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雨倉 宏*; 河野 健一郎*; 大久保 成彰; 石川 法人
Physica Status Solidi (B), 252(1), p.165 - 169, 2015/01
被引用回数：10 パーセンタイル：38.76(Physics, Condensed Matter)Znナノ粒子に200MeV Xeイオンを照射した後、照射に伴うナノ粒子の伸長と粒子間平均距離を評価するためにSPring-8においてX線小角散乱測定を行った。高照射量領域において、小角散乱信号の方位角依存性が現れ、ナノ粒子の形状変化を検知することができた。また、イオントラック(柱状欠陥集合体)の形成に伴う小角散乱信号は、低照射量でも観測された。この結果は、イオントラックが重畳するときに新たに通過するイオントラックが事前に存在したイオントラックを消去して上書きするオーバーライティングモデルを支持するものである。また、粒子間平均距離は照射量増加に伴って増加し、小さいナノ粒子の分解と大きいナノ粒子の成長を示唆している。
住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 檜山 佳典; 吉井 秀樹*; 藤井 純*; 菊地 政昭*; et al.
JAEA-Review 2010-072, 115 Pages, 2011/02
JAEA-Review-2010-072.pdf:2.1MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線障害予防規程,放射線保安規則及び茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成21年4月1日から平成22年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
武石 稔; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 河野 恭彦; 檜山 佳典; 藤井 純*; 菊地 政昭*; 佐川 文明*; 大谷 和義*
JAEA-Review 2009-039, 131 Pages, 2009/12
JAEA-Review-2009-039.pdf:15.22MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線障害予防規程,放射線保安規則及び茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成20年4月1日から平成21年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
武石 稔; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 河野 恭彦; 檜山 佳典; 藤井 純*; 菊地 政昭*; 佐川 文明*; 大谷 和義*
JAEA-Review 2008-060, 131 Pages, 2008/12
JAEA-Review-2008-060.pdf:13.33MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線障害予防規程,放射線保安規則及び茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成19年4月1日から平成20年3月31日までに実施した日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出した放射性物質は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
桜井 聡; 間柄 正明; 臼田 重和; 渡部 和男; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 河野 信昭; 伊奈川 潤; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
IAEAが保障措置の強化策として導入した環境試料分析に対応するため、原研はクリーンルーム施設である高度環境分析研究棟を建設し、極微量核物質の分析技術の開発を進めてきた。2003年までに基本的な技術を開発し、バルク,パーティクル分析双方についてIAEAのネットワーク分析所として認定された。その後、原研は第2期計画として分析技術の高度化開発に取り組んでいる。これまでに、ウラン不純物含有量の少ないスワイプ素材や効果的な粒子回収法などを開発しており、これらは技術的側面からIAEA保障措置制度の強化に貢献している。
間柄 正明; 臼田 重和; 桜井 聡; 渡部 和男; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 河野 信昭; 伊奈川 潤; et al.
第26回核物質管理学会(INMM)日本支部年次大会論文集, p.157 - 164, 2005/00
原研では、国内及び国際保障措置制度の堅持に貢献するため、環境試料分析のための極微量核物質の分析法を開発している。スワイプ試料の基本技術(バルク及びパーティクル分析)については開発を終了し、2003年にIAEAからネットワーク分析所として認証された。現在、国内試料の分析を行うとともにIAEAネットワーク分析所の一員として活動している。さらに、分析適応範囲を広げるとともに精度の向上を図るため、新たな分析法の開発を進めている。バルク分析については、分子イオンの生成を抑えるための化学分離法及び測定法を検討している。パーティクル分析法については、二次イオン質量分析法を用いたマイナーアクチノイドの分析やフィッショントラック-表面電離型質量分析法(FT-TIMS)を開発している。また、蛍光エックス線を用いたスクリーニング法の開発も開始したので、概要と現状について報告する。
間柄 正明; 臼田 重和; 桜井 聡; 渡部 和男; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 河野 信昭; 伊奈川 潤; et al.
