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報告書

高速炉用統合炉定数ADJ2017の作成

横山 賢治; 杉野 和輝; 石川 眞; 丸山 修平; 長家 康展; 沼田 一幸*; 神 智之*

JAEA-Research 2018-011, 556 Pages, 2019/03

JAEA-Research-2018-011.pdf:19.53MB
JAEA-Research-2018-011-appendix1(DVD-ROM).zip:433.07MB
JAEA-Research-2018-011-appendix2(DVD-ROM).zip:580.12MB
JAEA-Research-2018-011-appendix3(DVD-ROM).zip:9.17MB

高速炉用統合炉定数ADJ2010の改良版となるADJ2017を作成した。統合炉定数は、核設計基本データベースに含まれる臨界実験解析等で得られるC/E値(解析/実験値)の情報を、炉定数調整法により実機の設計に反映するためのものであり、核データの不確かさ(共分散)、積分実験・解析の不確かさ、臨界実験に対する核データの感度等の情報と統合して炉定数を調整する。ADJ2017は、前バージョンのADJ2010と同様に、我が国の最新の核データライブラリJENDL-4.0をベースとしているが、マイナーアクチニド(MA)や高次化Puに関連する積分実験データを重点的に拡充した。ADJ2010では合計643個の積分実験データを解析評価し、最終的に488個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。これに対して、ADJ2017では、合計719個の核特性の解析結果に対する総合評価を行い、最終的に620個の積分実験データを採用して統合炉定数を作成した。ADJ2017は、標準的なNa冷却MOX燃料高速炉の主要な核特性に対してADJ2010とほぼ同等の性能を発揮するとともに、MA・高次Pu関連の核特性に対しては、積分実験データのC/E値を改善する効果を持っており、核データに起因する不確かさを低減することができる。ADJ2017が今後、高速炉の解析・設計研究において広く利用されることを期待する。ADJ2017の作成に用いた積分実験データは、高速炉の炉心設計の基本データベースとして有効活用できると期待される。

論文

Anomaly of structural relaxation in complex liquid metal of bismuth; Dynamic correlation function of coherent quasi-elastic neutron scattering

川北 至信; 菊地 龍弥*; 稲村 泰弘; 田原 周太*; 丸山 健二*; 花島 隆泰*; 中村 充孝; 鬼柳 亮嗣; 山内 康弘*; 千葉 薫*; et al.

Physica B; Condensed Matter, 551, p.291 - 296, 2018/12

単元素液体金属の中には、その静的構造が剛体球充填モデルでは全く表せない、複雑な構造を有する物質がある。液体ビスマスは、構造因子のメインピークの高波数側に非対称な肩構造を有する。二体分布関数の第一ピークと第二ピークの距離の比が1:2で、一次元的に配列しているような奇妙な値を示すとともに、第一ピークの長距離側に明確な肩構造を有する。二種類の直径の異なる剛体球からなるモデルでは、構造因子の肩構造が生じることから、こうした単元素液体金属の複雑性の起源として、短時間だけ生じる共有結合や、金属イオンを遮蔽する電子が有効二体間ポテンシャルに作り出す振動(フリーデル振動)など、まったく物理的描像が異なる仮説がいくつかなされている。そこで我々は液体ビスマスの中性子準弾性散乱を、J-PARCのMLFに設置された冷中性子ディスクチョッパー分光器を用いて測定し、液体ダイナミクスを動的相関関数から調べた。その結果、二体分布関数の第一ピークの肩構造の緩和時間が、第一ピークや第二ピークなどその他の主要構造に比べて著しく長いことが分かった。

論文

Effect of the interface roughness correlation on the reflectivity in a neutron multilayer mirror

丸山 龍治; 山崎 大; 曽山 和彦

JPS Conference Proceedings (Internet), 22, p.011011_1 - 011011_5, 2018/11

J-PARC MLFの中性子ビーム利用の高度化のため、高性能中性子スーパーミラーの開発を進めている。中性子源から試料位置まで中性子スーパーミラーガイドや集光スーパーミラー等による中性子ビーム輸送の高効率化には、スーパーミラーの反射率が高いことが重要である。これまで我々が進めてきた研究において、スーパーミラーの界面粗さの面内相関が小さく面間の相関が大きい多層膜により、集光系を構成する際に試料位置周辺でのバックグラウンドとなる散漫散乱が小さく抑えられることがわかった。本研究では、スーパーミラーを構成する多層膜界面の面内及び面間の相関が反射率に与える影響を歪曲波ボルン近似を用いた反射率シミュレーションにより調べた。その結果、異なる界面間で粗さの相関が大きい場合ブラッグ反射ピークにおいて反射率が減少することがわかり、多層膜からの反射率計算において界面粗さの面間の相関を考慮することの重要性が示された。

