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論文

Variation in formation and migration of self-interstitial atom clusters in electron irradiated copper with material purity and specimen preparation method

佐藤 裕樹*; 阿部 陽介; 大久保 賢二*; 谷岡 隆志*

Philosophical Magazine, 102(12), p.1152 - 1172, 2022/00

分子動力学計算によると、格子間原子集合体はカスケード損傷から直接形成され、一次元(1D)運動と呼ばれる高速拡散により損傷領域から離脱することにより、その後の損傷組織発達に強く影響すると考えられている。我々はこれまでに、超高圧電子顕微鏡を用いた電子照射その場観察により、実験で観察される1D運動は間欠的で、その理由として試料に残留する不純物の効果を考えてきた。本研究では、銅を対象として、純度及び試料の作製方法と1D運動挙動の関係について調査した。その結果、高純度試料では、熱処理なし試料(切断・機械研磨・打ち抜き)に比べて標準試料(切断・圧延・打ち抜き・熱処理)では1D運動距離が大きく抑制されるのに対して、バルク熱処理試料(切断・熱処理・機械研磨・打ち抜き)では大きな変化は見られなかった。低純度試料では、バルク熱処理試料と標準試料で顕著な差は見られなかった。また、標準試料で比較すると高純度と低純度には顕著な差は認められなかった。入手した試料に最初から含まれている不純物と試料作製の際の熱処理で導入される不純物が1D運動に影響していることが考えられる。

論文

Diffusion of tritiated water, $$^{137}$$Cs$$^{+}$$, and $$^{125}$$I$$^{-}$$ in compacted Ca-montmorillonite; Experimental and modeling approaches

深津 勇太; 四辻 健治*; 大窪 貴洋*; 舘 幸男

Applied Clay Science, 211, p.106176_1 - 106176_10, 2021/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.68(Chemistry, Physical)

Mechanistic understanding and predictive modeling of radionuclide diffusion in Na- and Ca-montmorillonite are essential to evaluate the long-term evolution of the bentonite barrier and their impact on radionuclide migration during geological disposal of radioactive wastes. Thus, the diffusion behavior of $$^{137}$$Cs$$^{+}$$, $$^{125}$$I$$^{-}$$, and tritiated water (HTO) in compacted Ca-montmorillonite was investigated as a function of porewater salinity and dry density via both experiments and models. The effective diffusion coefficient (De) followed in the order of $$^{137}$$Cs$$^{+}$$ $$>$$ HTO $$>$$ $$^{125}$$I$$^{-}$$. The De of $$^{137}$$Cs$$^{+}$$ decreased with increasing salinity, whereas the dependence of De of $$^{125}$$I$$^{-}$$ on salinity was uncertain. The cation excess and anion exclusion effects for Ca-montmorillonite were lower than those for Na-montmorillonite. The integrated sorption and diffusion (ISD) model, assuming the homogeneous pore structure and the electrical double layer (EDL) theory for 2:1 electrolyte (CaCl$$_{2}$$), could account for the observed trends for De in Ca-montmorillonite. The lower dependence of De on the porewater salinity in Ca-montmorillonite was caused by the reduction of the EDL thickness for divalent cations (Ca$$^{2+}$$) in comparison with that for monovalent cations (Na$$^{+}$$). The multipore model could improve the fit for De of $$^{125}$$I$$^{-}$$ at low salinity due to the reduction of interlayer pore volumes and anion exclusion effect, however, the disparity at higher densities was considerably larger. From these results, cation diffusion for compacted Ca-montmorillonite could be mainly explained by the electrostatic interactions in the homogeneous pore model; in contrast, anion diffusion was sensitive to both electrostatic interactions and heterogeneous pore structures. The proposed ISD model is an effective tool to evaluate the radionuclide diffusion and sorption behavior in both compacted Ca-montmorillonite and Na-montmorillonite.

報告書

T91鋼の切削加工によるADSビーム窓小型模型の製作

渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 大久保 成彰; 西原 健司

JAEA-Technology 2020-026, 59 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-026.pdf:3.95MB

日本原子力研究開発機構では放射性廃棄物処理の負担軽減を目指した分離変換技術開発の一環として、加速器駆動型核変換システム(ADS)の設計検討を行っている。ADS特有の構成要素であるビーム窓の材料にはT91鋼を使用し、その形状は薄肉の半球殻を想定している。しかしながら、このような薄肉の構造物がT91鋼から製作可能であるかについては、これまで検討を行ってこなかった。そこで本検討では、1/4スケールのADSビーム窓小型模型をT91鋼の切削加工によって製作し、工程,製作精度そして形状測定方法についての検討を行った。その結果、実機ADSビーム窓の製作上推測される設計形状との誤差は5%程度であり、この加工誤差による構造強度への影響は十分小さいことが分かった。

論文

New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC

上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:90.77

MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.

