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論文

Synchrotron radiation X-ray diffraction method

林 真琴*; 菖蒲 敬久

Residual Stress, p.100 - 132, 2021/00

構造材料は使用中に疲労破壊したり、応力腐食割れを発生することがある。その原因の1つに構造材料の製造過程における熱処理や加工により発生する残留応力がある。その残留応力を測定する手法にはさまざまなものがある。本書では実験室X線や放射光X線、中性子に始まり、超音波や磁気的な手法による測定技術を紹介する。加えて、各種材料における加工や溶接による残留応力の測定例、実機における測定例、残留応力の静的および繰返し荷重による変化挙動、さらにはその変化挙動に基づく疲労余寿命の評価手法などを概説する。

報告書

土中水分観測手法としての光ファイバー計測技術の開発(共同研究)

小松 満*; 西垣 誠*; 瀬尾 昭治*; 平田 洋一*; 竹延 千良*; 田岸 宏孝*; 國丸 貴紀; 前川 恵輔; 山本 陽一; 戸井田 克*; et al.

JAEA-Research 2012-001, 77 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-001.pdf:4.85MB

本研究は、地下水流動解析の上部境界条件として必要となる地下水涵養量を土壌に浸透した水分量から求める手法に着目し、その算定手法の体系化と現場で安定して長期間計測可能なシステムの構築を目的として実施した。計測システムの開発においては、多点かつ長距離に渡る計測が可能な光ファイバーの歪計測原理を、サクションによる圧力計測,土中湿度計測,吸水膨張材を適用した体積含水率計測の3方式に適用する場合についてそれぞれ検討した。さらに、浅層における降水の土中への浸透量を直接的に計測する手法として、現地水分量の計測結果から直接浸透量を算定する手法と、不飽和透水係数の値から浸透量を推定する手法について現地に計測機器を設置してその有効性を確認した。

論文

原位置土中水分計測による浅地層における降雨浸透量の評価方法

小松 満*; 西垣 誠*; 瀬尾 昭治*; 戸井田 克*; 田岸 宏孝*; 竹延 千良*; 山本 陽一

地下水地盤環境に関するシンポジウム2011発表論文集(CD-ROM), p.17 - 26, 2011/11

放射性廃棄物地層処分等の大深度地下空間開発において、大局的な地下水流動挙動を定量的に評価することが重要であるが、飽和・不飽和浸透解析においては、水理地質構造モデルの構築とともに境界条件の設定が重要である。具体的には、上部境界条件として必要となる地下水涵養量であり、タンクモデル等を用いた予測手法は幾つか提案されているが、実際にこれらを利用する際には不確実性を多く含むことから、対象領域において土壌に浸透した水分量から定量化する手法が有効であると考えられる。そこで、浅層における土中への浸透量を直接的に計測する手法として、現地水分量の計測結果から直接浸透量を算定する手法と、さらに不飽和透水係数の値から浸透量を推定する両手法について検討した。これらの手法により降雨浸透量を試算したところ、従来の水収支法による算定結果と比較的近い結果が得られた。さらに、今後の現地水分量計測の課題についてまとめた。

論文

Crystal structures of the regulatory subunit of Thr-sensitive aspartate kinase from ${it Thermus thermophilus}$

吉田 彩子*; 富田 武郎*; 河野 秀俊; 伏信 進矢*; 葛山 智久*; 西山 真*

FEBS Journal, 276(11), p.3124 - 3136, 2009/06

 被引用回数:15 パーセンタイル:29.54(Biochemistry & Molecular Biology)

Crystal structures of the regulatory subunit (TtAK$$beta$$) of Thr-sensitive aspartate kinase (AK; EC 2.7.2.4) from Thermus thermophilus were determined at 2.15 ${AA}$; in the Thr-bound form(TtAK$$beta$$-Thr) and at 2.98 ${AA}$ ; in the Thr-free form (TtAK$$beta$$-free). Although both forms are crystallized as dimers, the contact surface area of the dimer interface in TtAK$$beta$$-free (3,200 ${AA}$ $$^{2}$$) is smaller than that of TtAK$$beta$$-Thr (3,890 ${AA}$ $$^{2}$$). Sedimentation equilibrium analyzed by ultracentrifuge revealed that TtAK$$beta$$ is present in equilibrium between a monomer and dimmer and Thr binding shifts the equilibrium to dimer formation. In the absence of Thr, outward shift of b strands near the Thr-binding site (site 1) and concomitant loss of the electron density of the loop region between $$beta$$3 and $$beta$$4 near the Thr-binding site are observed. Based on the crystal structures, the regulatory mechanism by Thr is discussed. TtAK$$beta$$ has higher thermostability than the regulatory subunit of ${it Corynebacterium glutamicum}$ AK (CgAK$$beta$$) with a difference in denaturation temperature ($$T$$$$_{rm m}$$) of 40$$^{circ}$$C. Comparison of the crystal structures of TtAK$$beta$$ and CgAK$$beta$$ showed that the well-packed hydrophobic core and highproline content in loops contribute to the high thermostability of TtAK$$beta$$.

