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論文

High-temperature creep properties of 9Cr-ODS tempered martensitic steel and quantitative correlation with its nanometer-scale structure

大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.29(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700$$^{circ}$$Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700$$^{circ}$$Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。

論文

Inverse pole figure mapping of bulk crystalline grains in a polycrystalline steel plate by pulsed neutron Bragg-dip transmission imaging

佐藤 博隆*; 塩田 佳徳*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 足立 望*; 定松 直*; 及川 健一; 原田 正英; Zhang, S.*; Su, Y.; et al.

Journal of Applied Crystallography, 50(6), p.1601 - 1610, 2017/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:79.42(Chemistry, Multidisciplinary)

A new mapping procedure for polycrystals using neutron Bragg-dip transmission is presented. This is expected to be useful as a new materials characterization tool which can simultaneously map the crystallographic direction of grains parallel to the incident beam. The method potentially has a higher spatial resolution than neutron diffraction imaging. As a demonstration, a Bragg-dip neutron transmission experiment was conducted at J-PARC on beamline MLF BL10 NOBORU. A large-grained Si-steel plate was used. Since this specimen included multiple grains along the neutron beam transmission path, it was a challenging task for existing methods to analyze the direction of the crystal lattice of each grain. A new data-analysis method for Bragg-dip transmission measurements was developed based on database matching. As a result, the number of grains and their crystallographic direction along the neutron transmission path have been determined.

論文

Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:88.97(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.

論文

Evaluation of mechanical properties and nano-meso structures of 9-11%Cr ODS steels

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 大場 洋次郎*; 大沼 正人*; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.568 - 574, 2013/09

 被引用回数:16 パーセンタイル:78.32(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では9Cr及び11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼の強度試験と微細組織評価を行い、高温強度向上の観点から、11Cr-ODS鋼の化学組成について検討した。11Cr-ODS鋼の残留$$alpha$$フェライト割合は状態図に基づいた組成選択を行うことで、優れた高温強度を有する9Cr-ODS鋼と同レベルに制御することができた。引張強度はWを2.0wt%から1.4wt%に減量したことで低下した。一方、973Kにおけるクリープ強度はW減量によって低下しなかった。引張強度とクリープ強度はナノサイズの酸化物分散粒子の数密度とともに増加した。X線小角散乱解析の結果より、チタンと過剰酸素の濃度がナノ酸化物粒子の分散状態を改善する重要なパラメータであることを示した。

論文

アルカリ沈殿分離/液体シンチレーション計測法による高放射性試料中の$$^{90}$$Srの簡易分析

大沼 高志; 駿河谷 直樹; 檜山 敏明

分析化学, 58(7), p.633 - 638, 2009/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Analytical)

共存元素の影響を排除する新たな補正式を誘導することにより、半減期の長い核種が共存しても、$$^{90}$$Srの分析が可能な液体シンチレーション計測法を確立した。一般に$$^{90}$$Srの分析は、$$^{90}$$Srと放射平衡にある$$^{90}$$Yの生成過程を追跡することにより行われている。本研究は、使用済核燃料の再処理施設で発生する高放射性廃液中に溶存する$$^{90}$$Srを簡易な前処理操作により分析するため、新たに誘導した補正式を用いて共存核種の影響を排除するとともに、誘導した式が正しいことを実験により確証するものである。本研究で誘導された計算式及び簡易な分離操作により、高放射性廃液試料中の$$^{90}$$Srを分析した結果、他元素が測定系に共存しても$$^{90}$$Yの$$beta$$線の測定値を補正することができ、$$^{90}$$Srの精確かつ簡易な定量が可能であることがわかった。本法による$$^{90}$$Srの分析結果の相対標準偏差は3%以下であった。

報告書

低温照射試験用キャプセルに関する予備検討

稲葉 良知; 石田 卓也; 小沼 勇一; 斎藤 隆

JAEA-Technology 2009-014, 42 Pages, 2009/05

JAEA-Technology-2009-014.pdf:6.09MB

材料試験炉(JMTR)炉心の中性子強度が大きい場所で、低温の材料照射試験を行うことを目的として、低温照射試験用キャプセルに適用できる熱除去(冷却)技術の調査及び検討を行った。その結果、冷却フィン付きキャプセルや沸騰媒体を利用するキャプセルを実用化できれば、これまでよりも低温(300$$^{circ}$$C以下)で照射試験を行えることがわかった。100$$^{circ}$$C程度で照射試験を行う場合には、フィン付きキャプセルを用い、炉水によって試料を含むキャプセルを冷却すればよく、技術的開発課題も少ない。0$$^{circ}$$C以下で照射試験を行う場合には、沸騰媒体を利用するキャプセルを用い、液体窒素によってキャプセル中の試料を冷却する必要があるが、現状では液体窒素をキャプセルまで供給することに困難性があり、これを実現するためには、さまざまな課題がある。今後は、これらの課題解決に向けた検討を行っていく。