論文

Analysis of transport behaviors of cesium and iodine in VERDON-2 experiment for chemical model validation

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The VERDON-2 experiment for FPs transport in steam environment was analyzed with the mechanistic FPs transport code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to assess its predictive capability for transport behavior of key FPs, especially for highly volatile FPs such as Cs and I. The present analysis reproduced well the Cs deposition profile obtained from the experiment, which revealed that Cs was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ after increasing Mo release. On the other hand, the deposition peak of I was predicted to appear at 720 K, which was significantly higher than the experimental result at 600 K. This discrepancy was potentially caused by the following two points: lack of the other stable species in thermodynamics database for thermodynamic chemical equilibrium model, or failure of chemical equilibrium assumption for iodide species.

論文

Computational fluid dynamics analysis for hydrogen deflagration tests at ENACCEF2 facility

Trianti, N.; 佐藤 允俊*; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 7 Pages, 2018/11

Simulation techniques have been developed to analyze the deflagration behavior of hydrogen generated during a hypothetical severe accident in nuclear power plants. The CFD analysis was carried out on the hydrogen deflagration experiment performed at the ENACCEF2 facility composed mainly of a vertical cylindrical tube filled with hydrogen-air mixture and nine annular obstacles were placed in the lower part of the tube. The simulation was carried out by the reactingFoam solver of OpenFOAM 3.0, an open source software for the CFD analysis. The RNG (Renormalization group) k-$$varepsilon$$ model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was considered using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The analysis result showed the characteristic of flame acceleration by the obstacle region was qualitatively reproduced even though has discrepancy with the experiment.

報告書

CHEMKEq; 化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コード(受託研究)

伊藤 裕人*; 塩津 弘之; 田中 洋一*; 西原 慧径*; 杉山 智之; 丸山 結

JAEA-Data/Code 2018-012, 42 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-012.pdf:4.93MB

原子力施設事故時において施設内を移行する核分裂生成物(FP)の化学組成は、比較的遅い反応の影響を受けることにより化学平衡を仮定して評価した組成とは異なる場合が想定される。そのため、反応速度を考慮した化学組成評価が求められる。一方で、原子力施設事故時の複雑な反応に関する反応速度の知見は現状では限られており、実機解析に適用できるデータベースの構築に至っていない。そこで、FP化学組成評価における反応速度による不確かさの低減のため、化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コードCHEMKEqを開発した。このモデルは、系全体の質量保存則の下、前駆平衡と見なせる化学種を化学平衡論モデルにより評価し、その後の比較的遅い反応を反応速度論モデルにより解くものである。さらにCHEMKEqは、本混合モデルに加え一般的な化学平衡論モデル及び反応速度論モデルが使用可能であり、かつ、それらモデル計算に必要なデータベースを外部ファイル形式とすることで汎用性の高い化学組成評価コードとなっている。本報は、CHEMKEqコードの使用手引書であり、モデル, 解法, コードの構成とその計算例を記す。また付録には、CHEMKEqコードを使用する上で必要な情報をまとめる。

論文

ETSON-MITHYGENE benchmark on simulations of upward flame propagation experiment in the ENACCEF2 experimental facility

Bentaib, A.*; Chaumeix, N.*; Grosseuvres, R.*; Bleyer, A.*; Gastaldo, L.*; Maas, L.*; Jallais, S.*; Vyazmina, E.*; Kudriakov, S.*; Studer, E.*; et al.

