検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 33 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

令和元年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2020-070, 120 Pages, 2021/02

JAEA-Review-2020-070.pdf:2.47MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成31年4月1日から令和2年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Microscopic analyses on Zr adsorbed IDA chelating resin by PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; 久保田 俊夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.54 - 59, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

Used PUREX process solvent generated from reprocessing process of spent nuclear fuel contains a small amount of U and Pu complexed with tributyl phosphate (TBP) or dibutyl phosphate (DBP). The radioactive nuclides should be removed from the solvent for safety storage or disposal. The iminodiacetic acid (IDA) type chelating resin was proposed as promising procedures for efficient recovery of the trapped cations in the solvent. In order to reveal the distribution and amount of Zr in the particle and local structure of Zr complex formed in the adsorbent, PIXE and EXAFS analyses on the Zr adsorbed chelating resin were carried out. Micro-PIXE analysis proved that it is an effectual method for quantitative analysis of trace adsorbed elements. Moreover, some of the adsorption sites were possibly occupied by the molecules. On the other hand, Zr-K edge EXAFS analysis suggested that extraction mechanism of Zr from the aqueous solution and the solvent was different.

論文

Quantitative analysis of Zr adsorbed on IDA chelating resin using Micro-PIXE

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 久保田 俊夫*

QST-M-23; QST Takasaki Annual Report 2018, P. 59, 2020/03

Radioactive spent solvent waste contains U and Pu is generated from reprocessing process of spent nuclear fuel. The nuclear materials should be removed from the solvent for safety storage or disposal. We are focusing on the nuclear materials recovery from spent solvent using imino diacetic acid (IDA) type chelating resin as a promising method. In order to reveal adsorbed amount of Zr, which is simulated of Pu, Micro-Particle Induced X-ray Emission (PIXE) was carried out. Micro-PIXE analysis succeeded in quantitative analysis on trace amount of adsorbed Zr from simulated spent solvent.

論文

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

AA2019-0193.pdf:1.29MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

論文

The Surface composition of asteroid 162173 Ryugu from Hayabusa2 near-infrared spectroscopy

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 荒井 武彦*; 仲内 悠祐*; 中村 智樹*; 松岡 萌*; et al.

Science, 364(6437), p.272 - 275, 2019/04

 被引用回数:140 パーセンタイル:99.81(Multidisciplinary Sciences)

小惑星探査機はやぶさ2のターゲット天体であるリュウグウは、始原的な炭素質物質で構成されていると考えられている。はやぶさ2に搭載された近赤外分光計(NIRS3)によって、天体の表面組成を得た。天体全体の観測で、弱く細い吸収が2.72ミクロンに確認され、OHを含む鉱物の存在を示している。弱いOH吸収と低いアルベドは熱やショックによって変質を受けた炭素質コンドライトに似ている。OHバンドの位置はほとんど一定であり、衝撃片の集合によって形成されたリュウグウは組成的に均質であることを示している。

論文

First flight demonstration of glass-type space solar sheet

島崎 一紀*; 小林 祐希*; 高橋 眞人*; 今泉 充*; 村島 未生*; 高橋 優*; 豊田 裕之*; 久木田 明夫*; 大島 武; 佐藤 真一郎; et al.

Proceedings of 40th IEEE Photovoltaic Specialists Conference (PVSC-40) (CD-ROM), p.2149 - 2154, 2014/06

ガラス型スペースソーラーシート(G-SSS)はインジウムガリウムリン(InGaP)とガリウム砒素(GaAs)によって構成される2接合太陽電池と、さらにゲルマニウム層を含むInGaP/GaAs/Ge 3接合太陽電池のふたつの太陽電池からなり、厚さが0.5mm以下の軽量太陽電池シートである。G-SSSは小型科学人工衛星「ひさき」(SPRINT-A)に搭載され、2013年9月14日に打ち上げられた。運用期間中に得られたデータからG-SSSは正常に動作していることが確認でき、本プロジェクトはIII-V族多接合薄膜太陽電池を用いたG-SSSの世界初実証実験となった。G-SSSの太陽電池は、高崎量子応用研究所での放射線照射試験等、様々な地上試験から予測されていた通りの優れた性能を示しており、新型軽量ソーラーパドルの実用化に貢献する成果を得た。

報告書

JRR-3起動系中性子検出器交換手順の検討(交換マニュアル)

