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論文

Atmospheric modeling of $$^{137}$$Cs plumes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Evaluation of the model intercomparison data of the Science Council of Japan

北山 響*; 森野 悠*; 滝川 雅之*; 中島 映至*; 速水 洋*; 永井 晴康; 寺田 宏明; 斉藤 和雄*; 新堀 敏基*; 梶野 瑞王*; et al.

Journal of Geophysical Research; Atmospheres, 123(14), p.7754 - 7770, 2018/07

日本学術会議のモデル相互比較プロジェクト(2014)で提供された、福島第一原子力発電所事故時に大気中に放出された$$^{137}$$Csの計算に用いられた7つの大気輸送モデルの結果を比較した。本研究では、東北及び関東地方に輸送された9つのプルームに着目し、モデル結果を1時間間隔の大気中$$^{137}$$Cs濃度観測値と比較することにより、モデルの性能を評価した。相互比較の結果は、$$^{137}$$Cs濃度の再現に関するモデル性能はモデル及びプルーム間で大きく異なることを示した。概してモデルは多数の観測地点を通過したプルームを良く再現した。モデル間の性能は、計算された風速場と使用された放出源情報と一貫性があった。また、積算$$^{137}$$Cs沈着量に関するモデル性能についても評価した。計算された$$^{137}$$Cs沈着量の高い場所は$$^{137}$$Csプルームの経路と一致していたが、大気中$$^{137}$$Cs濃度を最も良く再現したモデルは、沈着量を最も良く再現したモデルとは異なっていた。全モデルのアンサンブル平均は、$$^{137}$$Csの大気中濃度と沈着量をともに良く再現した。これは、多数モデルのアンサンブルは、より有効で一貫したモデル性能を有することを示唆している。

論文

Fuel behavior analysis for accident tolerant fuel with sic cladding using adapted FEMAXI-7 code

白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/09

シリコンカーバイド(SiC)は、その耐熱性、化学的安定性、照射安定性の高さより、事故耐性燃料の有力な候補物質となっている。SiCをジルカロイの替わりに被覆管材料として用いた場合の燃料挙動評価を行うために、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7に、物性値や機能の追加などの改良を行った。整備したコードを用い、SiC被覆燃料のふるまい解析を、BWRステップ3(9$$times$$9燃料(B型))を例にして行った。SiC被覆管は、照射により大きくスエリングし、熱伝導率が低下する。このことにより、被覆管-燃料ペレット間のギャップが広がり、燃料ペレット温度の上昇がみられた。また、ジルカロイ被覆管とは応力緩和のメカニズムが異なり、計算の高度化のためには、破断応力等のデータ取得、モデルの改良が必要であることが明らかになった。

論文

The Applicability of SiC-SiC fuel cladding to conventional PWR power plant

古本 健一郎*; 渡部 清一*; 山本 晃久*; 手島 英行*; 山下 真一郎; 齋藤 裕明; 白数 訓子

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

2015年以降、三菱原子燃料(MNF)は、日本原子力研究開発機構(JAEA)が経済産業省からの受託事業で実施している日本の事故耐性燃料の研究開発プロジェクトに加わった。このプログラムにおいて、MNFは、現行の沸騰水型軽水炉(PWR)において炭化ケイ素複合材料(SiC)を被覆管として導入した場合の影響を評価することを担当している。本論文では、既存のPWRに対してSiCを被覆管として用いる場合の適用性に関する評価結果を報告する。既存PWRへのSiC被覆管の適用性評価として、SiC複合材を用いた場合の解析評価と炉外試験の両方を実施した。解析評価では、三菱独自の燃料設計コードとJAEAが開発した燃料ふるまいコードを用いた。なお、これらのコードは、SiC複合材被覆管を用いた燃料のふるまいを評価するために改良が施されている。一方、炉外試験としては、SiC複合材サンプルの熱伝導度測定とオートクレーブを用いた腐食試験を実施した。合わせて、設計基準事故を模擬した条件下でのSiC複合材の性能評価が行えるようにするために、新たに試験装置も開発した。

論文

Study on the deterioration mechanism of layered rock-salt electrodes using epitaxial thin films; Li(Ni, Co, Mn)O$$_{2}$$ and their Zr-O surface modified electrodes

