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論文

Applicability evaluation of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station; Passive neutron technique (Interim report)

長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白戸 篤仁*; 佐藤 隆*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

Under the collaborative program with United States Department of Energy (DOE), Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) have surveyed technologies for nuclear material quantification of fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) since 2012. Four research groups in JAEA and CRIEPI have evaluated independently the applicability for four technologies. We, Plutonium Fuel Development Center of JAEA, are in charge of development of the passive neutron technique. All parties recognized the importance of the characterization study on each candidate technology for establishment of the concept of integrated measurement system that combines several measurement technologies for accurate quantification. For the characterization study, standard fuel debris and canister models were developed. In order to perform the characterization study consistent with the other technologies, we evaluated the applicability of the passive neutron technique for nuclear material quantification of fuel debris based on the standard models. In this study, we performed the optimization of detector configuration and measurement parameter for passive neutron detector and then evaluated measurement accuracy. This paper provides the results of applicability evaluation on passive neutron technique for nuclear material quantification in fuel debris at 1F.

論文

Experimental studies of passive neutron measurement for fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

長谷 竹晃; 白戸 篤仁*; 小菅 義広*; 佐藤 隆*; 川久保 陽子*; 白茂 英雄; 浅野 隆

Proceedings of INMM 56th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2015/07

福島第一原子力発電所内に発生した燃料デブリの測定技術の候補の一つとして、パッシブ中性子法の適用を提案している。本試験は、前回の米国核物質管理学会にて報告したシミュレーションによるパッシブ中性子法の燃料デブリ測定への適用性を実証するために実施した。本試験では、未照射のMOX試料, 中性子吸収剤, カリフォルニウム線源等を組み合わせた燃料デブリを模擬した試料を既存の中性子測定装置にて測定した。試料中の核分裂性核種の量、試料の周辺に配置する中性子吸収剤の量及びカリフォルニウム線源の強度を変化させ、中性子消滅時間差自己問いかけ法(DDSI法)の計数値と中性子漏れ増倍の相関を確認した。試験結果は、前回報告したシミュレーションによる評価結果の傾向とよく一致した。これは、DDSI法が、燃料デブリのように未知の核分裂性核種及び中性子吸収剤を含む試料に対する中性子漏れ増倍を評価する能力を有することを示唆する。本報は、福島第一原子力発電所の燃料デブリへのパッシブ中性子法を用いた実証研究についてまとめたものである。

報告書

「環境データ管理システム」の構築

立邊 和明; 鈴木 百合奈; 白土 清一; 佐藤 義則

JAEA-Data/Code 2011-024, 84 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-024.pdf:2.87MB

昨今の環境に配慮した企業活動の要求は官民を問わず高まっており、法律においても「環境配慮促進法」によって一定規模以上の企業に対して環境配慮活動の結果を公表することが義務付けられている。また「省エネルギー法」ではエネルギー使用量の結果を定期報告として報告し、中長期の計画を、「温対法」では温室効果ガスの放出量の報告を行わなければならない。それ以外にも水質汚濁防止法や廃棄物関連法などさまざまな法律,条令等によって、環境に配慮した活動が企業に求められている。これらのさまざまな環境配慮活動の結果をとりまとめ、原子力機構全体の状況を把握し、情報発信していくことが国民や地域社会との信頼関係を築く観点からも極めて重要である。こうした背景から、原子力機構の環境配慮活動について、全拠点等の情報を集計し、法律に基づいた報告書の作成や「環境報告書」を作成し公表するためのデータベースとして、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、「環境データ管理システム」を構築した。本報告書は、「環境データ管理システム」の構造や収集データ,集計形態などを取りまとめたものである。

論文

Corrosion evaluation of uranyl nitrate solution evaporator and denitrator in Tokai Reprocessing Plant