報告書

ループ照射設備解体と廃棄物分別に関する検討

小沼 勇一; 石田 卓也; 阪田 生馬*; 小平 顕*; 坂井 純*; 大場 誠一郎*; 菅野 勝; 斎藤 隆; 木名瀬 宗之*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2008-078, 39 Pages, 2008/12

JAEA-Technology-2008-078.pdf:13.42MB

核分裂生成物や腐食生成物で汚染されたループ照射設備の解体方法及び解体によって発生する廃棄物の分別を合理的に行う方法の検討を行った。検討に際しては、JMTRに設置されたループ照射設備の炉外装置の解体を想定し、装置が設置されているキュービクル内の空間及び機器の表面線量率測定、並びに配管内に沈着した放射性核種濃度の評価を行った。この結果、有意な放射性核種は$$^{60}$$Coであること、解体によって発生する廃棄物は、トレンチ処分となるもの、クリアランスレベル以下になり得る可能性のあるもの、放射性廃棄物でない廃棄物に分類できることが明らかになった。さらに、汚染防止及び二次廃棄物発生量を最小限にするための切断手法の検討を行い、切断部を囲い込む切断機の試作開発により、汚染物が飛散しない切断機を開発した。

報告書

トリチウムを含んだ照射試験体のJMTR炉心からの取出試験

冨田 健司; 土谷 邦彦; 小沼 勇一; 井上 修一; 渡邊 浩之; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 林 君夫; 北島 敏雄

JAEA-Technology 2008-036, 61 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-036.pdf:7.47MB

材料試験炉(JMTR)を照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第2期照射試験(ORIENT-II,JMTRキャプセル名:99M-54J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。まず、照射試験体,スイープガス配管,接続箱・保護管等に残留するトリチウムの除去試験を行うとともに、微小球を充填した充填体の配管からのトリチウム漏洩を防止するための閉止栓の溶封試験を行った。次に、得られた試験結果に基づき、照射試験体の取出方案を策定し、試験体の取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去に関する特性試験及び閉止栓の溶封試験結果、並びに、照射試験体の取出し試験及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験に係るキャプセルの製作,2; き裂発生試験用キャプセル(共同研究)

井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.

JAEA-Technology 2008-012, 36 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-012.pdf:10.09MB

軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂発生試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験に係るキャプセルの製作,1; き裂進展試験用キャプセル(共同研究)

井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.

JAEA-Technology 2008-011, 46 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-011.pdf:19.39MB

軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂進展試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。

論文

Development of in-pile capsule for IASCC study at JMTR

松井 義典; 塙 悟史; 井手 広史; 飛田 正浩*; 細川 甚作; 小沼 勇一; 川又 一夫; 金澤 賢治; 岩松 重美; 齋藤 順市; et al.

JAEA-Conf 2006-003, p.105 - 114, 2006/05

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、炉内の照射・高温水・応力が同時に作用する条件で起こる現象であるが、従来のIASCC研究は、照射後試験が中心であった。本来は、その同時作用効果を把握するために、照射下でのSCC試験が最も重要であるが、技術的に困難であったことから、実施できなかった。今回、JMTRでこの技術開発及び照射下試験(き裂進展試験,き裂発生試験)に成功したので、本報で報告する。

報告書

緩衝材長期力学挙動評価モデルの検討

平井 卓; 棚井 憲治; 菊池 広人*; 重野 喜政*; 並河 努*; 高治 一彦*; 大沼 敏*

JNC TN8400 2003-034, 158 Pages, 2004/02

JNC-TN8400-2003-034.pdf:5.26MB

緩衝材に求められるオーバーパック支持性能や応力緩衝性能に関しては、「第2次取りまとめ」において、設定された仕様の人工バリアに対する安定性やオーバーパック作用応力の評価を行った。しかし、評価解析に用いられた長期挙動評価モデルは一般の粘性土における実績やパラメータ設定の容易さにより選定されており、膨張性のあるベントナイトを用いた緩衝材への適用性に関して十分な検討がなされていなかった。そこで、既存の評価モデルより緩衝材への適用性の高いモデルを再抽出するとともに、緩衝材の支持性能や応力緩衝性能に関する再評価をすることが必要と考えた。そこで、最初に一般の粘性土の力学挙動評価に対して実績のある既存の評価モデルを体系的に分類した後、適用性が高いモデル抽出した。次に緩衝材の室内要素試験結果を各モデルを用いてシミュレーション解析を実施し、抽出モデルの適用性検討とパラメータ選定を実施した。最後に、これらのモデルとパラメータを用いて、人工バリア中のオーバーパックの自重沈下とオーバーパックの腐食膨張の影響を解析により再評価した。その結果、抽出された関口-太田モデルと足立-岡モデルは、ほぼ同一の評価精度を有していることやモデルのパラメータは、圧密試験と三軸圧縮試験を同時に精度良く評価できるものを選定することが困難であり、人工バリア中の緩衝材の挙動を評価するためには、2種類のパラメータセットが必要なことなどが分かった。