報告書

人形峠環境技術センターの将来構想(案)

安念 外典; 時澤 孝之; 高信 修; 高橋 誠; 財津 知久

JNC TN6400 2004-003, 57 Pages, 2004/03

JNC-TN6400-2004-003.pdf:1.94MB

人形峠環境技術センター(以下「センター」という)は、前身となる原子燃料公社、動力炉・核燃料開発事業団(以下「動燃」という)を通して、一貫してウランの取扱いに関する事業所として核燃料サイクルのアップストリームに関する技術開発を進めてきたが、平成10年の核燃料サイクル開発機構(以下「機構」という)発足以降、現在実施中の施設廃止措置を含む環境保全対策に事業をシフトした。機構は、遅くとも平成17年度には原研との廃止統合が決まっていることから、統合を機に、これまで果たしてきたセンターの役割をベースに、新法人における位置づけを新たな視点で整理するとともに、国の原子力研究開発の一翼を担う事業所として、センターの主要業務及び将来ビジョンを提示し共通認識を持つことが重要との認識のもとに本構想検討を行った。

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:669 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。

報告書

核分裂箔を使用した反応率測定のための異なる検出器校正手法の比較実験

桜井 健; 根本 龍男; 大部 誠; 中野 正文; 小林 圭二*; 宇根崎 博信*

JAERI-M 93-153, 50 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-153.pdf:1.31MB

高速炉臨界実験装置FCAにおいて$$^{235}$$U核分裂率と$$^{238}$$U捕獲反応率の絶対値およびこれらの反応率比を箔放射化法で測定するために、ゲルマニウム半導体検出器の校正実験を行い、実効的な$$gamma$$線計数効率を求めた。各計数効率の決定は、互いに独立な2種類の校正手法を使用して行った。校正に大きな系統誤差が含まれないことを検証するために、得られた計数効率間の比較を行った。$$^{235}$$U核分裂率に関しては、核分裂計数管を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。$$^{238}$$U捕獲反応率に関しては、$$^{243}$$Am-$$^{239}$$Np線源を使用する校正手法と熱中性子断面積に基づく校正手法を適用した。相互比較実験の結果として、各反応率の絶対値を測定するため計数効率に関しては、校正手法間で1.5%以内の一致が得られた。反応率比を測定するための計数効率比に関しては、校正手法間で1%以内の一致が得られた。

報告書

高転換軽水炉を模擬したFCA XIV炉心における反応率の測定

大部 誠; 根本 龍男; 桜井 健; 飯島 進; 田原 義壽*; 大杉 俊隆

JAERI-M 90-052, 52 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-052.pdf:1.31MB

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で構築された3種類のウラン燃料系ゾーン型炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向と軸方向の$$^{235}$$U、$$^{239}$$Pu、$$^{238}$$U、$$^{237}$$Npの核分裂率分布は小型核分裂計数管をトラバースする方法で測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これら各種の核分裂率分布の一致を確かめる手法で検証した。$$^{235}$$U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求め、3炉心間の反応率の変化を調べた。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。反応率比は、計算値が$$^{238}$$U捕獲反応率/235U核分裂率および$$^{238}$$U核分裂率/$$^{235}$$U核分裂率の実験値を3炉心共、過大に予測している事が明らかになった。

論文

Measurements of reaction rates in zone-type cores of fast critical assembly simulating high conversion light water reactor

大部 誠; 根本 龍男; 飯島 進; 桜井 健; 田原 義壽*

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(11), p.993 - 1001, 1989/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:72.85(Nuclear Science & Technology)