山中 淳至; 橋本 孝和; 内田 豊実; 白土 陽治; 磯崎 敏彦; 中村 芳信

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

東海再処理工場(TRP)はPUREX法を採用し、1977年以降、1140tHMの使用済燃料を処理してきた。再処理プロセスでは、溶液中の硝酸濃度,U, Pu,核分裂生成物等のイオン濃度及び温度が異なることから、さまざまな腐食環境の中にあり、耐食性を考慮のうえ各機器の材料にステンレス鋼やチタン鋼を選定している。材料の腐食環境の厳しさは溶液の硝酸濃度と温度に依存し、溶液中のUは、ステンレス鋼の腐食に与える影響は小さく、チタン鋼の腐食速度を抑制するとされている。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器は硝酸濃度も低く、これまで腐食故障を経験していない。しかしながら、U濃度の上昇に伴い、ステンレス鋼の腐食速度が若干増加する報告もある。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器として、U濃度を最大約1000gU/lまで高める蒸発缶や約320$$^{circ}$$Cの高温でUO$$_{3}$$粉末に転換する脱硝塔は、高濃度かつ高温のUを取扱うため、腐食の進行の程度を把握しておくべきであると考える。これらの機器について厚さ測定により評価を行った結果、その腐食速度はわずかであり、今後も健全に使用できることを確認した。

論文

A Parameter study of pencil beam proton dose distributions for the treatment of ocular melanoma utilizing spot scanning

Sutherland, K.*; 宮島 悟史*; 伊達 広行*; 白土 博樹*; 石川 正純*; 村上 昌雄*; 山極 満; Bolton, P.; 田島 俊樹

Radiological Physics and Technology, 3(1), p.16 - 22, 2010/01

Results of Monte Carlo calculated dose distributions of proton treatment of ocular melanoma are presented. An efficient spot-scanning method utilizing active energy modulation which also minimizes the number of target spots was developed. We simulated various parameter values for the particle energy spread and the pencil-beam diameter in order to determine values suitable for medical treatment. We found that a 2.5-mm-diameter proton beam with a 5% Gaussian energy spread is suitable for treatment of ocular melanoma while preserving vision for the typical case that we simulated. The energy spectra and required proton current were also calculated and are reported. The results are intended to serve as a guideline for a new class of low-cost, compact accelerators.

論文

石炭灰(フライアッシュ)の高強度吹付けコンクリートへの適用性

尾留川 剛; 小島 亘; 白戸 伸明*; 齋藤 敏樹*

コンクリート工学年次論文集(DVD-ROM), 28(1), p.1637 - 1642, 2006/00

日本原子力研究開発機構が建設する地下研究坑道に、高強度吹付けコンクリート(設計基準強度36N/mm$$^{2}$$)の使用を計画している。そこで、環境保全の観点から石炭火力発電所から発生するフライアッシュを有効利用し、細骨材置換した吹付けコンクリートの配合設計を行うこととした。その結果、フライアッシュの使用により所要の流動性を確保するための高性能減水剤量は若干多くなるものの、単位セメント量及び単位急結剤量を減少させることができ、経済性にも優位であることを確認した。また、施工性はフライアッシュを使用しない場合と遜色なく、高強度吹付けコンクリートに適用可能であることが確認された。

報告書

平成16年度幌延技術検討会議報告; 第1回$$sim$$第4回(業務報告)

白戸 伸明*; 松井 裕哉; 森岡 宏之; 畑中 耕一郎; 竹内 竜史; 畠山 信也; 大原 英史; 中島 崇裕; 國友 孝洋

JNC-TN5440 2005-001, 412 Pages, 2005/06

JNC-TN5440-2005-001.pdf:20.87MB

地層処分技術に関する研究開発にかかわる事業所間の連携強化を目的として、平成16年度は全4回の幌延技術検討会議を行った。第1回は幌延地下施設実施設計などについて行った。第2回は幌延の地質、水理、地球化学および安全評価手法の検討などについて行った。第3回は地下施設設計における通気網解析について行った。第4回はACROSSを用いた遠隔監視システムについて行った。この報告は、上記会議の内容についてまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画における地下研究施設の空洞安定性評価および支保設計(平成15年度)

松井 裕哉; 森岡 宏之; 白戸 伸明; 大内 一利

JNC-TN5410 2004-001, 236 Pages, 2004/08

JNC-TN5410-2004-001.pdf:22.79MB

本報告は、平成15年度に実施した幌延地下研究施設基本設計のうち、空洞安定性評価および支保設計の結果をとりまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画 地下施設建設に関する基本計画の検討(平成14年度)