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2018/10

In the framework of the French MITHYGENE project, the new highly instrumented ENACCEF2 facility was built at the Institut de Combustion Aerothermique Reactivite et Environnement (ICARE) of the Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS) in Orleans (France) to address the flame propagation in hydrogen combustion during a severe accident. The ENACCEF2 facility is a vertical tube of 7.65 m height and 0.23 m inner diameter. In the lower part of the tube, annular obstacles are installed to promote turbulent flame propagation. At the initiative of the MITHYGENE project consortium and the European Technical Safety Organisation Network (ETSON), a benchmark on hydrogen combustion was organised with the goal to identify the current level of the computational tools in the area of hydrogen combustion simulation under conditions typical for safety considerations for NPP. In the proposed paper, the simulation results obtained by participating organizations, using both Computational Fluid Dynamics (CFD) and lumped-parameter computer codes, are compared to experimental results and analysed.

論文

Sensitivity analysis of source term in the accident of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station Unit 1 using THALES2/KICHE

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

福島第一原子力発電所で生じた事故では、津波を原因とした電源喪失により、炉心損傷及び格納容器の損傷に至り核分裂性物質が環境に放出された。事故時に計測されたデータ及び事故進展解析、また、事故を起こしたプラントの建屋及び格納容器内部の調査により、事故進展の理解は進んでいる。一方でプラント内事故進展解析と放出された放射性物質の拡散解析の連携解析を行っている例は多くはない。原子力機構では、シビアアクシデント解析と確率論的事故影響評価との連携解析を計画している。この連携解析では、多くの不確かな要因による幅広い不確かさ幅が予想される。この連携解析を効率的に行うため、事故を起こしたプラントのうち、はじめに環境へのFP放出があった1号機を対象に、格納容器の破損箇所及び漏えい面積について、原子力機構で開発しているTHALES2/KICHEを用いた感度解析を行った。想定する格納容器の破損個所は、ヘッドフランジ、ペネトレーションシール及び真空破壊弁配管とした。これに加え、ベント弁の一部開を想定した解析結果も含め、報告する。

論文

Evaluation of chemical speciation of iodine and cesium considering fission product chemistry in reactor coolant system

石川 淳; Zheng, X.; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2018 (ASRAM 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

Japan Atomic Energy Agency is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using integrated severe accident analysis code THALES2/KICHE. Generally, specific chemical forms of iodine and cesium such as cesium iodide (CsI) and cesium hydroxide (CsOH) were assumed in the source term analysis for light water reactors using an integrated severe accident analysis code. The accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station leads possible chemical effects of B$$_{4}$$C control materials and atmosphere on chemical speciation of iodine and cesium such as cesium metaborate (CsBO$$_{2}$$) and hydrogen iodide (HI). The difference of chemical speciation affects not only the FP behavior in the reactor coolant system (RCS) and transport to containment but also pH value of the suppression pool water in the containment. The pH value is one of the influential factors on the release of gaseous iodine (I$$_{2}$$ and organic iodine) from containment liquid phase. In the present study, the improvement of the THALES2/KICHE code in terms of FP chemistry in RCS was performed and applied to source term analysis for severe accidents at a boil water reactor with Mark-I containment vessel. This paper discusses the chemical speciation of iodine and cesium, and FP behavior and transport to containment.

論文

Severe accident scenario uncertainty analysis using the dynamic event tree method

Zheng, X.; 玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

Several types of uncertainties exist during the simulation of a severe accident. These may result from incomplete knowledge about the plant systems, accident progression and oversimplified numerical models. Among them, parameter uncertainty can be treated via Monte-Carlo-sampling-based methods. To tackle the severe accident scenario uncertainty, we must resort to advanced dynamic probabilistic risk assessment (PRA) methods. In this paper, authors reviewed the previous dynamic PRA methods and tools, and then performed a preliminary scenario uncertainty analysis, by using an integrated SA code (THALES2) and a scenario generator (RAPID, risk assessment with plant interactive dynamics), both being developed at JAEA. THALES2 is a fast-running severe accident code for the simulation of severe accident progression and source term in light water reactors. Typical scenarios of station-blackout (SBO)-initiated accidents in boiling water reactors are generated and simulated. The dynamic event tree (DET) method is applied to consider the stochastic uncertainties during the scenario progression. Major groups of SBO sequences with the similar accident characteristics can be found. To provide a reference value for risk, a conditional core damage frequency is calculated accordingly. This is a preliminary analysis for severe accident scenario uncertainty quantification at JAEA, and further DPRA researches are in progress.