論文

New muonium HFS measurements at J-PARC/MUSE

Strasser, P.*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 237(1), p.124_1 - 124_9, 2016/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:92.96

At the Muon Science Facility (MUSE) of J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex), the MuSEUM collaboration is planning new measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium both at zero field and at high magnetic field. The previous measurements were performed both at LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility) with experimental uncertainties mostly dominated by statistical errors. The new high intensity muon beam that will soon be available at MUSE H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation, and the results of a first commissioning test experiment at zero field are presented.

論文

Diffusion model considering multiple pore structures in compacted bentonite

四辻 健治; 舘 幸男; 大窪 貴洋*

CMS Workshop Lectures, Vol.21, p.251 - 257, 2016/06

処分環境における圧縮ベントナイト中の核種の拡散係数や収着分配係数等の整合的な推定評価を目指し、原子力機構では統合収着・拡散モデル(ISDモデル)の開発を進めてきた。ISDモデルは、圧縮ベントナイト中の間隙水化学および核種の収着・拡散挙動を整合的に評価するモデルである。特にISDモデルの拡散パートは電気二重層理論と均質間隙モデルに基づいており、カチオンの過剰な実効拡散係数と細孔間隙でのアニオン排除を整合的に説明できる。現状のISDモデルは1価カチオン/アニオンの実効拡散係数をある程度定量的に評価できるが、多価カチオンや錯体形状の化学種に対しては実測データの再現性が悪い。モデルを改良するには、溶質・溶媒および粘土鉱物間の相互作用を分子レベルで高度化するとともに、不均質間隙構造を考慮したモデル化を進める必要がある。そこで本研究では、多重間隙構造を考慮して現状ISDモデルの高度化を検討した。多重間隙モデルによる解析の結果、実効拡散係数の塩濃度依存性が、現状の均質間隙モデルより緩和され、拡散モデルが改善されることがわかった。

論文

Radioactivity evaluation of the secondary sodium in DRACS of the Japan Sodium-cooled Fast Reactor

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.94 - 98, 2014/04

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量、DRACSのNa-24放射能濃度、2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。

論文

Development of superconducting proton linac for ADS

大内 伸夫; 赤岡 伸雄*; 浅野 博之*; 千代 悦司; 滑川 裕矢*; 鈴木 浩幸*; 植野 智晶*; 野口 修一*; 加古 永治*; 大内 徳人*; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.175 - 183, 2005/11

加速器駆動核変換システム(ADS)ではエネルギー約1GeV,ビームパワー20-30MWの大強度陽子加速器が要求される。原研,KEK,三菱重工業,三菱電機は共同でADS用超伝導陽子リニアックの開発を2002年から実施している。本技術開発では、J-PARC計画用超伝導陽子リニアックの設計をベースに、972MHzクライオモジュールの開発並びに超伝導陽子リニアックのシステム設計を行っている。クライオモジュールの開発においては、最大表面電界30MV/mの達成を目標としてクライオモジュールの試作,試験を実施している。空洞単体試験においては、2台の空洞について最大表面電界32, 34MV/mを達成した。2004年にはクライオモジュールの本格的な試験を実施し、最終目標値の達成を目指す。超伝導陽子リニアックのシステム設計では、エネルギー100$$sim$$1500MeV領域のビーム軌道解析を実施した。その結果、超伝導リニアックの構成は、10種類の超伝導空洞,クライオモジュール総数106台,全長565mとなった。低エネルギー部では高エネルギー部と比較して加速効率がかなり低下していることが判明した。

論文

PWR用48GWd/t実用燃料照射確証試験

大久保 忠恒*; 佃由 晃*; 上村 勝一郎*; 村井 健志*; 後藤 健*; 土井 荘一*; 千田 康英*; 高阪 裕二*; 木戸 俊哉*; 村田 保*; et al.