白戸 伸明; 大内 一利; 山崎 眞一

JNC-TN5400 2004-003, 1854 Pages, 2004/08

JNC-TN5400-2004-003.pdf:1.73MB

本検討は,平成13年度の検討成果を踏まえ,選定された地区の地質環境条件および有力な施設形態(立坑3本案)を対象に,坑道内空断面,空洞安定性評価,防災対策の検討,施工・仮設備計画,建設工程・工事費の検討等を実施するものである。

報告書

幌延深地層研究計画 地下施設建設技術に関する検討(平成13年度)

白戸 伸明; 大内 一利; 山崎 眞一

JNC-TN5400 2004-002, 485 Pages, 2004/08

JNC-TN5400-2004-002.pdf:1.07MB

本検討は幌延深地層研究センター設置地区選定に資するため,周辺の地盤モデルを作成し,地下研究施設の基本レイアウトを検討するとともに,施工方法・建設工程・建設費の検討を行うものである。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分技術に関する研究開発のための深地層の研究施設

佐藤 稔紀; 白戸 伸明

岩盤力学委員会ニュースレター, (2), , 2004/00

瑞浪と幌延の深地層の研究施設の現況を紹介する。特に、両施設の位置付け、施設のレイアウトや坑道の仕様、掘削工法について紹介する。

論文

Underground Research Laboratories for R&D on HLW

佐藤 稔紀; 白戸 伸明

Tunneling Activities in Japan 2014, P. 24, 2004/00

瑞浪と幌延の深地層の研究施設の現況を紹介する。特に、両施設の位置付け、施設のレイアウトや坑道の仕様、掘削工法について紹介する。

論文

Research committee on Ruthenium and Technetium Chemistry in PUREX System, Organized by the Atomic Energy Society of Japan

松本 史朗*; 内山 軍蔵; 小沢 正基*; 小林 康利*; 白土 克之*

Radiochemistry, 45(3), p.219 - 224, 2003/05

湿式再処理技術として商用再処理施設で採用されているPUREXシステムにおけるルテニウムとテクネチウムの化学挙動について概説する。特に、PUREXシステム溶液系におけるテクネチウムの原子価状態,酸化還元反応,TBP(リン酸トリブチル)分配挙動,工程内移行挙動などについて述べる。なお、本報告は日本原子力学会研究専門委員会「PUREXシステムにおけるルテニウムとテクネチウムの化学」の活動成果の一部をまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画 平成13年度調査研究結果と研究所設置地区選定

山崎 真一; 中司 昇; 浴 信博; 守屋 俊文; 竹内 竜史; 國丸 貴紀; 白戸 伸明

JNC-TN1400 2002-017, 29 Pages, 2002/06

JNC-TN1400-2002-017.pdf:2.38MB

本報告書は、平成13年度に実施した地表からの調査研究の成果の概要を報告するとともに、平成14年6月に行った研究所設置地区選定結果について取りまとめたものである。研究所設置地区が満たすべき基本的要件は、(1)研究の対象となる地層と地下水が存在すること(地質環境要件)、(2)安全に地下施設を建設でき、研究環境を確保できること(安全要件)、である。研究所設置地区の選定にあたっては、まず文献などの既存資料に基づき、新第三紀の主に泥岩からなる声間層、稚内層、増幌層(上部)を研究の対象地層に選定し、これらの地層が500m程度の深さに十分な厚さをもって分布すると推定される4研究所設置対象区域を抽出した。これらの区域のうちの1区域を含む北海道大学天塩研究林および隣接している問寒地域の民有地・町有地などを除く範囲を対象に、空中物理探査、地上物理探査、地質調査を実施した。次に、これらの区域から、ガスの算出記録や社会的条件などを考慮して、2区域を選定し、試錐調査(2孔)を実施した。その結果、研究対象となる地層が分布することが確認された。また、地層の力学的強度やガスのデータに基づき、地下施設を安全に建設できることを確認した。このことから、2区域ともに研究所設置対象区域としての基本的要件を満たしていることを確認した。次に、2区域の中から、地表からの調査や施設の建設を効率的に行う観点から、地形が開けており、道路が整備されている北進地区および上幌延地区を選定した。次に、両地区について比較検討を行った。その結果、試錐調査で得られた地質学的条件では、上幌延地区の試錐調査においては割れ目が発達し、ガスの湧出を認めたこと、北進地区の方がより地形が開け、道路が発達していること、土地利用状況についても北進地区の方が許認可や用地取得が容易と考えられる原野や公的な機関の所有地が多いことなどを総合的に判断して、北進地区に研究所設置地区を選定した。

