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西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; Vermeulen, M. J.; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 塚田 和明; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 佐藤 哲也; 永目 諭一郎; et al.
EPJ Web of Conferences, 163, p.00041_1 - 00041_6, 2017/11
被引用回数：1 パーセンタイル：58.02(Nuclear Science & Technology)We are promoting a study of fission using multi-nucleon transfer (MNT) reactions, where excited states in neutron-rich actinide nuclei, which cannot be accessed by particle capture and/or fusion reactions, are populated. Also, the excited states in the fissioning nucleus are widely populated by the MNT reactions, from which effects of excitation energy on fission properties can be investigated. Experiments were carried out at the JAEA tandem facility in Tokai, Japan. We studied reactions using the 
O beam and several actinide target nuclei such as 
Th, 
U, 
Np, 
Cm. Ejectile nucleus was identified by a silicon 
E-E telescope to identify transfer channel and hence the compound nucleus. Fission fragments were detected by multi-wire proportional counters, and fission fragment mass distributions (FFMDs) were measured for each isotope. Measured FFMDs are reproduced by a calculation based on the fluctuation-dissipation model, and importance of multi-chance fission concept is investigated. Fission fragment angular distribution relative to the recoil direction suggested the increase of the spin of the fissioning nucleus with the number of transferred nucleons.
宮澤 優*; 池上 和志*; 宮坂 力*; 大島 武; 今泉 充*; 廣瀬 和之*
Proceedings of 42nd IEEE Photovoltaic Specialists Conference (PVSC-42) (CD-ROM), p.1178 - 1181, 2015/06
In order to clarify the possibility of perovskite solar cells as space applications, their radiation response was evaluated. Perovskite solar cells fabricated on quartz substrates were irradiated with 1 MeV electrons up to 1
10
/cm
. As a result, the degradation of their characteristics such as short circuit current, open circuit voltage and maximum power was very small and some solar cells did not show any degradation after 1 MeV electron irradiation at 110 /cm. This indicates that perovskite solar cells have superior radiation tolerance and are a promising candidate for space applications.
鬼柳 善明*; 木野 幸一*; 古坂 道弘*; 平賀 富士夫*; 加美山 隆*; 加藤 幾芳*; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; 水本 元治*; 大島 真澄; et al.
Journal of the Korean Physical Society, 59(2), p.1781 - 1784, 2011/08
被引用回数：13 パーセンタイル：61.03(Physics, Multidisciplinary)革新炉システムの開発に資するための包括的な核データ研究のプロジェクトが、2005年から2009年にわたり8つの機関により成功裏に実行された。このプロジェクトにおいて、長寿命核分裂生成物とマイナーアクチニドの中性子捕獲断面積を精密に得ることを目的として、パルス中性子ビームラインが建設された。ビームのエネルギースペクトル,空間分布,パルスが、測定とシミュレーション計算により調べられ、それらはビームラインの設計によるものと一致することがわかった。この論文でわれわれは、本プロジェクトの概要と本ビームラインにより供給される中性子ビームの特性を述べる。