Proceedings of INMM 46th Annual Meeting (CD-ROM), 8 Pages, 2005/00
原研では、国際保障措置制度の堅持に貢献するため、環境試料分析のための極微量核物質の分析法を開発している。スワイプ試料のバルク及びパーティクル分析の基本技術については開発を終了し、2003年にIAEAからIAEAネットワーク分析所として認証され、現在ネットワーク分析所の一員として活動している。今回、マイナーアクチノイドや核分裂生成物,フィッショントラック法を用いたパーティクル分析法の開発を行い、ICP-TOFMAを使った効率的なパーティクル分析法,蛍光エックス線を用いたスクリーニング法の開発を開始したので、その概要と現状について報告する。
高橋 正人; 間柄 正明; 桜井 聡; 黒沢 節身; 江坂 文孝; 田口 拓志; 高井 木の実; 福山 裕康; Lee, C. G.; 安田 健一郎; et al.
第23回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 8 Pages, 2002/09
未申告の原子力施設及びその活動を検知することを目的としたIAEAの保障措置強化・効率化策の一つとして、原子力関連施設の内外で採取したスワイプ試料中のU及びPuに対する分析技術の開発を原研は行っている。スワイプ試料に採取されるU及びPuは極微量のため、クリーンルーム内での分析により外部からの汚染等を十分に管理し、分析結果の信頼性を確保することが必要である。試料を化学処理し各試料の平均値としての核物質量及び同位体比を求めるバルク分析においては、測定の簡易性の観点から少量多検体の試料分析に有効であるICP-MSを導入し、極微量のU及びPu同位体測定手法について検討している。現在までに、分析環境からの対象元素の混入や分析上妨害となる因子等について評価した。その結果、プロセスブランクの低減により100pgまでのU同位体分析が、またPuについてはU-Pu混合試料による回収率とUによる妨害を評価することにより100fgまでのPu同位体分析が可能であることが明らかとなった。本発表では、バルク分析を中心に保障措置環境試料分析にかかわるこれまでの開発状況についても報告する。
渡辺 正; 海老原 健一; 伊藤 豪一*; 河野 浩二*
JAERI-Data/Code 2000-029, 61 Pages, 2000/09
JAERI-Data-Code-2000-029.pdf:2.82MB
格子ボルツマン法による3次元二成分二相流シミュレーションコードを作成し、MPIライブラリを用いて並列化を行った。サンプル問題として上昇気泡及び気泡の合体のシミュレーションを行い、上昇速度、気泡周囲の流れ場等に関して妥当な結果を得た。異なる機種のワークステーションからなるクラスターを用い、計算速度に応じて領域分割を行うことによりシミュレーションを行った。データ転送量が増えるにつれて計算効率は低下したが、実用上十分な並列化効率が得られた。
水野 峰雄*; 榎戸 裕二; 吽野 一郎; 甲野 啓一; 山内 勘; 井滝 俊幸
Nuclear Technology, 69(1), p.107 - 113, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)遮蔽型IMA(Shield Ion Microprobe Analizer)を使用した高速炉燃料の新しい燃焼度測定法を開発した。本測定法の使用により「常陽」MK-I炉心燃料(計 14試体)の燃焼度測定を行い、MK-I炉心燃料の局部最高燃焼度として 5.1%を得た。上記測定結果は表面電離型質量分析器を用いる従来法による測定値及び計算コードによる計算値と良く一致し、信頼度の高いものである事が確認された。従来法では、燃料内存在元素の化学分離を必要とする為、測定に多大な労力及び時間(3
4日/試料)を要し、ある程度の放射線被曝も避けられなかったが、本測定法では①測定処理能力の大幅な向上(データ解析も含め0.5日/試料)、②放射線被曝の解消③微小領域の燃焼度測定、従ってペレツト半径方向の燃焼度分布測定が可能となる。