阿部 真知子*; 射場 英紀*; 鈴木 耕太*; 南嶋 宏映*; 平山 雅章*; 田村 和久; 水木 純一郎*; 齋藤 智浩*; 幾原 雄一*; 菅野 了次*

Journal of Power Sources, 345, p.108 - 119, 2017/03

 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

Ni, Co, Mn三元系リチウムイオン電池正極材料について、その劣化機構について、電気化学測定、X線・中性子線測定により調べた。実験の結果、Ni, Co, Mn三元系正極は、層状岩塩型構造とスピネル構造で構成されており、充放電を繰り返すと、充放電に関与しないスピネル構造が表面を覆っていくことが分かった。一方で、Zr-Oで表面をコートした材料は劣化しないことが知られており、その原因を調べた結果、層状岩塩型構造が安定に存在し続けていることが分かった。さらに、電極/溶液界面のLi濃度を上昇していることも分かった。

論文

Utilization of $$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs in the environment to identify the reactor units that caused atmospheric releases during the Fukushima Daiichi accident

茅野 政道; 寺田 宏明; 永井 晴康; 堅田 元喜; 三上 智; 鳥居 建男; 斎藤 公明; 西澤 幸康

Scientific Reports (Internet), 6, p.31376_1 - 31376_14, 2016/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:8.68(Multidisciplinary Sciences)

This paper investigates the reactor units of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station which generated large amounts of atmospheric releases during the period from 12 to 21 March 2011. The $$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs ratio measured in the environment can be used to determine which reactor unit contaminated specific areas. Meanwhile, atmospheric dispersion model simulation can predict the area contaminated by each dominant release. Thus, by comparing both results, the reactor units which contributed to dominant atmospheric releases was determined. The major source reactor units from the afternoon of 12 March to the morning of 15 March corresponded to those assumed in our previous source term estimation studies. A new possibility found in this study was that the major source reactor from the evening to the night on 15 March was Units 2 and 3 and the source on 20 March temporally changed from Unit 3 to Unit 2.

論文

Lattice structure transformation and change in surface hardness of Ni$$_3$$Nb and Ni$$_3$$Ta intermetallic compounds induced by energetic ion beam irradiation

小島 啓*; 吉崎 宥章*; 金野 泰幸*; 千星 聡*; 堀 史説*; 齋藤 勇一; 岡本 芳浩; 岩瀬 彰宏*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 372, p.72 - 77, 2016/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Instruments & Instrumentation)

複雑な結晶構造を示す金属間化合物Ni$$_3$$Nb and Ni$$_3$$Taを、室温で16MeV Au$$^{5+}$$を使い照射した。X線回折測定の結果、これらの金属間化合物の構造が、照射によって、秩序型構造からアモルファス状態へと変化したことが分かった。照射によるアモルファス化により、ビッカース硬度が上昇した。これらの結果は、以前得られたNi$$_3$$AlおよびNi$$_3$$Vの結果と比較し、試料固有の構造の点から議論された。

論文

Matrix diffusion and sorption of Cs$$^{+}$$, Na$$^{+}$$, I$$^{-}$$ and HTO in granodiorite; Laboratory-scale results and their extrapolation to the in situ condition

舘 幸男; 蛯名 貴憲*; 武田 智津子*; 斎藤 登志彦*; 高橋 宏明*; 大内 祐司*; Martin, A. J.*

Journal of Contaminant Hydrology, 179, p.10 - 24, 2015/08

 被引用回数:16 パーセンタイル:15.73(Environmental Sciences)

結晶質岩中の核種移行評価においてマトリクス拡散と収着現象の理解は重要である。スイスのグリムゼル原位置試験場から採取した花崗閃緑岩試料を用いて、Cs$$^{+}$$, Na$$^{+}$$, I$$^{-}$$とHTO(トリチウム水)の拡散・収着挙動が、透過拡散試験とバッチ収着試験により調査された。得られた実効拡散係数(De)は、Cs$$^{+}$$, Na$$^{+}$$, HTO, I$$^{-}$$の順となった。容量因子($$alpha$$)と分配係数(Kd)も、同様の傾向を示した。Cs$$^{+}$$, Na$$^{+}$$に対する二重プロファイルは、試料表面部のKdの増加によって解釈され、表面分析によって試料表面部の擾乱を受けた黒雲母鉱物の高い間隙率と収着容量の増加に起因することが確認された。二重プロファイルから得られたKdは、バッチ収着試験で得られた粉砕試料のKdの粒径サイズ依存性と関連付られた。グリムゼル試験場で実施された原位置長期拡散試験で得られた試験結果は、室内実験結果とそれらの原位置条件への外挿によって推定された移行パラメータによって良好に解釈された。

論文

Source term estimation for the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident by combined analysis of environmental monitoring and plant data through atmospheric dispersion simulation