田中 保宣*; 小野田 忍; 高塚 章夫*; 大島 武; 八尾 勉*
Materials Science Forum, 645-648, p.941 - 944, 2010/04
炭化ケイ素(SiC)埋込みゲート静電誘導型トランジスタ(BGSIT)と一般的なシリコン(Si)金属・酸化膜・半導体トランジスタ(MOSFET)の放射線耐性を評価し、その耐放射線性の比較を行った。Si MOSFETの場合、100kGy程度と低い照射量で、オン電圧が劣化した。この原因は結晶欠陥にあると考えられる。また、閾値電圧も放射線に対して非常に敏感に応答し、正電荷捕獲と界面準位の競合の結果として劣化することがわかった。さらに、降伏電圧と漏れ電流も減少することがわかった。一方、SiC-BGSITは10MGyという高線量域まで、すべての特性が維持され、高い耐放射線性があることがわかった。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ガラス固化技術開発施設(TVF: Tokai Vitrification Facility)は、1995年より東海再処理工場(TRP)での軽水炉使用済燃料再処理により発生した高放射性廃液のガラス固化処理を行ってきている。ガラス固化での中心となる装置は溶融炉であるが、溶融ガラスの腐食性によりその設計寿命は5年に設定されており、これに起因する溶融炉交換のために運転停止や解体廃棄物の発生が生じる。この問題を解決するためには、構造材料の長寿命化を図るとともに、白金族蓄積に対する対策技術開発が必須である。このため、原子力機構ではこれら目標を達成するための開発計画を立案し、高耐食性を有するとともに白金族を容易に排出するための温度制御が可能な溶融炉の開発を進めている。また、これにあわせ白金族の機械式除去技術の開発や、低温溶融技術開発,白金族の廃液からの除去技術開発を進めている。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of European Nuclear Conference 2007 (ENC 2007) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/09
東海再処理工場(TRP)では、平成17年度末に、約30年に渡る電力会社との再処理契約に基づく運転を完了し、平成18年度からは、「ふげん」のMOX使用済燃料を用いて技術開発のための試験運転を実施している。一方、TRPの運転に伴う高放射性液体廃棄物の処理は、平成7年よりガラス固化処理技術開発施設(TVF)にて行っており、今後さらに固化処理を継続する予定である。TVFでは、溶融炉が主たる装置であるが、現状では高温ガラスの腐食性のため、その設計寿命は5年間に制限されており、今後製造する固化体本数を考慮した場合、約10年後の溶融炉の交換が必要になる。また、溶融炉の運転では、白金族元素の円滑な抜き出しが安定運転のためには重要であり、今後、TVFの円滑な運転のために、既設溶融炉からの白金族元素の確実な抜き出しを確保するとともに、大幅な長寿命化及び白金族元素抜き出し性能向上を図った新型溶融炉の開発が必要となる。このため、JAEAでは、必要となる新技術の絞込みを行い、その開発計画を作成し、それに基づき精力的に開発を進めている。
島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努; 柳原 敏
Proceedings of 10th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/09
申請された廃止措置計画を規制当局が迅速かつ適切にレビューできるように、廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価コード(DecDose)を開発した。本コードは、平常作業時において、年度ごとの周辺公衆被ばく線量を、作業工程に従って、被ばく経路別に一括して評価するものである。切断等の解体作業内容を考慮して大気及び海洋へ放出された放射性物質量を算出し、放射性雲,地表沈着及び食物摂取等さまざまな被ばく経路の線量を評価している。また、建屋内に一時保管されている収納容器から放出される放射線(直接放射線及びスカイシャイン放射線)についても、解体して収納された機器・構造物の放射能量に基づいて、周辺監視区域境界における線量当量率を評価している。サンプル計算の結果、本コードが原子炉施設の廃止措置中の周辺公衆被ばく線量を評価するのに有効であることが示された。
大島 務*; 石井 義兼*; 小玉 祥生*; 成沢 知子*
PNC TJ199 84-20VOL1, 43 Pages, 1984/10
PNC-TJ199-84-20VOL1.pdf:1.19MB
本開発業務は,高レベル廃棄物の貯蔵時における冷却特性を把握するための伝熱特性解析手法を開発する事である。本作業は昭和56年度に着手した。昭和56年度は,現象の把握と基礎モデルを作成した。昭和57年度は分岐合流圧損係数等の諸係数,諸式について検討し冷却システム試験データと比較した。本年度は,定常時,過渡時,閉サイクル時,保管庫収納時について,本手法による計算結果と冷却システム試験データと比較検討した。この結果,試験結果とよい一致を得て,本解析手法の妥当性が示された。次に本解析手法を用いて,実機保管庫について,プレナム高さ,ピット配列,定常時,キャニスター収納パターン,異常時と再通風時についての解析を行った。定常時については,発熱量と風量を与えたときに各部の温度を示す簡便式を得た。これにより高レベル廃棄物の保管時の熱的特性データを得た。さらに廃熱有効利用時の解析と長期貯蔵時の解析を行った。新形状ガラス固化体について崩壊計算,発熱計算および,ガラス注入時から保管時,貯蔵時の伝熱計算を行った。
中川 克也*; 大島 努*; 小高 秀一*; 石井 義兼*
PNC TJ199 79-03, 209 Pages, 1979/02
ガラス固化体の熱的挙動における伝熱条件をみたす試算式を検討してモデル化を行い、熱的挙動解析コードシステムを開発した。本コードでは、発熱量計算において