太田 和則; 車田 修; 仁尾 大資; 宇野 裕基; 村山 洋二

JAEA-Testing 2011-004, 47 Pages, 2011/08

JAEA-Testing-2011-004.pdf:1.92MB

起動系は起動時及び低出力時の中性子束を監視するものである。中性子検出器の交換計画に基づき、起動系の中性子検出器(BF$$_{3}$$)、それに接続されている同軸ケーブル及び乾燥空気供給用エアホースの交換作業を行っている。これまでの経験をもとに効率的な交換手順について検討を行うとともに交換作業及び試験検査マニュアルとして整理した。このことにより確実な保守が可能となると考えている。

報告書

研究用原子炉JRR-3の2次冷却設備冷却塔の保守管理

福島 学; 大和田 稔; 太田 和則; 竹内 真樹; 後藤 真悟; 今橋 正樹; 寺門 義文

JAEA-Technology 2010-028, 24 Pages, 2010/09

JAEA-Technology-2010-028.pdf:1.01MB

研究用原子炉JRR-3の2次冷却系設備の一つに冷却塔がある。冷却塔は、炉心等で発生した熱を2次冷却設備を介して、大気に放散する設備である。JRR-3の共用運転を開始して以来、冷却塔の点検保守を定期的に実施し原子炉の安全安定運転を行ってきた。これまで、2次冷却材温度の制御方式として、送風機の運転台数を増減する方式としてきたが、運転台数が増減した直後は、一時的に2次冷却材温度が変動し、その結果熱出力も変動する事象が生じていた。これに対し、送風機の回転数を連続的に調整するように改良することで、外気温の変動が原子炉熱出力の安定性に与える影響を緩和することができた。本報告書は、これまで実施してきた冷却塔の保守管理及び送風機回転数の制御方式の改良について具体的に記述するとともに、点検記録をまとめ、今後の保守管理に活用できるようにしたものである。

論文

Extraction behavior of indium with TOPO into ionic liquids

久保田 富生子*; 下堀 陽佑*; 小柳 裕介*; 中島 一紀*; 下条 晃司郎; 神谷 典穂*; 後藤 雅宏*

Solvent Extraction Research and Development, Japan, 16, p.142 - 146, 2009/00

The extraction behavior of In$$^{3+}$$ into ionic liquids, [C$$_{n}$$mim][Tf$$_{2}$$N], was investigated with trioctylphosphine oxide (TOPO) as the extractant and compared with that of a conventional organic solvent system. In the n-dodecane system, the extractability of In$$^{3+}$$ increased with increasing hydrochloric acid concentration in the feed aqueous phase. On the contrary when using ionic liquids, In$$^{3+}$$ was more extracted at lower concentrations of hydrochloric acid. The contrast between the two systems is probably due to the difference in their extraction mechanisms. Extraction and separation properties of In$$^{3+}$$ from Sn$$^{4+}$$, Fe$$^{3+}$$ and Al$$^{3+}$$ were also examined. Indium was quantitatively extracted into the ionic liquid phase and the separation efficiency from other metal ions, especially from Fe$$^{3+}$$ was enhanced compared with that in the organic solvent system.

論文

研究用原子炉JRR-3における状態監視法に基づく保全活動

仁尾 大資; 太田 和則; 石崎 勝彦

日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.393 - 395, 2008/07

JRR-3は平成2年に大規模な改造を行い、その後の運転から15年以上が経過し、高経年化及び予算削減を念頭に置いた状態監視保全を行っている。これまでの状態監視保全として、ポンプ類の振動,潤滑油診断を行ってきており、これらに関してはトラブルの頻度から判断して適切に行われてきたと考えている。またこのほかにも、ベリリウム反射体の寸法管理や、中性子計装の低圧電源リップル値測定による状態監視保全を行っている。同時に、より効率的な保全のために、これまで状態監視保全が適用されていなかった機器についても状態監視保全への転換が可能な機器について検討した。結果として、これまで時間計画保全で行われてきた熱交換器洗浄作業については過剰な保全になっていることがわかり、状態監視保全への転換が望ましいことがわかった。今後はさらにそのほかの機器について状態監視保全が適用可能かどうかの検討を継続する。本発表では以上を含むJRR-3における効果的な保全活動の検討と実際の保全活動について発表する。