FCAにおいて高転換軽水炉(HCLWR)に関するPhase-1実験で準備された3種類のウラン燃料系炉心について、反応率を測定した。各炉心は、異なった燃料濃縮度および減速材/燃料、体積比から成る中心試験領域を有している。径方向および軸方向の$$^{235}$$U、$$^{239}$$Pu、$$^{238}$$U、$$^{237}$$Npの核分裂率は小型核分裂係数管の移動により測定した。試験領域内の基本モード成立領域は、これらの核分裂率分布を利用して検証した。$$^{235}$$U核分裂率に対する中心反応率比は、小型核分裂計数管および金属ウラン箔を用いて求めた。3炉心間の反応率比の変化を調べている。測定データの解析は、核データファイルJENDL-2を用いたSRACコードシステムにより行った。

論文

Experimental study of nuclear characteristics of large axially heterogeneous core using fast critical assembly

飯島 進; 岡嶋 成晃; 大部 誠; 大杉 俊隆; 根本 龍男; 吉田 弘幸; 三田 敏男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(2), p.221 - 230, 1989/02

大型軸方向非均質高速炉に関する臨界模擬実験が高速臨界集合体(FCA)を用いて行なわれた。本報告書は一連の実験計画の中で、基本的核特性の研究を目的としたFCAXII-1集合体による実験とその解析結果である。

論文

Experimental study of the large-scale axially heterogeneous liquid-metal fast breeder reactor at the fast critical assembly; Power distribution measurements and their analyses

飯島 進; 大部 誠; 早瀬 保*; 大野 秋男; 根本 龍男; 岡嶋 成晃

Nuclear Science and Engineering, 100, p.496 - 506, 1988/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:31.38(Nuclear Science & Technology)

FCAにおいて大型軸方向非均質高速炉の核特性を研究するため臨界模擬実験が実施された。本報告は軸方向非均質炉心を模擬したFCA XII-1、XIII-1、XIII-2集合体による実験結果と先に行われた均質炉心模擬実験(XI-1)の結果を合わせ、軸方向非均質炉心の最も重要な核特性の1つである出力分布について検討した。

論文

Evaluation and adjustment of actinide cross sections using integral data measured at FCA

岡嶋 成晃; 向山 武彦; J.D.Kim*; 大部 誠; 根本 龍男

Nuclear Data for Science and Technology, p.983 - 986, 1988/00

アクチノイド核種断面積の評価及び修正を目的とした積分実験がFCAで行われた。その積分データを用いて、JENDEL-2を処理したアクチノイド核種20群断面積について評価・修正を行った。

論文

Reactor physics experiments and analyses on high conversion light water reactor

大杉 俊隆; 岡嶋 成晃; 大野 秋男; 大部 誠; 根本 龍男; 吉田 弘幸

Proc. ANS Int. Reactor Physics Conf., Vol. 2, p.361 - 370, 1988/00

FCA-HCLWR炉心にて、実効増倍率、無限増倍率、吸収材サンプルワースおよび反応率比を測定し、解析した。検討の重点を、計算値対実験値比の、燃料濃縮度、燃料の種類、減速材ボイド率、減速材対燃料体積比などのパラメータに対する依存性に置いた。SRACシステムとJECDL-2を用いた解析では、実効増倍率、無限増倍率及び吸収材サンプルワースながら、反応率比に関しては計算値と実験値との相違が大きく、検討すべき課題となっている。

報告書

重水均質系の臨界実験と解析; 20%濃縮ウラン重水反射体

弘田 実彌; 黒井 英雄; 後藤 頼男; 古橋 晃; 安野 武彦; 山本 研; 三谷 浩; 大部 誠; 一守 俊寛; 小山 謹二; et al.

JAERI 1034, 50 Pages, 1962/08

JAERI-1034.pdf:3.64MB

水性均質臨界実験装置が建設され、20%濃縮ウランの硫酸ウラニル重水溶液に、重水反射体を付した系について一連の臨界実験が行われた。溶液中の重水分子と$$^{235}$$U原子の比は炉心の直径に依存し、3600から800の範囲にあった。これらの系において熱中性子スペクトルの空間依存性が、Luを使用して積分法により研究された。熱外中性子スペクトルの1/$$E$$分布からのずれもまた、In, Au, Pd, Coを使用してカドミ比法により研究された。これらの系の理論的解析においては、速中性子の炉心からのもれ、及びもれと炉心での共鳴吸収との競争が重要な因子である。このため共鳴を逃れる確率が厳密に定義され、多群模型が使用され、群常数はGREULING GOERTZEL近似で計算されたスペクトルから決定された。理論的結果と実験的結果の間の一致は、摂動項を除外すれば満足なものである。すなわち、実効増倍率間の矛盾は1%以下であり、熱中性子束,In共鳴中性子束並びに速中性子束も理論的によく再現されている。炉心におけるカドミ比に関する一致は、炉心からの速中性子のもれが適切に取り扱われていることを示している。