報告書

緩衝材のオーバーパック支持力性能に関する検討

平井 卓; 棚井 憲治; 菊池 広人*; 高治 一彦*; 大沼 敏*

JNC TN8400 2003-031, 48 Pages, 2004/02

JNC-TN8400-2003-031.pdf:2.22MB

緩衝材に求められるオーバーパック支持性能や応力緩衝性能に関しては、「第2次取りまとめ」において、設定された仕様の人工バリアに対する安定性やオーバーパック作用応力の評価を行っている。しかし、設定された仕様の安全裕度や設計根拠については必ずしも明確ではない。そこで、安全裕度や設計根拠を明確にするために、人工バリアにおける緩衝材中でオーバーパックが変形する場合の作用荷重と変形の関係や破壊に至るような極限荷重が存在するかなどについて、縮小模型試験と解析を用いた検討を実施した。検討の結果、オーバーパックの円筒軸方向の変形の増加に対して、作用荷重の増加は減少する傾向にあるものの、周辺の岩盤など剛性の高い境界による緩衝材の拘束効果により明確な極限荷重は現れず、変形が大きくなれば変形量と作用荷重の関係を関数で近似できることが明らかになった。

報告書

断層ずれに伴う人工バリアの力学的挙動評価

平井 卓; 棚井 憲治; 菊池 広人*; 鈴木 英明*; 高治 一彦*; 大沼 敏*

JNC TN8400 2003-009, 56 Pages, 2003/03

JNC-TN8400-2003-009.pdf:7.22MB

「第2次取りまとめ」におけるわが国の地層処分概念では,地震・活断層の影響等,地層処分システムに著しい影響を及ぼす可能性のある天然現象については,サイト選定によってその影響を避けることを基本としており,基本的には人工バリアは壊れないものと考えられている。しかし、派生的なC 級断層など発生する確率が極端に低く影響も小さいと考えられるものについては,現状では発生を完全に予測することが困難である。そこで,このような断層が人工バリアを直撃するといった場合に、人工バリアがどのような影響を受けるかについて現象を明らかにし、安全裕度の幅を明らかにすることを目的とし、縮小模型試験とそのシミュレーション解析,さらに実規模モデルに対する解析を実施した。その結果、断層の変位速度が10cm/sec 以下では断層が直撃しても緩衝材厚さの80%程度の断層変位までは、緩衝材の緩衝効果により腐食していないオーバーパックは健全であることが明らかになった。

論文

Transfer of long lived radionuclides in Chernobyl soils to edible plants

天野 光; 上野 隆; Arkhipov, N.*; Paskevich, S.*; 小沼 義一*

Proceedings of 10th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-10) (CD-ROM), 6 Pages, 2000/00

チェルノブイル原子炉事故で汚染したピート土壌及び砂質土壌で栽培した、こまつな、人参等の野菜への放射性Cs,Sr,及び超ウラン元素移行挙動につき調べた。放射性Cs,Srについての移行係数は、これまでの報告値の範囲内であったが、プルトニウムについては、これまでの報告値を超えていた。その原因として、燃料の微細粒子から溶出し、植物に移行する成分の存在が考えられる。また、プルトニウムについて移行係数の土壌濃度依存性があり、土壌の存在形態が土壌濃度により異なることがその原因と考えられる。

論文

Speciation of long-lived radionuclides in soils in the Chernobyl exclusion zone

天野 光; 上野 隆; 小沼 義一*

Proceedings of the International Workshop on Distribution and Speciation of Radionuclides in the Environment, p.169 - 173, 2000/00

チェルノブイル住民排除区域における土壌中長半減期放射性核種の存在形態を調べた。放射性核種の沈着形態が異なることが知られている2箇所の場所から採取されたポドゾル土壌について、Cs-137に対するSr-90,Pu同位体、Am-241の比は、大きく異なっている。存在状態を調べるため、この2種類のポドゾル土壌の0-1cm層及び10-15cm層につき、化学分画を行った。その結果、0-1cm層では、放射性核種の存在形態は2箇所の土壌で大きく異なっているが、10-15cm層では2箇所の違いはそれほど大きくはない。これは、10-15cm層では表層で溶出した核種の再分配が起こっており、再分配の機構は2箇所の土壌であまり違わないためと考えられる。

