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論文

東海村における除去土壌の埋立処分に関する実証事業について

村田 千夏; 北原 理; 田中 究; 天澤 弘也; 武部 愼一; 山田 修*; 亀尾 裕

デコミッショニング技報, (62), p.20 - 31, 2020/09

東京電力福島第一原子力発電所事故による環境汚染に対処するため、特別措置法に基づき、各自治体による除染が実施された。この除染により発生した除去土壌は、除染現場等で仮置き保管された状態が継続されていたが、安全な処分方法を検討することが重要な課題となっていた。そこで日本原子力研究開発機構では、除去土壌の埋立処分に関する施行規則やガイドラインの策定に資することを目的に、環境省及び東海村からの委託を受け、実際の除染作業により発生した除去土壌を用いて、埋立処分に関する実証事業を実施した。本実証事業では、除去土壌の運搬、埋立作業等における個人被ばく線量を把握するとともに、環境モニタリングとして、埋立場所周辺における空間線量率や大気中放射能濃度、除去土壌を通過した浸透水中の放射能濃度等を測定した。

論文

Study on decontamination of steel surface contaminated with uranium hexafluoride by acidic electrolytic water

中山 卓也; 野村 光生; 美田 豊; 米川 仁*; 分枝 美沙子*; 矢板 由美*; 村田 栄一*; 保坂 克美*; 杉杖 典岳

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

金属廃棄物は、放射性廃棄物量最小化の観点から、クリアランスして資源化することが重要である。適用可能な除染技術の中で、金属廃棄物のように、形状・材質が多様であるものに対しては、湿式除染が有効な手法と考えられる。一方、一般的には、湿式除染は、廃液処理から生ずる二次廃棄物量が多くなる傾向がある。本件では、六フッ化ウランで汚染した鋼材をクリアランスするための目標レベル(0.04Bq/cm$$^{2}$$)以下まで除染し、かつ二次廃棄物発生量を最小化することを目標とする。本試験では、除染液の液性に着目し、酸性電解水,塩酸,硫酸,オゾン水を試験した。その結果、酸性電解水は六フッ化ウランで汚染した鋼材の除染液として有効であることがわかった。

論文

QA/QC activities and estimation of uncertainty for ultra-trace analysis of uranium and plutonium in safeguards environmental samples

臼田 重和*; 間柄 正明; 江坂 文孝; 安田 健一郎; 國分 陽子; Lee, C. G.; 宮本 ユタカ; 鈴木 大輔; 伊奈川 潤; 桜井 聡; et al.

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 11(2), p.A5 - A9, 2011/01

保障措置にかかわる環境試料分析では、おもに極微量核物質(ウランやプルトニウム)の同位体比を測定する。その際要求される国際標準レベルの極微量分析におけるQA/QC活動と測定の不確かさ評価について、高度環境分析研究棟(CLEAR)で実施している保障措置環境試料に含まれる極微量核物質(ウランやプルトニウム)の同位体比分析を例に現状と課題を紹介する。

報告書

人形峠模擬ウラン廃液からのウランの抽出分離

三田村 久吉; 長縄 弘親; 永野 哲志; 柳瀬 信之; 半澤 有希子; 下条 晃司郎; 松原 達郎; 美田 豊; 瀧 富弘; 村田 雅人

JAEA-Research 2008-113, 27 Pages, 2009/03

JAEA-Research-2008-113.pdf:31.84MB

人形峠環境技術センターにおける、製錬転換施設のフッ化物系ウラン汚染物の除染処理に伴うウラン廃液及び使用済み遠心分離機の除染処理に伴うウラン廃液から、ウランを除去・回収する新たな手段として、溶媒抽出法による大量処理装置(エマルションフロー抽出装置)の適用が有望視されている。そこで、この装置を実廃液に適用するに際して最適な抽出剤を選ぶため、それぞれの模擬廃液を使用したバッチ試験を行い、リン酸系の抽出剤に対するウラン及び共存成分の抽出特性を明らかにした。その結果、抽出剤のD2EHPAは、一つの候補に成り得ると考えられるが、AOTのような界面活性剤との組合せを必要とする抽出剤(CMPなど)については、使用の可能性は低いことが明らかとなった。

論文

論文アブストラクトから原子分子の状態の情報を検出,抽出する方法の研究

佐々木 明; 村田 真樹*; 金丸 敏幸*; 白土 保*; 井佐原 均*; 上島 豊; 山極 満

プラズマ・核融合学会誌, 81(9), p.717 - 722, 2005/09

科学論文のアブストラクト中の原子分子の状態を抽出して表示し、研究者の論文の内容の理解と、原子分子データの収集を支援するための、情報科学の成果を応用した新しいソフトウエアの開発について報告する。原子分子データは基礎科学,産業応用のいろいろなシミュレーションで利用されているが、多種,多量の原子分子データの収集,評価がこれまで問題であった。本研究では、電子化された論文アブストラクト中で、原子・イオン種,電子配置,微細構造などの固有情報が、特定の書式に従って記述されることに注目し、テキスト処理の技術を応用したプログラムを開発してそれらをほぼ確実に抽出できるようにした。本研究の成果を活用することにより、研究者による科学論文の内容の理解,原子分子データの収集,評価,データベース化を効率化する可能性について議論する。

