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論文

Research and development on membrane IS process for hydrogen production using solar heat

Odtsetseg, M.; 岩月 仁; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 井岡 郁夫; 久保 真治; 野村 幹弘*; 八巻 徹也*; 澤田 真一*; et al.

International Journal of Hydrogen Energy, 44(35), p.19141 - 19152, 2019/07

Thermochemical hydrogen production has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. The thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process uses heat from nuclear or solar power and thus is a promising next-generation thermochemical hydrogen production method that is independent of fossil fuels and can provide energy security. This paper presents the current state of research and development of the IS process based on membrane techniques using solar energy at a medium temperature of 600$$^{circ}$$C. Membrane design strategies have the most potential for making the IS process using solar energy highly efficient and economical and are illustrated here in detail. Three aspects of membrane design proposed herein for the IS process have led to a considerable improvement of the total thermal efficiency of the process: membrane reactors, membranes, and reaction catalysts. Experimental studies in the applications of these membrane design techniques to the Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition are discussed.

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給排水システムの性能確認)

関 真和; 前川 知之; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2017-038, 52 Pages, 2018/03

JAEA-Technology-2017-038.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置(STACY更新炉)」に更新する計画を進めている。これまでのSTACYは、炉心タンクへ供給する溶液燃料の体積を調整する液位制御方式を採用していたが、STACY更新炉は、炉心タンクへ減速材の給水量を調整する水位制御方式を採用する。この水位制御について、これまでに行った基本設計の妥当性を検証するため、実機とほぼ同一構造の設備・機器を用いた給排水系モックアップ試験装置を製作した。モックアップ試験では、最大給水流量の制限、給水流量の調整、給水停止等の性能確認を行った。本書では、STACY更新炉給排水系のモックアップ試験の結果について報告する。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%の$$^{235}$$U濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。

報告書

STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for reactivity worth measurement of MCCI products

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3927 - 3936, 2016/05

MCCI生成物を含む燃料デブリの臨界安全性は福島第一原子力発電所の廃炉に関して重要な課題のひとつである。燃料デブリの臨界あるいは未臨界状態はまだわからない。なぜならその組成、位置、中性子減速条件などがまだ確認できないからである。また、燃料デブリの臨界管理に冷却水中への中性子毒物が効果的かどうかもわからない。原子力機構による解析計算のデータベースは整備中である、これは燃料デブリがとりうる組成や中性子減速条件などを幅広くカバーして、燃料デブリのサンプルや条件がわかったときに、臨界特性を評価する助けとなる。解析計算もまた不確かさを持っているがこれは原子力機構が計画しているSTACYの更新と燃料デブリの組成を模擬したサンプルによる臨界試験によって明らかにされる。この報告では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度測定のための実験炉心構成の検討について紹介する。本研究でのサンプルの計算はモデルウラン酸化物燃料($$^{235}$$Uの濃縮度は3, 4, 5重量%)とコンクリートを含む。減速不足、過減速の双方の条件での測定が可能であることが結論付けられた。また、サンプルの必要量についても見積もられた。

論文

Study on criticality control of fuel debris by Japan Atomic Energy Agency to support Nuclear Regulation Authority of Japan

外池 幸太郎; 山根 祐一; 梅田 幹; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.20 - 27, 2015/09

安全規制の観点で、福島第一原子力発電所における燃料デブリの臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界の影響を緩和するリスク管理の形態をとることになろう。原子力規制委員会・規制庁はこの課題に取組むために研究計画を策定した。日本原子力研究開発機構の安全研究センターでは、同規制委員会・規制庁の委託を受け、燃料デブリの臨界特性の解析、臨界リスク評価手法の開発、及びこれらを支援する臨界実験の準備を開始した。

報告書

STACY(定常臨界実験装置)施設の更新に係るモックアップ試験(給水停止スイッチ水面検知器の精度検証)

関 真和; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2014-047, 22 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2014-047.pdf:2.33MB