線遮蔽などを考慮し、熱伝導計算において材料のもつ非線形性を含めた解析ができる。本コードを用いて、実物大のモデルによる計算を行い、ガラス固化体の長期に亘る熱的挙動を明らかにした。また、クラック、ボイドなどによる温度分布への影響について検討を行った。さらに、冷却方法について空冷、水冷の条件の計算を行いその影響を検討した。
小野田 忍; 大島 武; 田中 保宣*; 高塚 章夫*; 八尾 勉*
no journal, ,
炭化ケイ素静電誘導トランジスタ(SiC SIT)、Si電界効果トランジスタ(Si MOSFET)、及びSi絶縁ゲート型バイポーラトランジスタ(Si IGBT)に10MGyまで線を照射し、半導体素子の性能を表す指標であるオン電圧と降伏電圧の変化を調べた。その結果、SiC-SITやSi MOSFETでは、オン電圧の変化が微少であるのに対して、Si IGBTでは、数百kGy程度でもオン電圧が急激に増加することがわかった。一方、SiC-SITやSi IGBTでは、降伏電圧の変化が微少であるのに対して、Si MOSFETでは、吸収線量の増加とともに降伏電圧が低下してしまうことがわかった。オン電圧や降伏電圧が劣化する現象は、放射線環境下で使用する半導体にとって、致命的な欠点である。Si MOSFETやIGBTでは、このような致命的な電気特性の劣化が観察されたが、SiC-SITでは、10MGyという大線量の線照射後も初期特性からの大きな変動はなく安定した電気特性が得られた。以上のことから、SiC半導体の優れた耐放射線性を実証することができた。
岡村 信生; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 小泉 務; 出崎 亮; 森下 憲雄; 大島 武; 小嶋 拓治
no journal, ,
再処理施設のセル内に設置する遠心抽出器等の回転機器駆動部にある接触(転がり)型軸受では、グリースの使用が不可避である。過去に、グリース単体の耐放射線性評価や、軸受に機械的負荷をかけた状態での機械的寿命評価(CRC試験)等を行っているが、これらの結果は、あくまでも放射線や機械的負荷が独立した状況におけるものであり、遠心抽出器駆動部が実際に曝される環境を統合的に模擬したグリースの耐久性評価は実施されていない。湿式再処理の枢要機器である遠心抽出器駆動部は「放射線による影響」と「機械的負荷による影響」以外に「溶液による影響」を受ける。本研究では、核燃料サイクル工学研究所で研究開発を進めてきた遠心抽出器駆動部にある転がり軸受について、高崎量子応用研究所コバルト60照射施設を用いて上述の3つの影響が重畳した体系的な評価を行うことを目的とした。評価の結果、3つの影響を同時に受けたことによりグリースの劣化が急速に進行することがないことが確認された。また、軸受にも損傷はなく継続使用が可能であることが明らかとなった。
廣瀬 健太郎; 西尾 勝久; 牧井 宏之; Orlandi, R.; 塚田 和明; 浅井 雅人; 佐藤 哲也; 伊藤 由太; 洲嵜 ふみ; 永目 諭一郎*; et al.
no journal, ,
質量数258近傍の原子核では、自発核分裂の測定によって、質量分布に特徴的な現象が観測されている。Fm256では、ウランなどのように軽い核分裂片と重い分裂片に分裂し、質量分布はふた山のピークを形成するのに対し、中性子がたった2つ増えたFm258では、鋭いひと山のピークを形成するのである。このような特徴的な現象を調べるために、原子力機構の東海タンデム加速器施設において、O18+Es254反応を用いた多核子移行核分裂実験を行ったので報告する。
島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努
no journal, ,
参考原子力発電所の廃止措置に対し周辺公衆の被ばく線量評価を実施した。参考BWR(100万kWe級)の機器・構造物データ約1200点を整理して評価対象とした。また、敷地及び気象に関するデータはJPDRのデータを採用した。さらに、各評価点の海水中の放射能濃度は、海洋における希釈及び拡散を考慮した。10年の冷却期間の後、5年間で解体撤去するケースを想定した。適用する解体工法はJPDR解体実地試験と同様に水中を主体とした。また、比較のため、同様の冷却・解体期間で、対象物すべてを気中で解体し、作業環境へ粉じんが多量に飛散するケースも計算した。海洋における拡散効果を考慮したため1年度には農作物摂取経路が支配的となり、内部被ばく線量は10.7
Svで、C-14大気放出量3.810
Bqが寄与した。水中で切断しても材料中のC-14がすべてガスとして作業環境中へ放出され、その後もフィルタを通過するためである。事故時には局所フィルタ等の火災時で4.9Svが最大であった。一方、すべてを気中で切断する場合、平常時は5.4Svと水中切断に比べやや低下するが、事故では同様の事象時に1.4mSvと3桁程度高くなった。これは平常時において気中で切断するため、飛散する粉じん量が多く、フィルタに蓄積されるCo-60量が3桁高くなり、事象の発生及び拡大によってそのすべてが大気放出されるためである。大型原子力発電所は、その物量及び内蔵放射能量が非常に大きいため、リスクを低減するためにフィルタ蓄積放射能量で管理することが適切であると考えられる。
新原 盛弘; 藤原 孝治; 小坂 哲生; 上野 勤; 青嶋 厚
no journal, ,
使用済み核燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃液は安定で取扱が容易な形態であるガラスに固化処理される。現状のガラス固化処理法は高温の溶融ガラス(約1200
C)を用いるため、溶融炉構造材の侵食により炉の寿命が約5年と短い。一方、ゾルゲル法は軟化点以下(約600C)で幅広い組成のガラスを作る手法としてガラスファイバー製造等に使われているが、このゾルゲル法をガラス固化に応用することでプラント寿命を大幅に延長することが期待される。本研究ではケイ酸エチルを出発原料としたゾルゲル法により、現在ガラス固化技術開発施設(TVF)で製造しているガラスと同一組成のガラスを合成し、ガラスの均質性をX線回折分析によって評価した。
