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論文

Neutron capture cross-section measurement and resolved resonance analysis of $$^{237}$$Np

Rovira, G.*; 片渕 竜也*; 登坂 健一*; 松浦 翔太*; 寺田 和司*; 岩本 修; 木村 敦; 中村 詔司; 岩本 信之; 瀬川 麻里子; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.24 - 39, 2020/01

The neutron capture cross-section of $$^{237}$$Np has been measured in the neutron energy region of 10 meV to 500 eV. A neutron time-of-flight method was employed using the NaI(Tl) spectrometer in the ANNRI beam-line at the Japanese Proton Accelerator Re-search Complex (J-PARC). The experimental capture yield was derived using the pulse-height weighting technique and an energy dependent cross-section was obtained relative to the incident neutron spectrum derived from a $$^{10}$$B(n, $$alpha$$)$$^{7}$$Li reaction yield. The absolute cross-section was determined by normalizing the results to JENDL-4.0 cross-section data at the first resonance of $$^{237}$$Np. The thermal cross-section was measured to be 177.6 $$pm$$ 3.8 b. The resolved resonance region was analyzed with the REFIT code.

論文

Establishment of a Laboratory for $$gamma$$-ray Spectrometry of Environmental Samples Collected in Fukushima

三枝 純; 依田 朋之; 前田 智史; 岡崎 勤; 大谷 周一; 山口 敏夫; 栗田 義幸; 波澄 篤; 米澤 仲四郎*; 武石 稔

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1078 - 1085, 2017/11

2011年3月の福島第一原子力発電所の事故後、原子力機構は新たに放射能分析施設を福島に立ち上げた。分析施設では高分解能$$gamma$$線スペクトロメトリに基づき、土壌や水、ダストフィルタ、植物といった環境試料の放射能分析を月当たり約1,000件のペースで行っている。2012年9月の施設立上げ以来、分析結果の信頼性や、分析依頼者及び機器オペレータの利便性向上を目指した技術開発を実施し、制度的・技術的な課題を継続的に改善することで、ISO/IEC 17025規格に適合する試験所としての認定を得た。

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

Production and separation of astatine isotopes in the $$^7$$Li + $$^{nat}$$Pb reaction

西中 一朗; 横山 明彦*; 鷲山 幸信*; 前田 英太*; 渡辺 茂樹; 橋本 和幸; 石岡 典子; 牧井 宏之; 豊嶋 厚史; 山田 記大*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 304(3), p.1077 - 1083, 2015/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:33.59(Chemistry, Analytical)

29-57MeVの$$^7$$Liビームと$$^{nat}$$Pb標的核の反応においてアスタチン同位体$$^{207-211}$$Atの生成断面積を$$alpha$$線, $$gamma$$線スペクトルメトリーで測定した。生成断面積の励起関数を統計模型モデル計算と比較することで、$$^7$$Li + $$^{nat}$$Pbの反応機構を調べた。44MeVより大きい入射エネルギーでの$$^{210}$$Atと$$^{209}$$Atの生成断面積が理論値よりも小さいことから、分解反応が存在することを明らかにした。照射した鉛標的からのアスタチンの化学分離を乾式蒸留法に基づいて調べ、アスタチン製造の相補的な手法を開発した。

論文

High power laser developments with femtosecond to nanosecond pulse durations for laser shock science and engineering

桐山 博光; 森 道昭; 鈴木 将之*; 大東 出*; 岡田 大; 越智 義浩; 田中 桃子; 佐藤 方俊*; 玉置 善紀*; 吉井 健裕*; et al.

レーザー研究, 42(6), p.441 - 447, 2014/06

原子力機構で開発している、(1)フェムト秒超高強度レーザーとしてOPCPA/Ti:sapphireハイブリッドレーザー、(2)ピコ秒高強度レーザーとしてOPCPA/Yb:YAGハイブリッドレーザー、(3)ナノ秒高平均出力レーザーとして半導体レーザー励起Nd:YAGレーザーについて、それらの構成及び動作特性について紹介する。

論文

レーザー駆動型粒子線装置のための陽子線プロトタイプ輸送系の開発

榊 泰直; 西内 満美子; 堀 利彦; Bolton, P.; 余語 覚文; 小倉 浩一; 匂坂 明人; Pirozhkov, A. S.; 織茂 聡; 近藤 公伯; et al.