報告書

Measurements of differential cross sections for the reactions $$^{6,7}$$Li(n,d)$$^{5.6}$$He and $$^{6,7}$$Li(n,t)$$^{4,5}$$He at 14.1 MeV

白土 しょう二*; 渋谷 真二*; 秦 和博*; 安藤 嘉章*; 柴田 恵一

JAERI-M 89-107, 27 Pages, 1989/08

JAERI-M-89-107.pdf:0.75MB

リチウム同位体に関する14MeV中性子誘起核反応断面積の測定結果についてまとめた。測定には2個のガス比例計数管とシリコン検出器から成るカウンターテレスコープを用いた。$$^{6}$$Li(n,d)n$$^{4}$$Heと$$^{7}$$Li(n,t)n$$^{4}$$Heからの重陽子、三重陽子のスペクトルは終状態相互作用理論により解析された。これらの反応及び$$^{6}$$Li(n,t)$$^{4}$$He、$$^{7}$$Li(n,d)$$^{6}$$He反応の角度分布は有限レンジDWBAで解析され、分光学的因子が求められた。

報告書

FBR経済性評価システムの開発(II); 建設費評価手法の検討(II)

米川 強*; 竹内 則彦*; 白土 清一*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*

PNC-TN9410 88-177, 340 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-177.pdf:21.32MB

本報告書は、昭和61年度から実施している「FBR経済性評価システムの開発」の内、建設費ひようか手法に係る研究の昭和62年度の成果をまとめたものである。本年度は61年度に開発したFBRプラントの建設費評価手法について、特にFBR特有の系統、機器に重点を置いて更に詳細化を図った。また、建設コストを構成する費目のうち未着手のままの土地・構築物、建物等についてのモデル化を図り、総建設費の算出を可能とした。以下に本年度の主な検討結果を示す。(1)FBR特有設備のコスト評価手法の検討 前年度摘出されたFBR特有設備の評価手法について詳細化を図った。このため、評価方法は原則的に材料費、製作加工費からの積み上げによるものとした。(2)土地・構築物及び建物に関するコスト評価手法の検討LWR(PWR)の物量調査から積算を行い、延床面積価格を算定しこれを用いてFBRの建物評価モデルを設定した。土地、構築物についてはLWRと同じ条件と考えた。(3)100万kWe級FBRの建設費試算 61年度、62年度のコスト評価手法を用いて100万kWe級FBRの建設費を試算した。尚、試算に際して対象プラントの物量、仕様が不明あるいは未定のものは試算していない。(4)新型軽水炉経済性評価データベースの作成 FBRの実用化時期を考慮し、FBRの経済性評価の対象とする軽水炉を新型軽水炉(A-PWR及びA-BWR)と考え、新型軽水炉について従来型からの主要な変更・相違点をコスト評価の観点からまとめ、データベースとして整備した。今後評価手法を使い易いものとしてコード化を行い、FBR経済性評価システムの構築に取り組んでいく予定である。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設における水リ-ク検出システム評価試験-第14法 : ニッケル膜材料試験総合報告書

金子 義久*; 錦見 正和*; 白土 清一*; 森本 誠*; 福田 達*

PNC-TN941 85-25, 347 Pages, 1985/02

PNC-TN941-85-25.pdf:45.26MB

高速増殖炉用蒸気発生器の伝熱菅からの水リークを早期に発見するための検出器としてニッケル膜式水素計が使用される。ニッケル膜は,水素計の最重要部分のひとつである。このニッケル膜は過酷な条件(500$$^{circ}C$$)で使用されるため,腐食,金属組織変化,機械的強度の劣化などを受ける恐れがある。このため,実際にプラントで長期間使用した11種類のニッケル膜(健全なニッケル膜およびリ一ク・変形したニッケル膜)について,各種の材料試験を行い以下の結果を得た。長期間使用したニッケル膜にわずかな腐食が観察された。ニッケル膜の金属組織は概ね再結晶組織となっていた。溶接部の金属組織は樹枝状の結晶であり溶接熱により結晶粒が成長する傾向であった。ニッケル膜の引張強さの変化はわずかで,許容引張強さに比べ十分高く,強度上問題となるほどの変化ではなかった。また,ニッケル膜の硬さは,ほとんど焼鈍材の硬さまで低下していた。ニッケル膜の表面に多量の鉄,クロム,マンガン等が付着し,このうちマンガンは数十$$mu$$mニッケル膜中へ拡散侵入していた。しかし,付着物の水素検出性能への影響はほとんど無視できる。破損したニッケル膜のリーク位置を調査したところ,リーク位置はニッケル膜と真空配管(ステンレス綱)との溶接部近傍であった。ニッケル膜の寿命に影響を与える最大の因子の一つは溶接の良否である。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設における水リ-ク検出システム評価試験-第13報 : 水リ-ク模擬試験デ-タ集

