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論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 株本 裕史; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 石崎 暢洋; et al.

Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1271 - 1275, 2018/08

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。2016年12月に発生した真空事故以降加速電圧が12MVまで低下した。加速管内に混入した塵や荷電変換用の炭素薄膜を除去すべく80本の全加速管を取り外し再洗浄を実施した。洗浄に4か月、再組立てに2か月を要した。このため2017年2月から約10か月が加速器の整備期間となった。加速管の再構築に伴い加速管と圧力タンク外の機器との再アライメントを実施した。運転再開は2017年12月となり、利用運転期間中に定期的なコンディショニングを行うことで16.5MVの運転電圧まで回復させることができた。2017年度の加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

Corrosion property of sheath materials using MI cables at conditions simulated severe accident

中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦

Proceedings of 10th Asia-Pacific Conference on Fracture and Strength (APCFS 2016) (USB Flash Drive), p.283 - 284, 2016/09

過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O$$_{2}$$雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000$$^{circ}$$Cの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、H$$_{2}$$Oの添加によりO$$_{2}$$雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、NCF600の方が想定される過酷環境における耐食性が高いことが示唆された。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 3

石田 卓也; 鈴木 善貴; 西方 香緒里; 米川 実; 加藤 佳明; 柴田 晃; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; et al.

KURRI Progress Report 2015, P. 64, 2016/08

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。2014年にKURで照射した高密度MoO$$_{3}$$ペレットをJMTRホットラボに持ち込み、$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出した。本研究では、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行い、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

材料試験炉ホットラボ排気筒におけるアンカーボルト減肉及びフランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間に関する原因調査

柴田 晃; 北岸 茂; 渡士 克己; 松井 義典; 近江 正男; 相沢 静男; 那珂 通裕

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.290 - 297, 2016/07

材料試験炉ホットラボの排気筒は、気体廃棄設備の一部として1970年に設置された高さ40mの自立式排気筒である。2015年、ホットラボの建家屋根の補修中に排気筒基礎部アンカーボルトの1本に減肉が確認されたため、排気筒の状況調査を実施した。また、当該調査中に、フランジプレートとアンカーボルトナット間に隙間が確認された。これを受け、安全確保のため排気筒円筒鋼板部(33m)を撤去したところ、最終的にアンカーボルト全数に減肉が確認された。原子力機構は再発防止を図るため、当該事象の原因調査を実施し、その結果、アンカーボルトの減肉は長期間に渡る水の浸入により生じ、また、フランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間は、アンカーボルトの減肉した部位に2011年の東北地方太平洋沖地震を主要因として伸びが生じたことにより発生した事を明らかにした。

報告書

炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB

日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

Development of instrumentation systems for severe accidents, 5; Basic properties of hydrogen sensor with solid electrolyte for safety measures of LWRs

大塚 紀彰; 松井 義典; 土谷 邦彦; 松井 哲也*; 有田 節男*; 和田 將平*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

東京電力福島第一原子力発電所で発生した事故を教訓に、過酷事故においても水位、水素濃度等を計測可能な機器の開発が求められている。特に、高温過酷環境においても使用可能な水素センサの開発は、水素爆発の防止の観点から必要不可欠である。本研究では、過酷環境下用計測機器の一環として、固体電解質を用いた水素濃度センサを開発し、過酷環境下における適用性の評価を目的とした特性試験を実施した。雰囲気温度400$$^{circ}$$Cにおける試験の結果、水素センサは水素濃度に応じた電圧を得られることを確認した。また雰囲気圧力0$$sim$$1MPaの環境においても、水素濃度及び圧力変化に応じた電圧を得たことから、過酷環境下用計測機器としての見通しを得た。

論文

Development of radiation detectors for in-pile measurement

武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦

KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00

開発中の鉛エミッタ自己出力型$$gamma$$線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って$$gamma$$線照射試験を行った。200$$sim$$6000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で$$gamma$$線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は$$gamma$$線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2013, P. 242, 2014/10

JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、JMTRを用いた(n,$$gamma$$)法によるMo-99/Tc-99m($$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc)製造技術開発を行っている。本研究では、照射ターゲットとなる高密度MoO$$_{3}$$ペレットについて、KURを用いた予備照射試験を行い、Mo-99($$^{99}$$Mo)生成量の評価及び照射特性を調べた。その結果、$$^{99}$$Mo生成量は、全中性子エネルギーを考慮することにより、精度のよい評価が可能であること、24時間照射したMoO$$_{3}$$ペレットは、未照射と比べ粒子径が約3倍に成長すること及び本照射量では結晶構造に変化がないことを確認した。

論文

軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備

北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典

UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03

JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。

報告書

最先端研究基盤JMTR及び関連施設を活用した研修; 2013年度

竹本 紀之; 木村 伸明; 花川 裕規; 柴田 晃; 松井 義典; 中村 仁一; 石塚 悦男; 中塚 亨; 伊藤 治彦

JAEA-Review 2013-058, 42 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-058.pdf:4.95MB