報告書

Evaluations of heavy nuclide data for JENDL-3.3

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2003-026, 53 Pages, 2003/12

JAERI-Research-2003-026.pdf:2.48MB

原子力技術開発において重要なウラン,プルトニウム,トリウムの同位体に対する中性子核データの新たな評価を行った。この評価値は日本の評価核データライブラリであるJENDL-3.3の一部となる。この評価の主たる目的は、前ヴァージョンに対して報告されていた幾つかの問題点の解決,データの精度向上,主要核種に対する共分散の評価、である。JENDL-3.2に格納されている種々の核データを検討し、その多くについて再評価を行うか、もしくはより信頼できる数値に置き直した。JENDL-3.3の重核データに対して種々のベンチマークテストが行われ、臨界性予測精度は以前のJENDLよりも向上していることが報告された。

論文

Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3; JENDL-3.3

柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11

 被引用回数:649 パーセンタイル:96.97(Nuclear Science & Technology)

前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は$$^{235}$$Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分におけるベントナイト緩衝材継目部の力学および浸潤特性

今村 雅弘*; 千々松 正和*; 杉田 裕; 菊池 広人*; 村田 澄彦*; 雨宮 清*; 斎藤 敏明*

土木学会論文集, (673), p.61 - 70, 2001/00

本報告は、緩衝材の施工で発生すると考えられる継目部の力学および浸潤特性についてまとめたものである。緩衝材の充填方法の違いを反映した圧縮成型供試体と現場施工供試体を準備し、一面せん断試験および透水試験を実施した。その結果、ベントナイト緩衝材の継目部分はせん断強度が小さく、また、卓越した透水経路となることを確認できた。しかし、ベントナイト緩衝材が飽和、膨潤することで、継目部分が強度や透水性に与える影響は低減することが明らかになった。

論文

Simultaneous evaluation of fission cross sections of uranium and plutonium isotopes for JENDL-3.3

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(4), p.327 - 334, 2000/04

評価済み中性子核データライブラリーの最新版JENDL-3.3のためにU-233、U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積を同時に評価した。核データ評価では、それぞれの反応の絶対測定及びU-235対Pu-239のような相対測定が考慮された。本評価のために計算コードSOKを開発し、共分散評価システムKALMANに組み込んだ。実験データの誤差は関係する論文あるいはレポートから推定した。最終結果は、既存のJENDL-3.2及びENDF/B-VIの評価値と比較される。また、共分散ファイルの作成に必要な、評価値の誤差についても議論される。

報告書

Evaluation of fission cross sections and covariances for $$^{233}$$U,$$^{235}$$U,$$^{238}$$U,$$^{239}$$Pu,$$^{240}$$Pu,and $$^{241}$$Pu

河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.

JAERI-Research 2000-004, p.76 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-004.pdf:2.39MB

評価済核データライブラリーJENDL-3.3作成のために、アクチニド核種の核分裂断面積を決定する計算コードSOKを開発した。このコードでは各反応の絶対測定及び相対測定(例えば、Pu-239の核分裂断面積とU-235の核分裂断面積の比)が考慮でき、それらすべてのデータに対する最小自乗フィットにより断面積を求めることができる。今回求めたのはU-233,U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積及びその共分散(誤差)である。本報告書では、評価の手法及び実験値のデータベースについて述べるとともに、得られた結果を評価済データJENDL-3.2及びENDF/B-VIと比較し検討する。

論文

二色発光コンバータを用いた中性子-$$gamma$$線ラジオグラフィ

岩田 秀規*; 持木 幸一*; 村田 裕*; 日塔 光一*; 田村 俊幸*; 小林 久夫*; 松林 政仁

第3回放射線による非破壊評価シンポジウム講演論文集, p.142 - 147, 1999/11

中性子ラジオグラフィと$$gamma$$線ラジオグラフィは互いに相補の情報を与える非破壊検査技術である。このため両ラジオグラフィを同一試料に同時に適用することができれば、非破壊検査の効率化が期待できる。本件では、カリフォルニウム線源場においてカラーフィルム撮影にて性能が確認された中性子照射により赤色発光、$$gamma$$線照射による緑色発光する二色発光コンバータを使用した。線源としては、中性子強度が高いJRR-3熱中性子ラジオグラフィ装置を用い、冷却型CCDカメラと光学フィルタを組み合わせて鉛、アクリル樹脂、カドミウム、ボロン、ポリエチレン等から構成される模擬サンプルの撮影を行った。その結果、高n/r比の中性子ビームゆえに中性子強度の調整が必要であったが、本手法により模擬サンプルの特徴が中性子及び$$gamma$$線のラジオグラフィ画像として得られた。

論文

JENDL-3.2 covariance file for fast reactors

柴田 恵一; 千葉 敏; 深堀 智生; 長谷川 明; 岩本 修; 石川 真*; 神田 幸則*; 河野 俊彦*; 松延 広幸*; 村田 徹*; et al.