原子力機構では、溶液燃料を用いるSTACY(定常臨界実験装置)施設を「棒状燃料と軽水減速材を用いる熱中性子炉用臨界実験装置」に更新する計画を進めている。STACY更新炉の反応度制御は、現行STACYと同様に、炉心タンクへの給水量を調整する水位制御方式を採用する。この軽水(脱塩水)の水位制御における水面検知に関し、現行STACY(ウラン硝酸水溶液)で使用している電気伝導率変化検知式が使用できないため、浮力による水面検知式のフロートスイッチを採用する。STACY更新炉の安全運転のためには、その水面検知位置は、全水温範囲においても正確かつ確実に作動する必要がある。本書では、STACY更新炉の軽水使用温度範囲(常温$$sim$$70$$^{circ}$$C)におけるフロートスイッチ水面検知精度検証試験について報告する。

論文

Critical experiments for fuel debris using modified STACY

井澤 一彦; 外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 三好 慶典

JAEA-Conf 2014-003, Appendix (CD-ROM), 13 Pages, 2015/03

炉物理研究における臨界実験の重要性にもかかわらず、世界の熱体系臨界実験装置の数は減少の傾向にある。一方、軽水炉時代の長期化に伴い、高燃焼度燃料開発、使用済燃料貯蔵における燃焼度クレジットの導入、過酷事故によって生成される燃料デブリの臨界安全等、熱体系における重要な研究テーマが登場してきている。日本原子力研究開発機構はこの状況を鑑み、定常臨界実験装置STACYを更新し、熱体系臨界実験の中核的基盤施設として新たな研究ニーズに対応して行く計画である。更新後のSTACYは、最優先の任務として、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリの臨界安全研究のための臨界実験を実施する。本報告では、福島第一原子力発電所事故後の日本原子力研究開発機構の臨界安全研究方針について紹介し、STACY更新炉が燃料デブリ取り出し作業の臨界安全性を確実にするために果たすべき役割について述べる。

論文

Options of principles of fuel debris criticality control in Fukushima Daiichi reactors

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal, p.251 - 259, 2015/00

福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの性状は、観察や測定による確認に至っておらず、今なお不明である。原子炉格納容器からは漏水が続いており、燃料デブリは中性子毒物を含まない水で冷却されている。放射性Xeガスの濃度監視では再臨界の兆候は見られないが、燃料デブリの未臨界担保はできていない状況である。本発表ではこれらの状況、及び燃料デブリの基本的な臨界特性を踏まえ、今後とるべき臨界管理の方針を議論する。

論文

Revival of criticality safety research in Japan Atomic Energy Agency

外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一

Transactions of the American Nuclear Society, 110(1), p.282 - 285, 2014/06

日本原子力研究開発機構(旧日本原子力研究所)では1980年代から主に使用済燃料再処理を対象とした臨界安全研究を実施してきた。系統的な解析による基礎臨界データの算出と臨界安全ハンドブックの公刊、解析の妥当性を検証するための臨界実験の実施、及び実験結果の国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPへの提供が主な活動である。福島第一原子力発電所事故で性状不明な燃料デブリが大量に発生したと考えられ、水中での燃料デブリ取出しには再臨界のリスクを伴う。このリスクを適切に評価・回避することを目的とした新たな研究計画を策定し実施しつつある。想定される燃料デブリ性状を網羅した系統的な解析、検証実験を実施するための定常臨界実験装置STACYの更新、及び臨界リスク評価手法の開発を予定している。

論文

Major safety and operational concerns for fuel debris criticality control

外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.729 - 735, 2013/09

原子力機構では福島第一発電所事故で生じた燃料デブリの臨界管理について研究開発を行っている。既存施設の管理方針を参考に、また、燃料デブリの臨界特性に基づき、新しい臨界管理方針を定めなければならない。この方針に沿って、現状で性状が不確かな燃料デブリについて、安全かつ合理的な管理を実現しなければならない。本報告では燃料デブリと発電所の現状を概観し、臨界特性の解析結果を例示し、臨界管理方針について議論する。また、臨界管理の実現に必要な研究開発課題を提示する。

論文

Infinite multiplication factor of low-enriched UO$$_2$$-concrete system

井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11

AA2012-0375.pdf:0.63MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO$$_2$$-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。

論文

XUV-FEL spectroscopy; He two-photon ionization cross-sections

佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 石橋 和樹*; 沖野 友哉*; 山内 薫*; 足立 純一*; 柳下 明*; 矢澤 洋紀*; 神成 文彦*; 青山 誠; et al.