日本原子力研究開発機構では、将来の原子力人材を確保するための裾野拡大及びその育成を行う観点から、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた実践的な体験型研修を平成22年度から実施している。平成25年度は、海外若手研究者・技術者を対象とした「海外若手研究者・技術者のためのJMTRオンサイト研修」を7月8日から7月26日に実施し、国内の若手研究者・技術者を対象とした「最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座」を7月29日から8月9日に実施した。研修にはそれぞれ18名の計36名が参加し、基礎講義や体験実習を通してJMTRの運転管理、安全管理、照射試験等の原子力基盤研究・技術について学んだ。本報告は、平成25年度に実施したこれらの研修の内容と結果についてまとめたものである。

論文

Development of instrumentation systems for safety measure at LWR's severe accident

武内 伴照; 柴田 晃; 永田 寛; 木村 伸明; 大塚 紀彰; 斎藤 隆; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.52 - 58, 2013/11

LWRの炉計装システムは、原子炉運転中から炉停止中の状況を監視できるシステムとなっていた。しかしながら、そのシステムは、福島第一原子力発電所で起きたシビアアクシデント時では電源喪失のため作動せず、事故後の対応が遅れた。このため、炉心損傷事故が起きても測定できる原子炉計装システムの開発が必要不可欠となった。本研究は、JMTRに蓄積された照射技術を活用し、測定技術を含めた監視システムの開発を行っている。本報告では固体電解質型の水素濃度センサー、ヒーターを備えている熱電対型の水位計、自己出力型のSPGD$$gamma$$線検出器及びCCDカメラによる原子炉の情報の定量化のためのチェレンコフ光の画像解析システムの4つの計装システムの開発について紹介する。開発後は、JMTRで炉内確認テストを実施し、放射環境下での特性も調べる予定である。

論文

Development of $$^{99m}$$Tc production from (n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo based on solvent extraction

木村 明博; Awaludin, R.*; 椎名 孝行*; 棚瀬 正和*; 河内 幸正*; Gunawan, A. H.*; Lubis, H.*; Sriyono*; 太田 朗生*; 源河 次雄; et al.

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Material Testing Reactors (ASMTR 2013), p.109 - 115, 2013/11

特願 2011-173260   公報

$$^{99m}$$Tcは、$$^{99}$$Moの核変換によって生成される。$$^{99}$$Mo製造は、現在、高濃縮ウランによる核分裂法(以下、「(n,f)法」という)で行なわれており、世界の供給量の約95%を生産している。しかし、近年、原子炉の老朽化や輸送障害という問題のために安定供給が困難となるとともに、核不拡散、廃棄物管理等の問題がある。最近、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造が注目されているが、(n,f)法に比べて比放射能が低いという欠点がある。このため、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液から$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出により取出し、さらにアルミナ・カラムを用いて$$^{99m}$$Tcを濃縮する方法を開発した。本研究では、インドネシアにあるSGR-GAS炉による照射で生成した1Ciの$$^{99}$$Moを用いて、開発した方法により$$^{99m}$$Tcの抽出特性を調べた。この結果、$$^{99m}$$Tcの回収率は約70%得られた。$$^{99m}$$Tc抽出液の$$^{99m}$$Tc放射能は約30GBq/mlを達成した。また、抽出液中の$$^{99}$$Moの不純物は4.0$$times$$10$$^{-5}$$%未満、放射化学的純度は99.2%以上であり、目標値を満足した。

論文

Research and development of high-performance instruments for safety measure for LWRs

武内 伴照; 上野 俊二; 駒野目 裕久*; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 木村 伸明; 松井 義典; 土谷 邦彦; 荒木 政則

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 7 Pages, 2013/10

福島第一原子力発電所事故における全交流電源喪失状態下では、既存の炉内計装システムは十分には機能せず、結果的に過酷事故の進展を防げなかった。また、IAEA閣僚会合に向けて平成23年6月に取りまとめられた日本国政府報告書において、教訓14として「原子炉及び格納容器などの計装系の強化」が挙げられている。こうした背景を踏まえ、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、平成24年度より、上記2つの対策にかかる研究開発を開始した。本研究開発の課題としては、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、撮影した映像を伝送するシステム、計測線等の基盤技術の構築である。これらの開発目標および開発状況や特性試験の概要について述べる。