Proc. of Int. Conf. on Nucl. Data for Science and Technol., p.904 - 906, 1997/00

高速炉の炉心核特性予測精度の評価のために、JENDL-3.2ベースの共分散ファイルを作成した。実験値を基に評価値が決められている場合は、最小自乗法を用い実験値より共分散を算出した。最も重要なU及びPuの核分裂断面積の共分散は絶対測定及び相対測定を考慮した同時評価より求めた。理論計算に基づく評価値の共分散は、計算コードに入力するパラメータの不確かさより誤差伝播則を用いて計算した。この方法により実験値が乏しい反応断面積及び中性子角度分布の誤差を求めることができた。

報告書

大口径垂直管内二相流実験装置による定圧式圧縮空気エネルギ貯蔵(CAES)システムの模擬実験: 実験装置及び実験方法

大津 巌; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 久木田 豊

JAERI-Research 96-038, 55 Pages, 1996/07

JAERI-Research-96-038.pdf:1.63MB

定圧式CAESシステムは、余剰電力を蓄えるエネルギー貯蔵法として実現を期待されている。このシステムでは、ガス圧を調整する圧力隔壁である通水抗で水に溶けたガスが発泡し、圧力隔壁としての効果が低下するため、これを定量的に予測する必要がある。原研、東大、電力中央研究所及び(株)清水建設の4者は、この水-溶存ガス二相流に関する共同研究を行った。本報告では、CAESシステムの構成、同システムで特徴的な流動現象及び模擬実験装置の概略を紹介すると共に、発泡速度等直接計測が困難な物理量の推定方法を考察した。均質流及び二流体モデルの基礎方程式に基づく推定方法を検討した結果、1)時間的に定常な流動状態での実験、2)断面平均ボイド率の計測、3)気相流速の直接計測、4)溶存ガス濃度の複数点での計測が今後の課題となることがわかった。

論文

Application of neutron radiography to visualization of cryogenic fluid boiling two-phase flows

竹中 信幸*; 浅野 等*; 藤井 照重*; 後 俊彦*; Iwatani, Junji*; 村田 裕*; 持木 幸一*; 田口 亮*; 松林 政仁; 鶴野 晃

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 377(1), p.174 - 176, 1996/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:23.69(Instruments & Instrumentation)

金属容器内及び熱交換器内における液体窒素の沸騰二相流をJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置において武蔵工業大学が開発した動画像処理装置を用いて可視化及び画像処理・解析した。金属容器内液体窒素プール中におけるアルミニウム垂直シリンダーからの核沸騰及び膜沸騰の様子が実時間で疑似カラーを用いて観察された。また、アルミニウム製のフィンを用いたタイプの熱交換器では液体窒素の分布が画像処理により得られ、質量流束条件の違いによる液体窒素の流れ方の違いが良く観察された。これらの実験結果より、中性子ラジオグラフィが低温沸騰二相流の可視化及び低温熱交換器の設計に応用できることが示された。

論文

Compressed air energy storage system two-phase flow experiment

熊丸 博滋; 大津 巌; 村田 秀男; 久木田 豊; 秋山 守*; 大橋 弘忠*; 後藤 正治*; 田中 伸和*; 大川 富雄*; 小野 勇司*; et al.

Proc. of ASME$$cdot$$JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.669 - 674, 1996/00

シャフト高さ約1000m、内径約3m、水-空気系のCAESシステムを模擬した、シャフト高さ約25m、内径0.2m、水-炭酸ガス系の実験装置を製作した。本装置を用いて合計15実験を実施した。高炭酸ガス濃度(~0.4MPa)、中水注入流速(~0.5m/s)の実験においては、下部リザーバへのガス貯気中(すなわちシャフトへの水注入中)のシャフト内ボイド率が全実験中最大となった。この実験はCAESシステムにおける最も厳しい状況に対応していると考えられるが、ブローアウトは発生しなかった。また、高濃度(~0.4MPa)、極高注入流速(~2.5m/s)の実験では、ガス貯気停止後、シャフト内に残存した過飽和炭酸ガス溶存水より急激に発泡が生じ、ブローアウトが発生した。しかし、実験装置での~2.5m/sは、CAESシステムでの~100m/sに相当し、非現実的流速である。