Proceedings of 7th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (DVD-ROM), p.312 - 315, 2010/08

原子力機構・関西光科学研究所(関西研)では、文部科学省の「先端融合領域イノベーション創出拠点の形成プロジェクト」に採択され、平成19年度より「レーザー駆動型粒子線治療装置」の実用化を目指している。このプロジェクトは、高強度・短パルスのレーザーによる、従来のRF加速よりも高い100GeV/mという電界勾配を利用した加速手法にて、既存のシンクロトロン型粒子線治療装置を小型化するというものである。そこでレーザー駆動型粒子線に対して、これまで単体性能試験が行われた位相回転空洞,PMQ及び偏向電磁石を組合せたプロトタイプビーム輸送系を開発し、PARMILAを用いて空間電荷効果評価を行い装置の標準設計手法の確立を目指した。

論文

Measured and simulated transport of 1.9 MeV laser-accelerated proton bunches through an integrated test beam line at 1 Hz

西内 満美子; 榊 泰直; 堀 利彦; Bolton, P.; 小倉 浩一; 匂坂 明人; 余語 覚文; 森 道昭; 織茂 聡; Pirozhkov, A. S.; et al.

Physical Review Special Topics; Accelerators and Beams, 13(7), p.071304_1 - 071304_7, 2010/07

 被引用回数:25 パーセンタイル:16.78(Physics, Nuclear)

1.9MeVレーザー駆動陽子線のビームライン中に伝送した。ビームラインは、PMQ, RF cavity,monochrometerからなり、伝送の様子をPARMILAのシミュレーションによって再現した。このような試みは世界初のことである。ビームラインの最終端において、6nsのバンチ幅を道、5%のエネルギースプレッドを持つビームが10%の効率で検出された。この様子はPARMILAにより再現でき、PARMILAコードがレーザー駆動陽子線のビームラインの構築に使用できることを証明した。

論文

Laser-driven proton accelerator for medical application

西内 満美子; 榊 泰直; 堀 利彦; Bolton, P.; 小倉 浩一; 匂坂 明人; 余語 覚文; 森 道昭; 織茂 聡; Pirozhkov, A. S.; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.88 - 90, 2010/05

レーザー駆動陽子線の研究の発展により、加速器の小型化が期待されるようになってきている。ここでは、日本原子力研究開発機構、関西光科学研究所内のPMRCセンターにおけるレーザー駆動陽子線加速器開発の現状について述べる。われわれは、医療用のレーザー駆動陽子線加速器開発の一環として、レーザー駆動陽子線のトランスポートラインを構築し、伝送実験を行った。

論文

大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理

前多 厚; 木幡 幸一; 山崎 保夫; 高橋 孝三; 大久保 利行; 宮崎 仁

デコミッショニング技報, (33), p.58 - 66, 2006/03

原子力機構では、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物の処理・処分を、原子力施設の設置者及び放射性廃棄物の発生者としての責任において計画的かつ効率的に進めていく。研究開発拠点の一つである大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理について現状を報告する。大洗研究開発センターの廃棄物管理施設では、安全確保を大前提に、契約により大洗地区の原子力事業者から受け入れたものも含め、低レベル放射性廃棄物の廃棄物管理を実施している。固体廃棄物の焼却,圧縮,液体廃棄物の固化等の減容,安定化,廃棄物の保管管理を着実に進め、将来処分まで適切に保管管理している。

論文

Research activities on advanced nuclear fuel cycle in NUCEF

鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。

論文

Waste management in NUCEF

鈴木 康文; 前多 厚; 杉川 進; 竹下 功

Proceedings of International Conference on Scientific Research on the Back-end of the Fuel Cycle for the 21st Century (ATALANTE 2000) (Internet), 8 Pages, 2000/10