Europhysics News, 42(5), P. 10, 2011/09

Heガスに、XUV領域のイオン化断面積が既知である水素分子のガスを混合することによって、Heの2光子イオン化断面積の波長依存性を実験的に検証した結果について解説する。

論文

Determination of the absolute two-photon ionization cross section of He by an XUV free electron laser

佐藤 尭洋*; 岩崎 純史*; 石橋 和樹*; 沖野 友哉*; 山内 薫*; 足立 純一*; 柳下 明*; 矢澤 洋紀*; 神成 文彦*; 青山 誠; et al.

Journal of Physics B; Atomic, Molecular and Optical Physics, 44(16), p.161001_1 - 161001_5, 2011/08

 被引用回数:29 パーセンタイル:13.86(Optics)

Heガスに、XUV領域のイオン化断面積が既知である水素分子のガスを混合することによって、Heの2光子イオン化断面積の波長依存性を実験的に示した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2009年度

住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2011-004, 161 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-004.pdf:4.09MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2009年4月から2010年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2008年度

武石 稔; 住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明*; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; et al.

JAEA-Review 2009-048, 177 Pages, 2009/12

JAEA-Review-2009-048.pdf:19.3MB
JAEA-Review-2009-048(errata).pdf:0.12MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2008年4月から2009年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2007年度

武石 稔; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2008-057, 155 Pages, 2008/11

JAEA-Review-2008-057.pdf:2.15MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2007年4月から2008年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

Lattice dynamics of LaFeAsO$$_{1-x}$$F$$_x$$ and PrFeAsO$$_{1-y}$$ via inelastic X-ray scattering and first-principles calculation

福田 竜生; Baron, A. Q. R.*; 社本 真一; 石角 元志; 中村 博樹; 町田 昌彦; 内山 裕士*; 筒井 智嗣*; 伊豫 彰*; 鬼頭 聖*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 77(10), p.103715_1 - 103715_4, 2008/10

 被引用回数:39 パーセンタイル:14.25(Physics, Multidisciplinary)

X線非弾性散乱により、LaFeAsO$$_{1-x}$$F$$_x$$($$x$$=0, 0.1)及びPrFeAsO$$_{1-y}$$($$ysim$$0.1)の格子振動の測定を行った。3種類の粉末試料の測定により格子振動の状態密度が、PrFeAsO$$_{1-y}$$単結晶試料の測定により格子振動の分散関係が決定される。その結果、室温での全測定結果を矛盾なく説明するモデルは、第一原理計算の計算結果においてFe-As間のバネ定数を30%弱めることで得られることがわかった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2006年度

武石 稔; 宮河 直人; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; 加藤 千明; et al.

JAEA-Review 2007-044, 155 Pages, 2008/02

JAEA-Review-2007-044.pdf:2.58MB
JAEA-Review-2007-044(errata).pdf:0.13MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、4; 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2006年4月から2007年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

中性子線及び$$gamma$$線人体吸収線量計測技術の開発とその臨界事故影響評価への応用に関する研究(学位論文)

曽野 浩樹

JAEA-Review 2007-025, 141 Pages, 2007/06

JAEA-Review-2007-025.pdf:2.88MB

臨界事故など不測の事態において事後応急対策を迅速かつ的確に行うためには、事故状況及び放射線影響を発災後早期に評価できる新技術の導入が不可欠であった。このため、既存の評価法の迅速化及び高精度化を図る新たな方法として、組織等価線量計であるアラニン線量計及びホウ酸リチウム線量計を用いた「中性子線及び$$gamma$$線人体吸収線量計測技術」を開発するとともに、その計測技術の「臨界事故時個人線量計」及び「臨界事故状況の遡及的評価」への応用に関する研究を行った。過渡臨界実験装置TRACYを用いた実験及び解析の結果、本計測技術及びその応用技術が、臨界事故の規模や放射線影響を、応急対策の検討上実用に耐える精度で推定できることを実証した。

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