殖比が高く炉心がコンパクトにできるなどの金属燃料炉心の長所を活かして、ブランケット燃料を装荷しない高増殖炉心の設計を行った。検討条件は8$以下のナトリウムボイド反応度,炉心高さ150cm,被覆管最高温度650$$^circ$$C、及びバンドル部圧損0.4MPa以下とした。燃料Zr含有率を6wt%としたとき、最終的な炉心の増殖比は1.34となった。Zr含有率を3wt%に低減することで、増殖比は1.40まで向上した。

論文

Advanced LWR concept with hard neutron spectrum (FLWR) for realizing flexible plutonium management

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋; 小林 登

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

革新的水冷却炉(FLWR)は、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚して増殖による持続的なプルトニウムの多重リサイクル利用を目指した水冷却高速炉であり、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を変更することにより、将来の核燃料サイクル環境の進展に対応した柔軟かつ高度な資源の利用を実現するものである。これまでの設計研究により、1.0を越える転換比(核分裂性プルトニウム残存比)と負のボイド反応度係数を維持してプルトニウムの多重リサイクル利用が可能であることを確認している。本論文では、FLWRの全体概念と炉心設計に関する最新成果を紹介する。

論文

TRU recycling in BWR type reactor of FLWR with hard spectrum

大久保 努; 中野 佳洋; 深谷 裕司; 小林 登; 内川 貞夫

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 3 Pages, 2008/09

革新的水冷却炉(FLWR)は、経験と実績が豊富な軽水炉技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を実現するため、原子力機構において研究が進められているBWR型の新型原子炉概念で、MOX燃料棒を三角格子稠密配列とした炉心を使用している。これにより、硬い中性子スペクトルを実現し、ウランからプルトニウムへの転換比を高めており、プルトニウムやさらにマイナーアクチニド(MA)を加えたTRUのリサイクルに適したものとなっている。FLWR炉心には、転換比の異なるHC-FLWRとRMWRの2概念があるが、0.85程度と転換比の低いHC-FLWRにおいてもMAを2%程度含むTRUリサイクルが可能であるとの結果が得られた。

論文

FBR core concepts in the "FaCT" Project in Japan

大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09

日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。

論文

Recent R&D activities of negative-ion-based ion source for JT-60SA

池田 佳隆; 花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 小林 薫; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; 井上 多加志; 本田 敦; 河合 視己人; et al.

IEEE Transactions on Plasma Science, 36(4), p.1519 - 1529, 2008/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:60.52(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60SA用負イオンNBI加熱装置(N-NBI)は、加速エネルギー500keV, 10MW, 100秒入射の性能が求められている。JT-60SA用N-NBIの実現には、3つの課題解決が必要である。1つはイオン源の耐電圧の改善である。最近のイオン源の耐電圧試験から、大型加速管ではその電極面積の大型化に伴い長時間のコンディショニングと電界強度の設計裕度が必要であることが明らかとなった。2つ目は、電極及びビームラインの熱負荷の低減である。最近の研究によりビーム同士の空間電荷効果でビーム軌道が曲げられ電極に衝突し、熱負荷を増加していることが明らかとなった。これは空間電荷効果を考慮した3次元ビーム軌道計算に基づき電極構造を補正することで改善できる。3つ目は、100秒間の安定な負イオン生成である。このため負イオン生成に不可欠なプラズマ電極の温度制御方式を提案した。これらのR&Dを行い、JT-60SA用N-NBIのイオン源は2015年から改造を予定している。

報告書

JT-60U負イオン源における無負荷時の絶縁破壊位置

小林 薫; 花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 秋野 昇; 佐々木 駿一; 池田 佳隆

JAEA-Technology 2008-042, 25 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-042.pdf:4.16MB

JT-60U負イオン源の耐電圧改善化研究の一環として、負イオン源加速器の絶縁破壊位置について実験的に調べた。本加速器の特長は、大面積多孔電極(0.45m$$times$$1.1m)を有する3段の静電式加速器であり、絶縁材として内径1.8mの大型FRP絶縁体を用いている点である。試験では、加速段ごとに高電圧を印加し、絶縁破壊位置をCCDカメラやアクリル板の電子励起発光から詳細に調べた。各段の耐電圧は、ほぼ同等の120$$sim$$130kVであり、設計加速電圧167kVより低かった。絶縁破壊位置を絞り込むために、加速器から加速電極とその支持枠を取り除きFRP絶縁体のみにして高電圧を印加した。FRP絶縁体の耐電圧は、少ないコンディショニング時間で167kVに到達した。これらの結果から、絶縁破壊位置はおもに加速電極か支持枠で発生していることがわかった。さらに絶縁破壊位置が加速電極間か支持枠間かの同定に関しては、CCDカメラやアクリル板で観測された光の位置から、第1及び第2加速ギャップでは、放電破壊位置は加速電極支持枠で発生している可能性が高いことがわかった。一方、第3加速ギャップに関しては、絶縁破壊の多くは加速電極間で発生することが明らかとなった。