金子 義久*; 錦見 正和*; 白土 清一*; 森本 誠*; 福田 達*

PNC-TN941 85-24, 194 Pages, 1985/02

PNC-TN941-85-24.pdf:10.16MB

50MW蒸気発生器試験施設において,水リーク検出システム評価試験を1974年12月以来実施している。本データ集は,1978年5月から1983年11月までに実施された水リーク模擬試験(注水および注水素試験)における各検出計(水素計および酸素計)の応答図を整理し編集したものである。なお,本データ(検出計応答)は,磁気テープに記録し保管されており,スケールあるいは平均化処理等の変更は,テープを用いて容易に出力できる。を把握した。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設における水リーク検出システム評価試験(第10報); 水リーク模擬試験・水リーク警報システム

白土 清一*; 金子 義久*; 錦見 正和*; 森本 誠*; 松本 重治*; 本永 哲司*; 今井 熙*; 福田 達

PNC-TN941 85-23, 193 Pages, 1985/02

PNC-TN941-85-23.pdf:5.61MB

高速増殖炉の蒸気発生器における小リーク・ナトリウム-水反応検出システムを開発するため,50MW蒸気発生器試験施設を用いて一連の水リーク検出システム評価試験が実施されている。本報は過熱器出口ナトリウム配管への注水素および,注水試験ならび蒸発器本体内への注水素試験に関する試験計画,試験装置,水素計・酸素計の応答,水素・酸素の検出割合ならびに水リーク警報システムについて報告する。おもな内容は以下のとおりである。1)過熱器出口ナトリウム配管への注水素および,注水試験を実施し.二次系内の水素・酸素挙動を把握した。蒸発器本体内のアニュラス部,ダウンカマ部,カバーガス部への注水素試験を実施し.系内の水素挙動を把握した。注水素,注水試験における水素検出割台を整理し,その値に影響する因子を評価した。また系内の水素輪送時間について評価した。4)過熱器出口ナトリウム配管部の注水素と注水試験および蒸発器本体内の注水素試験を比較し,蒸発器本体内の水リーク時の水素検出割合を評価した。計算機による水リーク警報システムを作成し,その有効性を確認した。

報告書

50MW蒸気発生機試験施設における水リーク検出システム評価試験-第9報- : コールドトラップ効率試験,バックグラウンド水素濃度試験 拡散水素量評価試験

金子 義久*; 錦見 正和*; 白土 清一*; 土屋 毎雄*

PNC-TN941 85-22, 142 Pages, 1985/02

PNC-TN941-85-22.pdf:3.57MB

「もんじゅ」プラントの蒸気発生器における小リークのナトリウムー水反応検出システムを開発するため,50MW蒸気発生器試験施設を用いて一連の水リーク検出システム評価試験が実施されている。本報では,通常運転時の水素挙動を明らかにするために,1976年10月から1983年7月までの間に実施した2次系コールドトラップの水素除去効率,バックグランド水素濃度,蒸気発生器伝熱管から2次系ナトリウム中への拡散水素量の試験結果について報告する。主な試験結果は,以下の通りである。1)コールドトラップの水素除去効率は,70$$sim$$80%であった。しかし,コールドトラップと主系統との水素濃度差が小さい場台,コールドトラップの水素除去効率が小さくなる傾向がみられた。2)通常運転時の拡散水素量は,50MW蒸気発生器試験施設における水リーク検出システム評価試験の第1報で得られた値より低い値であった。3)当施設の2次系ナトリウムのバックグランド水素濃度が十分低いことを確認した。4)「もんじゅ」プラントの2次系ナトリウムのバックグランド水素濃度を評価し169ppbより低くなる見通しを得た。

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