論文

斜入射偏極中性子散乱法の多層膜面内磁気構造解析への応用

丸山 龍治

四季, 40, P. 11, 2018/09

中性子偏極スーパーミラーは、熱及び冷中性子ビームを偏極するための光学素子であり、実機への応用上必要な外部磁場を小さく抑えること、すなわち偏極スーパーミラーを構成する磁気多層膜が磁気的にソフトであることが必要である。偏極スーパーミラーを構成する多層膜の磁気特性を理解するには、磁化の過程での面内磁気構造を観察することが重要であるので、これらの多層膜の面内磁気構造を偏極中性子非鏡面反射及び斜入射小角散乱により観察した。本稿では、主としてJ-PARC MLFの産業利用ユーザーを対象とし、上記手法とその実験結果、今後の展開について概説する。

論文

偏極中性子

平賀 晴弘*; 山口 泰男*; 丸山 龍治; 奥 隆之; 猪野 隆*

波紋, 28(3), p.144 - 149, 2018/08

サイエンスの様々な分野において偏極中性子散乱の果たす役割は益々増大しており、J-PARC MLFでの偏極中性子ビーム利用の高度化のため原子力機構等では偏極スーパーミラーや$$^3$$Heスピンフィルターの高性能化に関する研究開発を進めている。本稿では、当該分野に馴染みのないMLFユーザーや当該分野の初心者を対象とし、中性子ビーム偏極手法の基本的な原理や研究開発の現状について総説する。

論文

Influence of chemical speciation in reactor cooling system on pH of suppression pool during BWR severe accident

塩津 弘之; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.363 - 373, 2018/04

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

The influences of chemical speciation for Cs-I-Te-Mo-Sn-B-C-O-H system, simulating a state in the reactor cooling system (RCS) of BWR, on pH of the suppression chamber (S/C) water pool were analytically investigated with PHREEQC code. Major conditions were chosen on the basis of the outputs from a BWR severe accident analysis by THALES2 code and chemical thermodynamic analysis with VICTORIA2.0 code. The chemical thermodynamic analysis showed that the chemical speciation of important volatile FPs, Cs and I, was strongly influenced by Mo and B$$_{4}$$C control material. As a consequence, pH of the S/C water pool was predicted to range from approximately 6 to 10, depending on the fraction of volatile FPs transported from the RCS to the S/C water pool and the H$$_{2}$$/H$$_{2}$$O ratio associated with the oxygen potential. It was implied that the formation of volatile I species such as I$$_{2}$$ in the S/C water pool was larger by 3 orders at the lowest pH than that at the highest pH.

論文

Development of high-polarization Fe/Ge neutron polarizing supermirror; Possibility of fine-tuning of scattering length density in ion beam sputtering

丸山 龍治; 山崎 大; 阿久津 和宏*; 花島 隆泰*; 宮田 登*; 青木 裕之; 武田 全康; 曽山 和彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 888, p.70 - 78, 2018/04

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

イオンビームスパッタ法で成膜されたFe/Si及びFe/Ge多層膜に対して、X線及び偏極中性子反射率、走査型透過電子顕微鏡と組み合わされたエネルギー分散型X線分光分析等のプローブによって層構造や局所元素分析を行った。その結果、Fe/Ge多層膜のGe層に含まれたスパッタリングガスであるArが含まれることにより、Ge層の散乱長密度が減少し、(-)スピンの中性子に対するFeとGeの散乱長密度のコントラストがほぼ消失し偏極中性子反射において高偏極率となることがわかった。Ge層に含まれるArは、成膜時においてAeがGeターゲットで後方散乱することに起因することが知られており、偏極スーパーミラーの高偏極率化に必要な(-)スピン中性子に対する散乱長密度コントラストを微調整する新たな手法となる可能性を示すものである。この結果を基に、Niの5倍の全反射臨界角をもつFe/Ge偏極スーパーミラーを成膜し偏極反射率測定を行った結果、(+)スピン中性子の反射率が0.70以上、偏極率はビームラインの偏極性能が正しく補正されている領域においては0.985以上という高い偏極率を達成した。