日本原子力学会誌, 43(9), p.906 - 915, 2001/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

我が国の原子力発電では、ウラン資源の有効活用及び稼働率向上を目的として、高燃焼度化が進められており、その一環として通商産業省の支援のもと高燃焼度燃料等確証試験が実施されている。PWRにおいては、高燃焼変化が2段階のステップを踏んで進められており、ステップI燃料(~48GWd/t)は平成元年から使用が開始されている。本報告では、関電(株)高浜3号機で照射されたステップI燃料について照射後試験を行い、その照射挙動について解析・評価を行った。その結果、ペレット,燃料要素,被覆管及び燃料集合体の照射挙動は従来燃料の挙動データから予測される範囲であり、特異な挙動は見られないことが確認され、ステップI燃料の健全性・信頼性を確証することができた。

論文

HTTR(高温工学試験研究炉)系統別・総合機能試験

田中 利幸; 大久保 実; 伊与久 達夫; 國富 一彦; 竹田 武司; 坂場 成昭; 齋藤 賢司

日本原子力学会誌, 41(6), p.686 - 698, 1999/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.04(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温工学に関する先端的基礎研究の実施を主目的として、HTTR(高温工学試験研究炉)の建設が進められている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850$$^{circ}$$C、高温試験運転時950$$^{circ}$$Cの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉で、燃料・材料等の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。HTTRでは、プラントを構成する全設備が燃料を装荷できる状態に仕上がっていることを確認するため系統別・総合機能試験を実施した。試験項目の選定に当たっては、本試験が計測制御系統施設を本格的に使用し、正規の操作手順で実施する最初の起動・運転であること、将来高温ガス炉開発のためのデータ取得を行うこと等を考慮した。試験は、1996年10月から1998年4月に渡り、この期間に4回に分けて実施した。試験期間は延べ8ヶ月である。本報では、系統別・総合機能試験における主な試験項目とその結果について述べる。

報告書

JT-60用その場コーティング装置

小原 建治郎; 川崎 幸三; 平塚 一; 黒田 猛*; 太田 和也*; 三代 康彦; 大久保 実; 太田 充

JAERI-M 88-117, 77 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-117.pdf:2.72MB

1987年2月に完成したJT-60用その場コーティング装置は、JT-60第1壁上の損耗した炭化チタン膜を、その場、即ちJT-60真空容器内で補修することも主目的とする他、チタンフラッシュ機能、及び観察機能をあわせ持つ。装置は、4軸を有するマニプレータを主体に構成され、高温(~300$$^{circ}$$C)、高真空(~10$$^{-6}$$Pa)下で運転される。真空中で物体を駆動する例は、半導体製造工程や、宇宙用機器にも見られるが、その場装置のように、高温、高真空下で駆動する例は他では見られない。本報告では、装置の概要について述べるとともに、本装置を使用して実施したチタンフラッシュの結果についても簡単に述べる。

口頭

革新的水冷却炉(FLWR)の研究,8; 軽水炉使用済燃料からの回収ウランをブランケット燃料として利用した増殖型炉心の概念設計

内川 貞夫; 中野 佳洋; 立松 研二; 大久保 努

no journal, , 

軽水炉技術に立脚して持続的な核燃料サイクルの確立を目指す水冷却高速炉FLWRにおいて、軽水炉使用済燃料の再処理により得られる回収ウランをブランケット燃料として利用した増殖型炉心の概念設計を実施した。劣化ウランをブランケット燃料とした設計と比較して、同等の増殖性能(核分裂性Pu残存比)と燃焼度を実現するために必要な核分裂性プルトニウム量を低減できる見通しを得た。

口頭

革新的水冷却炉(FLWR)の研究,11; 移行期用高増殖比炉心の導入効果

立松 研二; 石川 信行; 内川 貞夫; 大久保 努

no journal, , 

プルトニウムの需給収支を精度よく計量できる核燃料サイクルシミュレーションモデルを使用し、再濃縮した回収ウランを活用する移行期用高増殖比炉心を対象に、我が国の長期原子力発電システムに導入した場合の設備導入規模,再処理設備規模,天然ウラン消費量などを定量的に分析し、その導入効果を検討した。その結果、移行期増殖型FLWRを利用することで、平衡期増殖型FLWRのみを利用する場合に比べ、2050年の本格導入以降、天然ウランの外部供給が不要になる完全な閉サイクル確立までの期間を約150年に大幅に短縮できることが明らかになった。

口頭

革新的水冷却炉(FLWR)の研究,10; 持続的な核燃料サイクルへの移行期用高増殖比(1.1)炉心の概念設計

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋; 小林 登; 立松 研二; 石川 信行

no journal, , 

軽水炉技術に立脚して持続的な核燃料サイクルの確立を目指す水冷却高速炉FLWRの移行期用炉心として、軽水炉使用済燃料の再処理により得られる回収ウランを再濃縮して二重扁平炉心の中間ブランケット部に装荷することでプルトニウム収支性能を向上させた増殖型炉心の概念設計を実施し、核分裂Pu残存比1.1を実現するとともに、劣化ウランをブランケット燃料とした設計と比較して、FLWRを導入するために必要な核分裂性プルトニウム量を10%以上低減できる見通しを得た。