論文

The Transfer capability of long-lived chernobyl radionuclides from surface soil to river water in dissolved forms

天野 光; 松永 武; 長尾 誠也; 半澤 有希子*; 渡辺 美紀*; 上野 隆; 小沼 義一*

Organic Geochemistry, 30, p.437 - 442, 1999/00

 被引用回数:28 パーセンタイル:52.8(Geochemistry & Geophysics)

地表に沈着した放射性核種が広域に拡散する機構のうち主要なものは、河川による流出である。本研究は、高度に汚染されたチェルノブイル原子力発電所周辺30km圏内での表面土壌から流域河川への放射性核種の流出について、表面土壌からの溶存態成分の流出について解析したものである。はじめに表面土壌の汚染の特徴、存在形態解析を行い、次いで、表面土壌から水で抽出される成分について、蛍光分析、分子量1万での限外ろ過分析を行った。その結果、超ウラン元素の溶存態成分の大部分は分子量1万以上の成分に在存していることがわかった。この成分は、蛍光分析からフルボ酸の成分であろうことが判明した。Cs-137やSr-90は分子量1万以下が主要成分であった。

論文

Speciation of environmental radionuclides in the Chernobyl 30km zone

天野 光; 半澤 有希子; 渡辺 美紀*; 松永 武; 上野 隆; 長尾 誠也; 柳瀬 信之; 小沼 義一*

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Evaluation of Speciation Technology, p.211 - 218, 1999/00

放射性核種の環境中挙動は、その存在形態に依存する。本報告は、Cs-137,Sr-90,超ウラン元素等の環境中における存在形態と移行挙動との関係に焦点をあてチェルノブイル事故炉の周辺30km圏内において原研が行ってきた研究のうち、土壌を中心とした地表面における挙動に関して、実環境における存在形態の実験的な解析手法の評価も加えてとりまとめたものである。

論文

Characteristics of Chernobyl-derived radionuclides in particulate form in surface waters in the exclusion zone around the Chernobyl Nuclear Power Plant

松永 武; 上野 隆; 天野 光; Y.Tkatchenko*; A.Kovalyov*; 渡辺 美紀*; 小沼 義一*

Journal of Contaminant Hydrology, 35, p.101 - 113, 1998/00

 被引用回数:43 パーセンタイル:74.69(Environmental Sciences)

陸土の放射性核種汚染が近傍水系に対してどのような汚染をもたらすか見いだすことを目的に、チェルノブイル事故により放出された放射性核種に関して、事故炉から6-40kmの河川水中において、その「溶存態」並びに水中浮遊物質に含まれた「懸濁態」の放射化学分析、環境条件解析を行った。このような特性は、(1)河川流路による核種の遠方移動、(2)それらの核種の最終的な挙動、(3)生物への利用度に関して重要な事柄である。その結果、Sr-90については陸土汚染からの溶出、Cs-137, Pu・Am同位体については汚染土壌粒子の流出により水系汚染がもたらされていることが示唆された。また、水中のSr-90の高い溶解性、Pu・Am同位体及びCs-137の懸濁物質との強い親和性が見いだされた。さらに河川水中での溶存態核種の存在比率の検討から、核種の溶解性に与える共存イオンの効果、並びに溶存有機物とTRU核種との反応性の検討を行った。

論文

チェルノブィル周辺環境中長半減期放射性核種の動態

天野 光; 松永 武; 上野 隆; 長尾 誠也; 渡辺 美紀*; 半澤 有希子*; 小沼 義一*

KURRI-KR-18, p.201 - 212, 1997/00

原研では、汚染環境下における放射線影響の評価・解析のため、チェルノブイル国際研究科学技術センターと研究協定を締結し、総合テーマ名「環境放射線影響に関する評価・解析及び評価システムの検証に関する研究」として研究を行っている。本報告はチェルノブイル事故炉周辺環境におけるCs-137,Sr-90及びPu同位体やAm等の超ウラン元素等の長半減期放射性核種に関して、土壌中深さ分布及び存在形態の特徴、河川へ表層土壌から溶出する成分の特徴等につき得られた結果を報告する。本研究の目的は原子力事故後に地表面環境に放出され蓄積する放射性核種について、長期にわたる移行挙動実態の把握、河川等を経由しての移行の実態を明らかにすることである。放射性核種の大部分は依然として土壌表層数cmに留まっているが、浸透しつつある成分も存在している。存在形態について化学的分画手法を用いて結果では、Sr-90は主に移動性成分として存在し、超ウラン元素は腐植物質との結合成分が存在し、Cs-137は不溶性成分が多いことがわかった。河川への流出に関し表層土壌から溶出している成分は、超ウラン元素は分子量1万以上の成分に多く存在する。

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