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論文

J-PARCにおける高次団粒緑化工によるクロマツ成林の試み

山西 毅; 瀬下 和芳; 北見 俊幸; 成瀬 日出夫; 丹 左京*

日本緑化工学会誌, 30(1), p.227 - 230, 2004/08

日本原子力研究所東海研究所における大強度陽子加速器施設(J-PARC)建設にあたっては、大規模な松林の伐採が行われるが、その復旧植栽の一手法として高次団粒方式によるクロマツ種子の吹き付けを試みており、構内において実施している植栽試験について紹介する。

論文

日本原子力研究所における環境サンプリングへの取り組み状況

西村 秀夫; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 高橋 司; 郡司 勝文; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 鶴田 保博; 津田 申士; et al.

平成11年度保障措置セミナーテキスト, p.95 - 107, 2000/01

IAEAの「93+2計画」に基づく重要な施策の一つとして保障措置環境試料分析法が導入された。これに対応するためには、クリーンルームを備えたクリーン化学分析所を整備するとともに、環境試料分析技術を開発することが必要である。このため、原研では、1996年から、極微量核物質分析技術の開発のための調査を開始し、1998年からは、高度環境分析研究棟(クリーン化学分析所)の設計,建設,分析機器等の整備に着手するとともに、極微量核物質分析技術の予備試験を開始した。また、本施設は、IAEAネットワークラボとしてIAEA保障措置に貢献するとともに、CTBT公認実験施設として、また、環境科学研究等のための基礎研究施設としても利用する計画である。本講演では、保障措置環境試料分析法確立計画について、その現状と課題について述べる。

論文

Present status of JAERI's project on the development of environmental sample analysis techniques

臼田 重和; 安達 武雄; 渡部 和男; 間柄 正明; 半澤 有希子; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 軍司 秀穂; 鶴田 保博; et al.

Proceedings of Seminar on Strengthening of Safeguards: Integrating the New and the Old, p.477 - 481, 2000/00

IAEAは、新保障措置制度における重要施策の一つとして、環境試料分析法の導入を決定した。これは、原子力関連施設の内部及び周辺の環境試料を採取し、その中に含まれる極微量のウランやプルトニウムの同位体比を求めることにより、未申告原子力活動を検知しようという新たな保障措置手法である。これに対応するため、原研ではクリーン化学実験施設「高度環境分析研究棟」を整備し、おもに保障措置環境試料中の極微量核物質の分析技術を開発する計画を進めている。本発表では、計画の概要と高度環境分析研究棟の整備及び分析技術の開発の現状、さらに他分野への利用方法について報告する。

論文

Program to develop analytical techniques for ultra trace amounts of nuclear materials in environmental samples

半澤 有希子; 間柄 正明; 江坂 文孝; 渡部 和男; 臼田 重和; 郡司 勝文; 安田 健一郎; 高橋 司; 西村 秀夫; 安達 武雄; et al.

Proceedings of the Institute of Nuclear Materials Management 40th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 1999/00

保障措置強化・効率化の手段として導入された環境試料分析法確立のため、環境試料中の極微量核物質の分析技術開発に着手した。バルク分析では試料を化学処理し、誘導結合プラズマ質量分析計及び表面電離型試料分析計を用いてUやPuの同位体比測定を行う。パーティクル分析では、全反射蛍光X線分析によりスワイプ試料中の核物質の有無をチェックし、電子プローブマイクロアナライザにより粒子の元素組成分析と形状観察を行い、二次イオン質量分析計により個々の粒子に含まれるUやPuの同位体比を測定する。さらに、試料のスクリーニング技術やQA/QCの方法の確立も課題である。技術開発と試料分析のため、米国DOEとの協力の下、高度環境分析研究棟(クリーンラボ)の設計を行った。このラボ及び開発された分析技術は保障措置目的のほか、CTBT遵守・検証や環境科学にかかわる研究にも応用する計画である。

論文

JRR-4の改造; 原子炉建家の改修等

中村 清; 井坂 正規; 亀山 巌; 中島 照夫; 圷 陽一; 堀口 隆; 成瀬 日出夫

UTNL-R-0378, p.6.1 - 6.9, 1999/00

JRR-4は、昭和40年建設以来30年にわたり安全に運転され、遮へい実験、炉物理実験、RI生産、放射化分析、Si半導体生産、教育訓練等に幅広く利用されてきた。しかし、核不拡散政策に伴う燃料の濃縮度低減化、長期運転による施設の経年変化及び利用者の新たなニーズに対応するために原子炉施設の改造を行った。改造範囲は、低濃縮度燃料への変更、原子炉建家改修、非常用排気設備の新設、非常用電源の多重化、計測制御設備の更新、医療用照射設備の利用設備の新設など多岐にわたって行った。これらのうち、おもに原子炉建家改修とそれと関連した事柄について発表する。

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