口頭

実用高速炉の遮へい設計; 直接炉心冷却系の2次系ナトリウムの放射化量評価

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

no journal, , 

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量,DRACSのNa-24放射能濃度,2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。

口頭

実用高速炉の遮へい設計; モンテカルロ計算コードMCNPによるORNLナトリウム透過実験解析

佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*

no journal, , 

実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)の2次系ナトリウムの放射化量はモンテカルロ計算コードMCNPと核データJENDL-3.3を用いて評価している。Oak Ridge National Laboratory(ORNL)で実施されたナトリウム透過実験の解析を同計算手法にて行い、中性子のナトリウム透過に対する計算精度,実用高速炉のナトリウム放射化量評価に適用する補正係数を評価した。

口頭

鉱さいたい積場の水輸送調査を目的とした地表部近傍の熱伝導特性評価

岩崎 佳介*; 木本 和志*; 大久保 賢治*; 粟井 聡平*; 坂尾 亮太; 瀧 富弘

no journal, , 

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、ウラン鉱山開発の事業終了に伴う鉱山施設の跡措置に取り組んでいる。本研究では跡措置後の地盤中の水分移動に関するモニタリング手法の開発を目的として人形峠環境技術センター内の鉱さいたい積場における地盤中の地温計測及びデータ解析を実施した。水分の移動は多くの場合熱輸送と連動しており、熱輸送状況を調べることで水輸送に関する情報を得ることが期待できる。データ解析では現地計測によって得られた地盤中の地温計測データから、一次元熱伝導方程式に基づいて気温変動に伴う地温変化の程度を特定したことで、水分の移動に起因する地温変化が積雪期に顕著に表れるとの結果が得られた。

口頭

Investigation of the near surface damage layer induced by electric discharge machining in steel

Jiang, L.*; O'Rourke, B. E.*; 原田 祥久*; 高津 周平*; 伊藤 賢志*; 大久保 雅隆*; 平出 哲也; 上殿 明良*; 鈴木 良一*; 高井 健一*; et al.

no journal, , 

放電加工により導入される欠陥の深さ依存性をSUS316Lについて、電子線マイクロアナライザー(EPMA),陽電子消滅寿命測定(PALS), X線構造解析(XRD)を用いて調べた。EPMAの結果から10ミクロン以上の深さに大きな影響がみられた。この層は鋳直された部分であると考えられる。PALSとXRDの結果からは、欠陥は50ミクロン程度の深さまで存在していると考えられた。この層は熱が影響している部分であると考えられ、転位と空孔クラスターが存在している。陽電子消滅寿命測定などの手法で観察する場合、放電加工後の試料については100ミクロン程度化学処理により取り除くべきである。

口頭

Post irradiation examination of the MEGAPIE samples at JAEA, 2

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 遠藤 慎也; 鈴木 美穂; 大久保 成彰; 近藤 啓悦

no journal, , 

世界初のメガワット級鉛ビスマス核破砕ターゲットであるMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットは運転終了後、解体され照射後試験用の試料が作製された。原子力機構の試料はビーム窓(T91)及びフローガイドチューブ(SS316L)から切り出された。照射条件は、陽子エネルギーが580MeV、照射温度は251-341$$^{circ}$$C、はじき出し損傷は0.16-1.57dpaであった。SP(small punch)及び3点曲げ試験は室温、大気中で実施された。直径2.4mmの鋼球を用いたSP試験では8mm角で厚さ0.5mmの試験片を用いた。T91試料はビーム窓部から、SS316L試料はフローガイド管からそれぞれ採取した。3点曲げ試験の試料はSS316Lのみで、ノッチ無し試験片を用いた。SP試験の結果より、照射によるSP破壊エネルギーや推定破壊靱性値の変化が明らかになった。また、3点曲げ試験の結果より照射の影響は、引っ張り試験よりも顕著には表れないことが分かった。表面観察で見られたピットの断面観察の結果、亀裂などは見られなかった。TEMによる微細組織観察の結果も併せて報告する。

口頭

PSI SINQ specimen PIE at JAEA-WASTEF

斎藤 滋; 大久保 成彰; 遠藤 慎也; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 菊地 賢司*

no journal, , 

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心としてSTIP(SINQ Target Irradiation Program)やMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)などの核破砕ターゲット材料照射プログラムが実施された。これらのプログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではこれらの照射後試験の代表的な結果や、照射から照射後試験に至るまでの各工程の知見や経験などを紹介する。これらはRaDIATEの枠組みにおいて計画されている高エネルギー加速器照射試験及び照射後試験の参考となり得る情報である。

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