NUCEFで発生する放射性廃棄物の管理について紹介する。NUCEFでは、STACY,TRACY,セル等を用いた研究活動からさまざまな廃棄物が発生する。特に、プルトニウム硝酸溶液を用いたSTACYでの臨界実験準備で生ずるアメリシウム廃棄物の管理が課題のひとつである。これらの廃棄物の処理及び管理等について概説する。また、廃棄物の安定化、減容等を目的としてNUCEFで実施されているタンニンゲルを用いたアメリシウム廃液処理、銀電解酸化法を応用した有機廃液の無機化等にかかわる技術開発の現状を報告する。

論文

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09

NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。

論文

Present status and enchancement of facility capability in NUCEF for the safety research and development of base technology on nuclear fuel cycle

津幡 靖宏; 前多 厚; 大野 秋男; 杉川 進; 高柳 政二; 竹下 功

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/08

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では核燃料サイクルバックエンドに関連した安全研究と基盤技術開発を行っており、1994年のホット運転開始以来、さまざまな研究テーマが着実に進行している。臨界実験施設においては溶液燃料の基礎的な臨界データ取得を目的としたウラン実験が進む一方で、将来のプルトニウム実験に向けた施設拡張及び技術開発が進められている。またバックエンド研究施設では新たな再処理・廃棄物管理技術開発のための実験が行われている。本発表ではNUCEFにおける研究開発の現状と将来に向けた計画について報告する。

論文

Applicability of insoluble tannin to TRU aqueous waste treatment in NUCEF; Improvement of breakthrough capacity by temperature control

松村 達郎; 臼田 重和; 前多 厚

Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 3 Pages, 1999/00

NUCEFで発生する硝酸系TRU含有廃液を処理するため減容性に優れた不溶性タンニンのTRU吸着特性に関する研究を進めている。すでに低硝酸濃度においてAmの分配係数が10$$^{3}$$ml/g以上で実用的な破過容量を持つことを見いだしている。しかし、吸着速度が遅いためカラム通液流速増加時に破過容量が急速に低下することが予想される。これは処理設備のスループット向上及びコンパクト化の障害となる。そこで、これを改善するためカラム温度を高くすることによって吸着速度を向上させることを試みた。その結果、温度が高くなると破過容量が向上することが見いだされ、温度コントロールによる破過容量の向上の見通しを得ることができた。吸着特性は、さまざまな条件によって変化することが予想され、不溶性タンニン自体の改良の可能性もある。今後、不溶性タンニンをNUCEFのTRU廃液処理に適用するため、さらに基礎データを取得する予定である。

論文

NUCEF計画; 燃料サイクル安全工学研究の現状と今後の展開

竹下 功; 前田 充; 三好 慶典; 大野 秋男; 岡崎 修二; 中島 健; 藤根 幸雄; 久保田 益充; 村岡 進; 荒 克之; et al.

原子力工業, 43(9), p.1 - 37, 1997/09

燃料サイクルバックエンドにおける安全性確保、技術の高度化を図ることを目的として進めているNUCEF計画は、施設の完成から4年目を迎えた。本特集は、NUCEFにおける臨界安全性研究、高度化再処理研究、TRU廃棄物管理研究のこれまでの研究成果及び今後の展開を概説するものである。1.NUCEF計画の概要、2.STACYによる実験、その研究成果、3.TRACYによる実験、その研究成果、4.BECKYによる実験、その研究成果と今後の計画、5.研究協力の現状と今後の計画、6.今後のNUCEF計画の展開

論文

Vaporization behaviour of (Pu,Am)N

小川 徹; 大道 敏彦; 前多 厚; 荒井 康夫; 鈴木 康文

Journal of Alloys and Compounds, 224, p.55 - 59, 1995/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:19.97