報告書

HTTR気体廃棄物の廃棄施設の保守管理

山崎 和則; 亀山 恭彦; 猪井 宏幸; 新垣 悦史; 篠崎 正幸; 太田 幸丸

JAEA-Testing 2008-002, 52 Pages, 2008/03

JAEA-Testing-2008-002.pdf:15.54MB

高温工学試験研究炉(HTTR)で発生する気体廃棄物を適切に回収し、放射性物質の除去・減衰を経て放射性物質の濃度を監視しながら大気へ放出するために気体廃棄物の廃棄施設が設置されている。この設備は、それらの目的を果たすために常に設備の健全性が求められているため、毎年実施する保守管理によって機器の健全性の維持管理を行っている。本設備の保守管理はHTTRの運用に必要不可欠であり、現在まで効率的な保守管理を行ってきた。本報は、気体廃棄物の廃棄施設の維持管理を目的に実施してきた保守項目並びに実際の経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。

報告書

JRR-3熱交換器ボール洗浄方式の効率化の検討

太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 福島 学; 大場 敏充; 竹内 真樹; 今橋 正樹; 村山 洋二

JAEA-Technology 2008-023, 31 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-023.pdf:3.3MB

JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる2次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに、熱交換器洗浄方法の効率化の検討を行った。その結果、最適な洗浄ボールの種類や洗浄時間の決定方法等が明らかとなった。

論文

JRR-3熱交換器ボール洗浄方式の効率化の検討

太田 和則; 池亀 吉則; 大和田 稔; 村山 洋二

UTNL-R-0466, p.7_1 - 7_10, 2008/03

JRR-3熱交換器はシェルアンドチューブ型であり、管側を2次冷却材が流れる構造となっている。洗浄方法はボール洗浄方式であり、高圧力で流れる二次冷却材中に混入させたスポンジボールによって伝熱管内部の汚れを剥離する方法である。熱交換器の性能低下は、1次冷却材炉心出口温度の上昇をもたらし、原子炉の安全安定運転に影響を与えるおそれがある。これまでの洗浄データをもとに最適な洗浄ボールの種類や熱貫流率回復値と洗浄時間の相対関係を明らかにし、熱交換器洗浄方法の効率化を立案した。

論文

Extraction of lanthanide ions with an organophosphorous extractant into ionic liquids

久保田 富生子*; 小柳 裕介*; 中島 一紀*; 下条 晃司郎; 神谷 典穂*; 後藤 雅宏*

Solvent Extraction Research and Development, Japan, 15, p.81 - 87, 2008/00

イオン液体へのランタノイドの抽出を有機リン酸系抽出剤PC-88Aを用いて行った。PC-88Aはアルキル鎖が短いイオン液体には溶解しないが、オクチル基やドデシル基のような長鎖アルキル基を有するイオン液体には溶解した。イオン液体へのランタノイドの抽出は一般有機溶媒n-ドデカンと同じメカニズム、つまりプロトン交換反応によって進行する。イオン液体で比較するとオクチル基を有するイオン液体の方がドデシル基を有するイオン液体より抽出効率が高かった。イオン液体に抽出されたランタノイドの逆抽出を検討したが、酸性溶液を用いることにより定量的な逆抽出が可能であることが明らかとなった。

報告書

幌延深地層研究計画における地上からの調査研究段階(第1段階)研究成果報告書; 分冊「深地層の科学的研究」

太田 久仁雄; 阿部 寛信; 山口 雄大; 國丸 貴紀; 石井 英一; 操上 広志; 戸村 豪治; 柴野 一則; 濱 克宏; 松井 裕哉; et al.

JAEA-Research 2007-044, 434 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-044.pdf:54.58MB
JAEA-Research-2007-044(errata).pdf:0.08MB

幌延深地層研究計画は、北海道幌延町で進めている堆積岩を対象とした深地層の研究施設であり、第1段階「地上からの調査研究段階」,第2段階「坑道掘削時の調査研究段階」,第3段階「地下施設での調査研究段階」の3段階で20年程度かけて進めているプロジェクトである。本計画では、「深地層の科学的研究」と「地層処分研究開発」の二つの分野の研究開発を進めている。本報告書は、深地層の科学的研究について、第1段階における調査研究の成果を取りまとめたものである。本報告書では、「研究所設置場所の選定プロセス」,「研究所設置地区及びその周辺における調査研究」,「深地層における工学技術の基礎の開発」、及び「地下施設建設に伴う周辺環境への影響調査」に関する具体的な調査内容と結果を示し、第1段階における調査研究の目標に対する達成度を評価するとともに、今後の課題を明らかにした。また、本報告書でまとめた成果は、地層処分技術の知識基盤として整備されるばかりでなく、処分事業と安全規制の両面を支える技術基盤の強化を図っていくうえで、有効に活用されるものである。