永井 晴康; 寺田 宏明; 茅野 政道; 堅田 元喜; 三上 智; 斎藤 公明

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4044 - 4052, 2015/08

原子力機構は、福島第一原子力発電所事故による放射性物質の大気放出量を、環境モニタリングと大気拡散モデルによる大気中核種濃度または空間線量率の比較解析により推定した。この放出量推定を改良するために、より精緻な推定手法の開発と過酷事故解析及び観測データの新たな情報の利用を検討している。その第一段階として、福島原発1から3号機内インベントリと地表沈着測定における$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比情報を利用した。大気拡散シミュレーションの放出率設定において、$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比の時間変化を考慮することで、地表沈着測定における$$^{134}$$Cs/$$^{137}$$Cs放射能比空間分布を説明できることを示した。この結果は、どの原子炉からどのタイミングで放出があったかを推定するために有効であり、福島原発事故の過酷事故解析にも有用な情報となることが期待される。

論文

Spatial distributions of radionuclides deposited onto ground soil around the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant and their temporal change until December 2012

三上 智; 前山 健司*; 星出 好史*; 坂本 隆一*; 佐藤 昭二*; 奥田 直敏*; Demongeot, S.*; Gurriaran, R.*; 上蓑 義朋*; 加藤 弘亮*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.320 - 343, 2015/01

 被引用回数:36 パーセンタイル:6.33(Environmental Sciences)

Comprehensive investigations have been conducted on the land environment affected by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident. Distribution maps of Cs-134, Cs-137, and Ag-110m deposition density as of March, September, and December 2012, were constructed according to monitoring results obtained at nearly a thousand locations. Little temporal change of the deposited radionuclides was observed during the nine months from March to December 2012. Weathering effects especially horizontal mobility, during this time were not noticeable. Spatial characteristics in the ratios of Cs-134/Cs-137 and Ag-110m/Cs-137 that deposited on ground were observed by investigations in the Tohoku and Kanto areas. The elaborate deposition maps of Cs-134 and Cs-137 as of September 2012, and those as of December 2012, were constructed using the relationship between the air dose rate and the deposited activity per unit area.

論文

Development of operation and maintenance technology for HTGRs by using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 高田 昌二; 篠崎 正幸

Nuclear Engineering and Design, 271, p.499 - 504, 2014/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の技術基盤の確立するため、平成22年1月から3月にかけて、HTTRを用いた50日間の高温試験運転を実施した。高温ガス炉の運転管理では、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術基盤を確立した。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-7のモデルと構造(改訂版)

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2013-014, 382 Pages, 2014/03

JAEA-Data-Code-2013-014.pdf:16.36MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードの最新バージョンとして、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述した最初の報告書JAEA-Data/Code 2010-035の改訂版である。その後3年を経て、モデルに関する説明の追加・整理を行い、改訂版とした。

論文

The Influence on the vulcanized rubber physical properties by radiation grafting

齋藤 広明*; 溝手 範人*; 植木 悠二; 瀬古 典明

JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 57, 2014/03

ゴム材料の表面改質法として放射線グラフト重合法は有効な手法である。しかし、過度な表面改質はゴム本来の物理的特性を失うことにも繋がるため、ゴム材料としての役割に支障をきたす恐れがある。そこで、本研究では、グラフト率とゴム特性との関係を詳細に調査し、「ゴム表面の低摩擦化」と「ゴム特性の維持」との両立の可否について検討した。ゴム基材には、カーボンブラックを配合したアクリロニトリル-ブタジエンゴムシート、モノマーには、親水性モノマーであるメタクリル酸を用いた。その結果、グラフト率2%までであれば、破断強度や永久歪といったゴム特性に影響を及ぼさず、ゴム表面を低摩擦化させることが可能であることを見出した。

報告書

放射線管理区域における作業安全のための管理システムの開発(共同研究)

檜山 和久; 塙 信広; 黒澤 昭彦; 江口 祥平; 堀 直彦; 楠 剛; 植田 久男; 島田 浩; 神田 博明*; 齊藤 勇*

JAEA-Technology 2013-045, 32 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-045.pdf:5.83MB

本報告書は、炉室内で作業する者の入域管理と被ばく管理を同時に行い、さらに、炉室内での位置情報と作業員が倒れていないか等の情報を取得できるリアルタイム多機能入域管理システムの開発についてまとめたものである。

報告書

地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究; 平成23年度成果報告(共同研究)

中司 昇; 佐藤 治夫; 棚井 憲治; 杉田 裕; 中山 雅; 澤田 純之*; 新沼 寛明*; 朝野 英一*; 斉藤 雅彦*; 吉野 修*; et al.