原子炉級PuN試料のクヌーセン・セル質量分析法による蒸気圧測定の際、初期に、熱力学的予測に比べて顕著に低い質量数239と、非常に大きい質量数241の信号が認められた。この観察事実は、(Pu,Am)N$$_{1-x}$$の熱力学的モデルによって良く説明できる。解析に当っては、AmNのGibbs生成自由エネルギーがUN,PuNのそれと大きくは異ならないという仮説を立てた。計算と実験との一致はこの仮説を支持するものであった。AmNの生成の第二法則エンタルピーは1600Kで-294kJ/molと評価された。

報告書

84F-12Aウラン・プルトニウム混合炭化物燃料キャプセルの照射及び照射後試験

岩井 孝; 荒井 康夫; 前多 厚; 笹山 龍雄; 関田 憲昭; 野村 勇; 鈴木 康文

JAERI-M 94-036, 81 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-036.pdf:3.81MB

炭素量の異なるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ペレットをそれぞれ充填した2本の燃料ピンを、JMTRを用いてキャプセル照射した。燃焼度は4.5%FIMAに達した。東海研燃料試験施設に搬入して照射後試験を実施した。本報告書は照射後試験の結果および考察をまとめたものである。照射後試験では、4.5%FIMAまでの照射健全性が実証された他、照射挙動として、燃料ペレットからのセシウムの移行、FPガス放出率、気孔分布の変化、被覆材の浸炭現象など、多くの知見を得ることができた。

論文

Vaporization behavior of plutonium-zirconium binary alloy

前多 厚; 鈴木 康文; 岡本 芳浩; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 205, p.35 - 38, 1994/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:34.3

各種のプルトニウム組成をもつPu-Zr合金のプルトニウム分圧を約1400から1900Kの温度範囲でヌセン法による質量分析により測定した。プルトニウムの活量を評価した結果、Pu-Zr系は理想溶体に近い挙動を示すが、凝縮相では理想状態から僅かに偏ることが認められた。液相状態では理想溶体を仮定し、固相ではG$$^{E}$$(sol)=4500X$$_{Pu}$$X$$_{Zr}$$(J/mol)の過剰ギブスエネルギーをもつ規則溶体とすると,実測した固相線及び液相線温度を良く再現できることが判った。

論文

Investigation of the Pu-U phase diagram

岡本 芳浩; 前多 厚; 鈴木 康文; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.372 - 374, 1994/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.73

アクチノイド合金系において重要なPu-U合金状態図について研究を行った。Pu-U状態図にはEllingerらによる報告があるが、最近熱力学データとの不整合が指摘されている。本研究ではPu-U合金を調製し示差熱分析を行った。その結果、固相の転移点についてはEllingerらの報告とほぼ一致した。一方、固相線温度は高く、液相線温度は低い値が得られた。すなわち、この系の固相線と液相線の幅は今まで考えられていたよりもかなり狭いことを示した。得られたデータについてギブス自由エネルギー最小化コード「ChemSage」を用いて解析したところ、液相において大きな負の剰余自由エネルギーを示した。

論文

Chemical forms of solid fission products in the irradiated uranium-plutonium mixed nitride fuel

荒井 康夫; 前多 厚; 塩沢 憲一; 大道 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 210, p.161 - 166, 1994/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:15.54(Materials Science, Multidisciplinary)

照射下におけるウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中の固体FPの化学形態を、熱力学平衡計算および燃焼度模擬燃料のEPMA観察により推定した。計算は自由エネルギー最小化法に基づくSOLGASMIX-PVを用い、燃料温度および燃焼度をパラメータとした。一方実験では、英国ハーウエル研究所より入手した燃焼度模擬酸化物を炭素熱還元により窒化物に転換し、その焼結ペレットを観察用試料に供した。本実験および計算の結果は概ね良い一致を示した。すなわち、主な固体FPの中で、ジルコニウム、ニオブ、イットリウムおよび希土類元素等は燃料母相に固溶する一方で、析出相としてウランと白金属元素から構成されるURu$$_{3}$$型の金属間化合物およびモリブデンを主成分とする合金相の形成が確認された。また、本計算結果に基づき、燃料中への固体FPの蓄積によるスエリング率を、%FIMA当たり0.5%と評価した。

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