報告書

燃料異常過渡試験のための希釈管の希釈係数測定に関する検討

井上 修一; 小室 忠男; 鍋谷 栄昭; 松井 義典; 飯田 一広; 伊藤 和之; 木村 明博; 菅野 勝

JAEA-Technology 2010-010, 27 Pages, 2012/05

JAEA-Technology-2010-010.pdf:1.99MB

沸騰水キャプセルを用いた燃料照射試験では、燃料破損時においてキャプセルから流出する核分裂生成物(FP: Fission Products)量を炉外に設置した放射線モニターで検出できる最小限にし、FPの原子炉施設内への放出を低減させる目的で沸騰水キャプセル内に希釈管を設けている。JMTR再稼動後に行う燃料異常過渡試験では、広範囲の試験条件の設定が可能なように沸騰水キャプセルの給水流量の増加が計画されている。給水流量が増加すると、放出されるFPの増大が予想されたため、給水流量をパラメータとして希釈管の希釈効果を炉外実験で確認した。本報告は、沸騰水キャプセル内の希釈管の希釈係数測定結果をまとめたものである。

報告書

最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座の新設

今泉 友見; 竹本 紀之; 出雲 寛互; 井手 広史; 松井 義典; 相沢 静男; 堀 直彦

JAEA-Review 2012-012, 25 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-012.pdf:4.21MB

日本原子力研究開発機構では、平成22年度から、原子力産業の世界展開を支援することを目的に、原子力人材育成の観点から若手技術者,大学・高専生等を対象に材料試験炉JMTR及び関連施設を用いた実務的な研修講座を開設した。平成22年度は、研修準備を進めるともに、平成23年2月14日から2月25日にかけて、第1回研修講座を開催した。本研修講座では、JMTRの照射設備の一つである水力ラビット照射装置に関し、照射試験のために実際に行われている核計算実習を中心とした研修を実施し、国内の学生10名が受講した。本報告は、最先端研究基盤JMTR及び関連施設を用いた研修講座の概要及び第1回研修講座の実施結果について取りまとめたものである。

論文

Neutron diffraction measurements of internal strain in Nb$$_{3}$$Sn cable-in-conduit conductors

辺見 努; Harjo, S.; 伊藤 崇芳; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 相澤 一也; 鈴木 裕士; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 21(3), p.2028 - 2031, 2011/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.99(Engineering, Electrical & Electronic)

熱処理温度923Kから運転温度5KまでのNb$$_{3}$$Sn素線とステンレス鋼の熱膨張率の違いによって導体内には残留歪が生じる。Nb$$_{3}$$Sn素線の超伝導特性は残留歪の状態によって大きく変化するため、その特性を評価するためには残留歪の状態を把握する必要がある。しかし、複雑な構造とジャケット材の内側に素線が配置されているため、導体内の素線の歪を直接測定した研究はこれまでない。一方、J-PARCで2008年から運転が開始された工学材料回折装置「匠」は中性子回折を用いて歪として相対精度0.02%で測定することが可能である。本研究では、匠による中性子回折をITER TF導体の残留歪の測定に適用した。中性子回折では格子面間隔の変化により導体内の各相の歪を決定することが可能である。これにより、素線の残留歪の発生機構及び歪状態と超伝導性能の関係を明らかにすることが可能となった。

論文

Stress/strain effects on industrial superconducting composites

伊藤 崇芳; Harjo, S.; 長村 光造*; 辺見 努; 淡路 智*; 町屋 修太郎*; 小黒 英俊*; 西島 元*; 高橋 弘紀*; 松井 邦浩; et al.

Materials Science Forum, 681, p.209 - 214, 2011/05

The construction of the engineering materials diffractometer TAKUMI at J-PARC has been finished at the end of March 2009, and user programs have been started since January 2009. We proposed a project research with the title of "Stress/strain effects on industrial superconducting composites", and have carried out several preliminary experiments at TAKUMI. This project research aims to clarify internal strains behaviors in industrial superconducting materials generated due to their processes and/or during uses, and to understand the relation between the internal strains and their superconducting properties. Our interests are in developments of superconducting (Nb$$_3$$Sn, Nb$$_3$$Al, etc.) strands and HTC tapes, and in developments of superconducting (ITER and LHC) cables (composing many superconducting strands or tapes and other stabilizing and/or strengthening materials). In this opportunity, we will report our project research status more details.

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

JMTR原子炉施設の「水冷却型試験研究炉用原子炉施設に関する安全設計審査指針」への適合性に関する検討

井手 広史; 那珂 通裕; 作田 善幸; 堀 直彦; 松井 義典; 宮澤 正孝

JAEA-Review 2008-076, 442 Pages, 2009/03

JAEA-Review-2008-076.pdf:8.3MB

水冷却型試験研究炉用原子炉施設に関する安全設計審査指針は、試験研究の用に供する水冷却型原子炉の設置許可申請にかかわる安全審査において、安全確保の観点から設計の妥当性について判断する際の基礎を示すことを目的として取りまとめられたものである。改修を機にJMTR原子炉施設が現行の指針に適合していることの確認を目的として指針に関する設置変更許可申請書の本文及び添付書類並びに関連資料における記載事項の調査を実施した。調査の結果、設置変更許可申請書等にその適合性に関する記載があり、安全機能を有する構築物、系統及び機器等については適切に設計及び工事の認可を受けていることから、「安全設計指針」に適合し、かつ、その性能についても満足するものであることを確認した。

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