論文

Measurement of local void fraction distribution in rod bundle under high-pressure high-temperature boil-off conditions by using optical void probe

熊丸 博滋; 村田 秀男; 近藤 昌也; 久木田 豊

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.217 - 222, 1995/00

原子炉の小破断LOCA時等に生じる炉心ボイルオフ(極低流量)状態における炉心内混合水位等の評価に重要な高温高圧条件下のバンドル内局所ボイド率を、光学式ボイド計により測定した。実験は、燃料集合体を模擬した24本ロッドバンドル試験部において、圧力3MPa、質量流束11~90kg/m$$^{2}$$s、クオリテイ0.06~0.77の範囲で実施した。光学式ボイド計によりバンドル直径に沿った局所ボイド率分布を測定するとともに、$$gamma$$線型密度計による直径に沿った弦平均ボイド率及び差圧計による体積(面積)平均ボイド率を測定した。気泡流~スラグ流~環状流と変化するに従い、測定した局所ボイド率分布は凸形より平坦形へ、気泡通過頻度は凸形より凹形へ変化した。弦平均ボイド率($$gamma$$線による)は体積平均ボイド率(差圧による)より常に大きい値を示したが、これは局所ボイド率分布の流路断面内分布によることが明らかになった。

論文

Void-fraction distribution under high-pressure boil-off conditions in rod bundle geometry

熊丸 博滋; 近藤 昌也; 村田 秀男; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 150, p.95 - 105, 1994/00

 被引用回数:29 パーセンタイル:90.37(Nuclear Science & Technology)

PWR炉心ロッドバンドル模擬形状内のボイド率を、圧力=3~12MPa、質量流束=5~100kg/m$$^{2}$$sのボイルオフ条件下で測定した。実験結果より、本研究で比較した相関式及びモデルの中では、Chexal-Lelloucheのモデルが最も良く(面積平均)ボイド率を予測することが明らかとなった。差圧測定値より得られた面積平均ボイド率は、ガンマ線密度計より得られた弦平均ボイド率より系統的に小さい値を示した。光学式ボイド計を用いて、非加熱水-蒸気二相流について同じバンドル内で局所ボイド率を測定した。面積平均ボイド率と弦平均ボイド率の差は、測定されたバンドル内(断面内)局所ボイド率分布により定量的に説明することができた。

論文

Startup Experiment of a PIUS-type reactor from isothermal fluid condition by feedback control of primary pump

田坂 完二*; 玉置 昌義*; 羽賀 勝洋*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics,Operations and Safety,Vol. 2, 0, p.38.A.1 - 38.A.6, 1994/00

PIUS型固有安全炉において、定常運転時の安全性と異常時での安全性を両立させる事が重要である。これまでの研究で、下部密度ロックにおける密度界面を安定に保つように、1次系ポンプ回転数をフィードバック制御することによって、安全性と安定性の両立が確保されることを明らかにした。本報告では、特に炉の立ち上げ時における下部密度ロック中心温度による循環ポンプ回転数制御の有効性を調べるため、PIUS炉を原理的に模擬した実験装置により、大気圧下の実験を行った。実験の結果、制御開始時に1次系とポイズン系の温度差がわずかでもついていれば、制御が可能であるが、全く温度差の無い状態からは制御が困難であることがわかった。しかし、ポンプ出口にヒータを付加するような工夫をすれば、どの様な状態からも本制御方法による立上げが可能である。

報告書

高温高圧ボイルオフ条件下における炉心ボイド率分布; 小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いた実験的研究

近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-200.pdf:1.85MB

原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR17$$times$$17型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。

論文

Feedback control of primary pump using midplane temperature of lower density lock for a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 羽賀 勝洋*; 玉置 昌義*; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering, p.301 - 306, 1993/00

PIUS型固有安全炉において、定常運転時の安全性と異常時での安全性を両立させることが重要である。これまでの研究で、下部密度ロックにおける密度界面を安定に保つように、1次系ポンプ回転数をフィードバック制御することによって、安全性と安定性の両立が確保されることを明らかにした。本報告では、特に炉の立ち上げ時における下部密度ロック中心温度による循環ポンプ回転数制御の有効性を調べるため、PIUS炉を原理的に模擬した実験装置により、大気圧下の実験を行った。実験の結果、制御開始時に1次系とポイズン系の温度差がわずかでもついていれば、制御が可能であるが、全く温度差の無い状態からは制御が困難であることがわかった。しかし、ポンプ出口にヒータを付加するような工夫をすれば、どの様な状態からも本制御方法による立上げが可能である。

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