JAEA-Research 2013-027, 34 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-027.pdf:5.84MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センターは、原子力環境整備促進・資金管理センターが受注した「地層処分実規模設備整備事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するため、「地層処分実規模設備整備事業における工学技術に関する研究」について共同研究契約を締結した。本共同研究は深地層研究所(仮称)計画に含まれる地層処分研究開発のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施されている。本報告は、上記の共同研究契約にかかわる平成23年度の成果についてまとめたものである。具体的成果としては、平成20年度に策定した全体計画に基づき、ブロック式緩衝材定置試験設備の一部を製作した。また、製作済みの緩衝材定置試験設備や実物大の緩衝材ブロック等の公開を継続するとともに、緩衝材可視化試験を実施した。

報告書

Input/output manual of light water reactor fuel performance code FEMAXI-7 and its related codes

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久

JAEA-Data/Code 2013-009, 306 Pages, 2013/10

JAEA-Data-Code-2013-009.pdf:5.73MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。このモデルと内部構造、機能の詳細に関する文書は別のJAEA-Data/Codeとして刊行される。本マニュアルは、これと対をなすもので、FEMAXI-7及び関連コードのファイルの内容、入出力の方法、サンプル入出力、ソースの修正方法、サブルーチン構造、内部変数などについて詳述し、FEMAXI-7による燃料解析の具体的方法を説明したものである。

論文

日米気象学会共催「福島第一原子力発電所からの汚染物質の輸送と拡散に関する特別シンポジウム; 現状と将来への課題」報告

近藤 裕昭*; 山田 哲二*; 茅野 政道; 岩崎 俊樹*; 堅田 元喜; 眞木 貴史*; 斉藤 和雄*; 寺田 宏明; 鶴田 治雄*

天気, 60(9), p.723 - 729, 2013/09

AA2013-0745.pdf:0.51MB

第93回米国気象学会年会は、2013年1月6日から1月10日に米国テキサス州オースチン市で開催された。この初日の1月6日に、日米気象学会の共催のシンポジウムとして「福島第一原子力発電所からの汚染物質の輸送と拡散に関する特別シンポジウム; 現状と将来への課題(Special Symposium on the Transport and Diffusion of Contaminants from the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Plant; Present Status and Future Directions)」が開催された。本シンポジウムへの参加者は40名程度で、日本からは発表者を含めて約20名の参加者があり、発表はすべて主催者側の招待講演という形で実施された。発表件数は20件で、概要、放出源推定、観測結果、領域モデルによる解析、全球、海洋モデルによる解析と健康影響、国際協力の6つのセッションに分かれて発表された。本稿は、日本からの発表を中心に、セッション順にその概要を報告するものである。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-7; Model and structure

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久

JAEA-Data/Code 2013-005, 382 Pages, 2013/07

JAEA-Data-Code-2013-005.pdf:6.4MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。これらによりFEMAXI-7は高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析に対する強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述したものである。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

Surface modification of vulcanized rubber by radiation grafting

齋藤 広明*; 溝手 範人*; 植木 悠二; 瀬古 典明

JAEA-Review 2012-046, JAEA Takasaki Annual Report 2011, P. 45, 2013/01

放射線グラフト重合法はプラスチックのような高分子基材の表面改質だけでなく、ゴムの表面改質にも有効な技法である。本研究では、放射線グラフト重合法により作製した表面改質型親水性ゴムシートの特性評価を行った成果を報告する。ドライ/ウェット状況下での表面硬度とグラフト率との関係を詳細に検討したところ、グラフト率が高くなるほどドライ状況下において硬化傾向を示し、逆にウェット状況下においては高グラフト率のものほど軟化傾向を示すといった特異的な硬度特性を有することを見いだした。また、耐摩耗性について評価した結果、ウェット状況下ではグラフト率の増加とともに表面硬度が低下するにもかかわらず、摩耗深さは一定値を示した。この結果より、ウェット状況下においては、硬度低下効果よりも摩擦低下効果の方がより大きく表面特性に影響を与えることがわかった。

論文

Development of operation and maintenance technology of HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

清水 厚志; 川本 大樹; 栃尾 大輔; 齋藤 賢司; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 古澤 孝之; 七種 明雄; 篠崎 正幸

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

HTTRでは、高温ガス炉の技術基盤の確立を目指し、平成22年1月から3月にかけて高温試験運転にて50日間の連続運転を実施した。高温ガス炉の運転管理においては、水素製造システムへの安定した熱供給を行うために、長期運転時のプラントの安定性、機器の信頼性を実証する必要がある。このため、事前に長期運転での技術的課題を抽出し、高温連続運転によりデータを取得し、評価を行った。その結果、高温機器の伝熱性能、ヘリウム漏えい管理、ヘリウム循環機等の動的機器の信頼性、遮へい体の昇温防止性能等、高温ガス炉特有の設備・機器について、長期連続運転での安定性、信頼性を実証した。本高温連続運転により高温ガス炉の運転管理・保守技術の基盤を確立した。

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