論文

Status of reduced enrichment program for research reactors in Japan

宇根崎 博信*; 太田 和則; 井上 猛

Proceedings of International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors 2007 (RERTR 2007) (Internet), 11 Pages, 2007/00

日本の研究炉におけるウラン濃縮度低減計画の状況をレビューした。日本では、14基の研究炉と臨界実験装置が運転されている。そのうちRERTR(Reduced Enrichment for Research and Test Reactors)計画に関連するのは、京都大学原子炉実験所のKUR及び日本原子力研究開発機構のJRR-4, JMTR, JRR-3である。原子力機構におけるJRR-4, JMTR, JRR-3に関する低濃縮化計画は1999年に終了し、低濃縮ウランを使用した運転を順調に行っている。京都大学原子炉実験所においては2006年2月に、高濃縮ウランを使用したKURの運転が終了した。KURの低濃縮ウランへの全炉心転換に対する設置変更許可取得を行い、2008年に使用前検査を受検し、合格する予定である。なお、これによって日本における低濃縮ウランへの炉心転換は完成する。

論文

Extraction of cytochrome c by a functionalized ionic liquid containing a crown ether

久保田 富生子*; 小柳 裕介*; 中島 一紀*; 下条 晃司郎; 神谷 典穂*; 後藤 雅宏*

Solvent Extraction Research and Development, Japan, 14, p.115 - 120, 2007/00

クラウンエーテルを分子内に有する機能性イオン液体[18C6mim][PF$$_{6}$$]を用いてタンパク質であるシトクロムcの抽出を行った。機能性イオン液体[18C6mim][PF$$_{6}$$]は水酸基を有するイオン液体[C$$_{2}$$OHmim][Tf$$_{2}$$N]あるいはエチル基を有するイオン液体[C$$_{2}$$mim][Tf$$_{2}$$N]に希釈して用いた。その結果、シトクロムcは水相から[18C6mim][PF6]を含んだ[C$$_{2}$$OHmim][Tf$$_{2}$$N]へ容易に抽出されることが明らかとなった。しかし、[C$$_{2}$$mim][Tf$$_{2}$$N]への抽出率は小さかった。また、[18C6mim][PF$$_{6}$$]は抽出剤dicyclohexano-18-crown-6 (DCH18C6)より抽出能は低いが、逆抽出操作においては大きな利点を示した。抽出における温度依存性を検討したところ、[18C6mim][PF$$_{6}$$]の濃度が小さい領域では大きく抽出温度に影響した。今回使用した機能性イオン液体[18C6mim][PF$$_{6}$$]は従来のイオン液体に比べ高い抽出能を有することが明らかとなった。

報告書

HTTRの補機冷却水設備冷却塔の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 亀山 恭彦; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 山崎 和則; 清水 康則; 新垣 悦史; 太田 幸丸; 藤本 望

JAEA-Technology 2006-045, 43 Pages, 2006/09

JAEA-Technology-2006-045.pdf:5.97MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却設備の一つに補機冷却水設備がある。この補機冷却水設備は種々の機器の冷却だけでなく、工学的安全設備の一つである炉容器冷却設備のヒートシンクとなる機能を有している。そのため、補機冷却水設備は設計時に想定された除熱性能を有していなければならない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、補機冷却水設備に設置されている最終ヒートシンクである冷却塔について伝熱性能を評価した。また、設計時における冷却塔の伝熱性能との比較を行い、冷却塔が設計時に要求された伝熱性能を有していることを確認した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告 -総合評価技術検討書-

塩谷 洋樹; 大滝 明; 小野 清; 平尾 和則; 加藤 篤志; 安松 直人*; 久保田 貞衣*

JNC TN9400 2004-052, 514 Pages, 2004/09

JNC-TN9400-2004-052.pdf:8.85MB

本報告書は、フェーズⅡの中間とりまとめ(平成13年度から15年度の3ヶ年を対象)における、FBRサイクル候補概念の多面的評価、導入シナリオ評価、投資対効果評価に関する手法の開発およびその評価結果について報告するものである。

論文

NSRRシミュレータの改良

村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文

UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03

NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。

33 件中 1件目~20件目を表示