報告書

革新的水冷却炉(FLWR)高転換型炉心の熱水力設計

小林 登; 大貫 晃; 内川 貞夫; 大久保 努

JAEA-Research 2008-054, 145 Pages, 2008/05

JAEA-Research-2008-054.pdf:2.39MB

革新的水冷却炉(FLWR)の増殖型炉心と高転換型炉心とが燃料集合体以外の原子炉システムを変更することなく運転可能であることを示すため、自然循環冷却システムを採用した高転換型炉心の熱水力設計を行った。設計解析ではTRAC-BF1コードを使用し、従来の知見を反映した熱水力相関式を選択した。同一の原子炉圧力容器並びに燃料集合体入口オリフィスにより増殖型炉心と高転換型炉心とを成立させることを設計目標として、燃料集合体下部タイプレートでの圧力損失(形状損失)及び給水温度を調整することで、核設計上の要求事項(炉心平均ボイド率50%以下)並びに限界出力比の目標(CPR$$>$$1.3)を満足することを目指した。その結果、現行BWRと同等の下部タイプレート形状損失を採用し、給水温度を505Kとすることで成立する見通しを得た。

論文

革新的水冷却炉(FLWR)の炉心熱特性評価技術開発の現状

大貫 晃; 小林 登

第45回日本伝熱シンポジウム講演論文集, Vol.1, p.3 - 4, 2008/05

FLWRの燃料集合体は燃料棒間隙幅を1mm程度と稠密にする設計となっており、開発当初よりそこでの熱流動特性が主要課題として取り上げられてきた。稠密炉心の熱流動特性については、小規模体系(7本バンドル)での先行研究を経て、流路壁の影響,燃料棒間隙や燃料棒曲がりの除熱性能への影響についてデータを取得するとともに稠密炉心での限界出力予測手法等設計手法の確立を目標として、37本バンドル試験体を用いた大型熱特性試験を実施してきた。また、従来は実機形状を模擬した実物大の集合体により設計に必要な技術的知見を得てきたが、FLWRでは217本とバンドル規模が大きく、経済的な理由からもスケールダウンしたバンドル試験と解析的な評価とを組合せることで設計に取り組むこととした。本報告ではFLWRの炉心熱特性評価技術開発の現状と今後の課題を紹介する。

論文

Study on enhanced performance sodium-cooled metal fuel core concepts by adopting advanced fuel and flexible design criteria

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。本研究では、これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度,高MA変換率などの種々の炉心概念を検討することが目的である。これらの炉心概念のうち、本報では高増殖炉心について設計検討を行った。設計条件として、ボイド反応度が8$以下、炉心高さが150cm以下、被覆管最高温度は650 $$^circ$$C以下で、バンドル部圧損を0.4MPa以下とした。その結果、ブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。

報告書

回収ウランをブランケット燃料として利用した増殖型革新的水冷却炉の炉心概念設計

内川 貞夫; 中野 佳洋; 大久保 努; 小林 登

JAEA-Research 2008-040, 24 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-040.pdf:8.5MB

革新的水冷却炉(FLWR)の増殖型炉心を対象に、軽水炉使用済燃料の再処理に伴い回収されるウランをブランケット燃料として利用した炉心の特性及びその効果を検討した。劣化ウランに替って、$$^{235}$$Uを約1wt%程度含む回収ウランをブランケット燃料として利用することにより、劣化ウランを利用した場合と同等の炉心性能を実現するために必要な核分裂性プルトニウム量を低減でき、さらに、回収ウランを$$^{235}$$U濃縮度5wt%程度まで再濃縮して増殖型FLWR炉心の特徴である二重扁平炉心の中間ブランケット部に装荷することにより、核分裂性プルトニウム残存比を1.1に高めることが可能であるとの見通しが得られた。本炉心概念は、導入時のプルトニウム需給収支が改善されることから、軽水炉サイクルから持続的な核燃料サイクルへの移行を速やかに実現することができ、軽水炉使用済燃料からの回収ウランが利用可能な軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの移行期の炉心として有効である。

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