口頭

レーザー溶接補修技術の標準化に向けた研究開発,4; ファイバーレーザーによる溶接材焼結技術の開発及び残留応力/ひずみ分布特性の評価

菖蒲 敬久; 漆崎 幸憲*; 市村 誠*; 天谷 浩一*; 矢田 浩基; 高瀬 和之; 村松 壽晴

no journal, , 

レーザー溶接補修技術の確立を目指し、ファイバーレーザー及びコールドスプレー法により発生する残留応力/ひずみ分布を高エネルギー放射光X線により計測し、その有利性を検討した。SPring-8, BL22XUを用いた放射光応力測定を実施した結果、コールドスプレー法ではほとんど残留ひずみは発生しないこと、ハイブリッド法ではコールドスプレー法よりも広い範囲に強い圧縮残留ひずみが発生し、金属粉内に空泡が発生することを明らかにした。現在、上記の方法で作成した試験片の引張強度等の機械的特性を調査している。これらと合わせてレーザー補修に最適な方法,条件等の導出を実施していく。

口頭

浅地層における降雨浸透量推定に関する現場透水係数の評価

小松 満*; 西垣 誠*; 瀬尾 昭治*; 田岸 宏孝*; 竹延 千良*; 岸 敦康

no journal, , 

大局的な地下水流動を定量的に評価する際、上部境界条件としての降雨浸透量の算定が必要であるが、一般的に知られる水収支法では計測項目が多く不確実性を含んでいる。そこで本研究では、対象領域における土中水分量の変化量から直接的に降雨浸透量を算定する手法に着目し、不飽和地盤における原位置透水試験結果を用いる方法について確認した。さらに現場透水試験結果の妥当性について室内試験により検証することで計測値に与える不確実性を推定した。

口頭

光ファイバーを用いた水分計測センサの性能確認試験

瀬尾 昭治*; 小松 満*; 西垣 誠*; 田岸 宏孝*; 竹延 千良*; 岸 敦康

no journal, , 

土中水分の観測について、多点かつ長距離に渡って伝送が可能で従来の測定法と比較して水分分布を求める上での利点が多いと考えられる光ファイバーを用いた土中水分観測手法の開発を行っている。本研究では水中での湿潤過程と気中での乾燥過程における光ひずみセンサのひずみ量(Type-1$$sim$$3)及び膨潤圧(Type-4)を計測し、土中の水分量を測定するセンサとしての適応性について検討した。

口頭

Current status of the JAEA's Fukushima R&D bases for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

菖蒲 信博; 大岡 誠; 中井 俊郎; 中山 真一

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃止措置に向けて、福島県の沿岸エリアに研究開発拠点を構築・整備している。ここではその現状を紹介する。

口頭

放射光X線回折法による固相粒子積層材の残留応力評価

諸岡 聡; Ma, N.*; 渡邊 誠*; 佐々木 未来; 冨永 亜希; 菖蒲 敬久

no journal, , 

近年、3D積層造形技術の一つとしてコールドスプレー(CS)法やウォームスプレー(WS)法による固相粒子積層技術が注目されている。これらの溶射技術は固相状態で金属粉末を接合していく点に大きな特長があるものの、積層厚さを増加させると、基板と積層粒子の界面に亀裂を形成し剥離する欠点が存在する。本研究は、高エネルギー放射光X線回折法を用いて、CS固相粒子積層材及び、WS固相粒子積層材における積層幅方向Y軸及び、積層厚さ方向Z軸の残留応力分布を計測し、残留応力と亀裂形成・進展・剥離メカニズムの関係を明確にすることを目的とし、以下の通りに得られた。(1)CS固相粒子積層材は、WS固相粒子積層材と比較して、結晶粒が微細かつ、高転位密度を有することが示唆される。(2)CS法による固相粒子積層プロセスではピーニング応力が支配的であり、WS法による固相粒子積層プロセスでは熱応力とピーニング応力の重畳が支配的になるため、固相粒子積層部の残留応力はWS固相粒子積層材よりもCS固相粒子積層材の方が高い圧縮応力を示す。(3)WS固相粒子積層材はCS固相粒子積層材よりも固相粒子積層部/基板界面近傍で最大引張残留応力$$sigma$$Yが小さくなるため、界面における亀裂発生が抑制される。

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