論文

Application of Bayesian approaches to nuclear reactor severe accident analysis

Zheng, X.; 玉置 等史; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/11

Nuclear reactor severe accident simulation involves uncertainties, which may result from incompleteness of modeling of accident scenarios, selection of alternative models and unrealistic setting of parameters during the numerical simulation, etc. Both deterministic and probabilistic methods are required to reach reasonable estimation of risk for severe accidents. Computational codes are widely used for the deterministic accident simulations. Bayesian approaches, including both parametric and nonparametric, are applied to the simulation-based severe accident researches at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the paper, an overview of these research activities is introduced: (1) Dirichlet process models, a nonparametric Bayesian approach, are applied to source term uncertainty and sensitivity analyses; (2) Gaussian process models are applied to the optimization for operations of severe accident countermeasures; (3) Nonparametric models, include models based on Dirichlet process and K-nearest neighbors algorithm, are built to predict the chemical forms of fission products. Simplified models are integrated into the integral severe accident code, THALES2/KICHE; (4) We have also launched the research of dynamic probabilistic risk assessment (DPRA), and because a great number of accident scenarios will be generated during DPRA, Bayesian approaches would be useful for the boosting of computational efficiency.

論文

Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste

玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

論文

JASMINE Version 3による溶融燃料-冷却材相互作用SERENA2実験解析

堀田 亮年*; 森田 彰伸*; 梶本 光廣*; 丸山 結

日本原子力学会和文論文誌, 16(3), p.139 - 152, 2017/09

Among twelve FCI cases conducted in the OECD/NEA/CSNI/SERENA2 test series using two facilities, six steam explosion cases, five from TROI and one from KROTOS, were analyzed by JASMINE V.3. Major model parameters were categorized into "focused zone", a core part of interest, and "peripheral zone", the initial and boundary conditions given intentionally for each test case. For the former, base values established through past validation studies of JASMINE V.3 were applied. The code was modified to implement the measured distribution of entrained droplet size acquired in TROI-VISU. For the latter, melt release histories were given as a combination of time tables of jet diameter and release velocity that were estimated based on image data and transit timing data of the melt leading edge. The base values were shown to predict impulse responses of SERENA2 systematically with a reasonable error band. A statistical analysis based on the LHS method was performed. Uncertainty ranges were given based on measurement errors and past validation studies in the JASMINE development. Underlying mechanisms causing apparent differences in the mechanical energy conversion ratio between two facilities were studied from the view point of breakup length and trigger timing.

論文

Materials and Life Science Experimental Facility at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 3; Neutron devices and computational and sample environments

坂佐井 馨; 佐藤 節夫*; 瀬谷 智洋*; 中村 龍也; 藤 健太郎; 山岸 秀志*; 曽山 和彦; 山崎 大; 丸山 龍治; 奥 隆之; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(2), p.10_1 - 10_35, 2017/09

J-PARC物質・生命科学実験施設では、中性子検出器、スーパーミラーや$$^{3}$$Heスピンフィルターなどの光学機器、及びチョッパー等の中性子デバイスが開発され、据え付けられている。また、計算環境として機器制御、データ取得、データ解析、及びデータベースの4つのコンポーネントが整備されている。また、物質・生命科学実験施設では実験に使用される様々な試料環境が利用可能である。本論文では、これらの現状について報告する。

報告書

JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランス; 放射能濃度の測定及び評価の結果

小越 友里恵; 里山 朝紀; 岸本 克己; 南里 朋洋; 鈴木 武; 富岡 修; 高泉 宏英*; 菅野 智之*; 丸山 達也*

JAEA-Technology 2017-017, 152 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-017.pdf:15.97MB

原子力科学研究所では、1985年度から1989年度にかけて実施されたJRR-3改造工事に伴って発生し、原子力科学研究所の北地区にある第2保管廃棄施設の保管廃棄施設・NLに保管していた放射能レベルの極めて低いコンクリート約4,000tを対象としたクリアランスを行った。JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランスにあたり、放射能濃度の測定及び評価の方法の認可申請について、2008年7月25日付けで文部科学大臣の認可を受けた。その後、2009年度からクリアランス作業を開始し、認可を受けた方法に基づき放射能濃度の測定及び評価を行い、順次、国による放射能濃度の測定及び評価の結果の確認を受け、2014年度に約4,000tの全てのコンクリートのクリアランス作業を終了した。また、クリアランスしたコンクリートは、再資源化を行い、原子力科学研究所内において、東北地方太平洋沖地震の復旧工事のための資材等として再利用した。本報告は、JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートの放射能濃度の測定及び評価の結果、国による放射能濃度の確認、クリアランスしたコンクリートの再利用状況、クリアランス作業に要した費用等の実績をとりまとめたものである。

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