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報告書

MA回収プロセスにおける物質移動係数評価試験; 単一液滴法を用いた評価

坂本 淳志; 木部 智*; 川野邊 一則*; 藤咲 和彦*; 佐野 雄一; 竹内 正行; 鈴木 英哉*; 津幡 靖宏; 伴 康俊; 松村 達郎

JAEA-Research 2021-003, 30 Pages, 2021/06

JAEA-Research-2021-003.pdf:1.81MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、使用済核燃料溶解液中からマイナーアクチノイド(以下、「MA」という)を回収するプロセスの一つとして、SELECTプロセスの適用が検討されている。SELECTプロセスでは従来から用いられてきたリン(P)系の抽出剤ではなく、炭素(C),水素(H),酸素(O),窒素(N)といった非リン系のみで構成される新たな抽出剤を開発し、その適用検討を進めているところである。その中でMA・ランタノイド(以下、「Ln」という)を一括回収するための抽出剤として$$N,N,N',N'$$-tetradodecyldiglycolamide(テトラドデシルジグリコールアミド(以下、「TDdDGA」という))、MA/Lnを相互分離するための抽出剤として$$N,N,N',N',N",N"$$-hexaoctylnitrilotriacetamide(ヘキサオクチルNTAアミド(以下、「HONTA」という))、Am/Cmを相互分離するための抽出剤としてAlkyl diamide amine(アルキルジアミドアミン(ADAAM))を用いたフローシートの構築を進めている。本試験では、SELECTプロセスにおいてラフィネート中からMA及びLnを回収するためのTDdDGA及びHONTAを対象に、フローシートを構築する上で必要となる物質移動係数の取得を単一液滴法により進めた。単一液滴法により物質移動係数を評価するに当たっては、あらかじめ装置の形状変更等の改良を重ねた上で試験的な評価を実施し、既報値と同様な物質移動係数値が得られることを確認した。また、取得したTDdDGAの物質移動係数を用いることで、これまでにmixer-settlers(ミキサセトラ(MS))やcentrifugal contactors(遠心抽出器(CC))を用いて実施してきた連続多段試験結果の妥当性についても評価することがdできた。さらに、HONTAに関しても評価を行い、10$$^{-6}$$m/s以下の低い物質移動係数を有することが明らかとなった。

論文

高速増殖原型炉もんじゅ燃料体取出し作業の開始

古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 高木 剛彦; 浜野 知治

FAPIG, (196), p.8 - 15, 2020/01

高速増殖原型炉もんじゅは、既に(2017年6月より)廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年: 2022年末まで)がスタートしている。その中で、最初の燃料体の取扱いとして、2018年8月$$sim$$2019年1月に1回目の「燃料体の処理」運転(計86体)を実施した。富士電機は、「燃料体の処理」運転において、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して期間を通して技術員を派遣するなどの技術支援を実施し、各種不具合を経験しながらも運転完遂に貢献した。本稿では、この1回目の「燃料体の処理」運転の実施内容及び不具合状況の概要を紹介する。なお、本稿は、FAPIG No194「高速増殖原型炉もんじゅ 廃止措置と燃料体取出し作業に向けて」の続編であり、そちらも参照されたい。

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

高速増殖原型炉もんじゅ廃止措置と燃料体取出し作業に向けて

古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 浜野 知治; 高木 剛彦

FAPIG, (194), p.6 - 11, 2018/02

高速増殖原型炉もんじゅは、2016年12月21日の原子力関係閣僚会議において、廃止措置が決定した。その後、2017年6月13日に「廃止措置に関する基本的な計画」が文科相へ提出され、廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年)がスタートした。富士電機は、燃料体取出し作業の安全な作業遂行に向けて、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して各種準備を進めているところである。本稿では、燃料体取出し作業に向けた、点検等の準備状況の概要を紹介する。

論文

Development of a robot simulation system for remotely operated robots for operator proficiency training and robot performance verification

川端 邦明; 鈴木 健太; 磯和 充*; 堀内 一憲; 伊藤 倫太郎

Proceedings of 14th International Conference on Ubiquitous Robots and Ambient Intelligence (URAI 2017) (USB Flash Drive), p.561 - 564, 2017/06

本論文では、遠隔操作ロボットのためのシミュレーションシステムの開発について報告する。開発中のシステムは、操作習熟度訓練およびロボット等の性能試験のために用いることを目的としたものであり、特に福島第一原子力発電所の廃炉に貢献するものである。シミュレータには産総研の開発したChoreonoidをベースにし、視覚的なノイズや通信障害などの機能を設計開発して実装している。また、水中ロボットのシミュレーションについても実装している。開発システムの現状について報告を行う。

報告書

平成26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)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2015-030, 115 Pages, 2015/12

JAEA-Review-2015-030.pdf:25.28MB

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26年4月1日から平成27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。

報告書

平成25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)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.

JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB

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25年4月1日から平成26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。

報告書

「原子力平和利用と核不拡散・核セキュリティに係る国際フォーラム; 東電福島第一原子力発電所事故を踏まえた、今後の核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散・核セキュリティの確保」フォーラム報告書

山村 司; 須田 一則; 富川 裕文; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 持地 敏郎

JAEA-Review 2014-011, 74 Pages, 2014/03

JAEA-Review-2014-011.pdf:6.18MB

日本原子力研究開発機構は、2013年12月3日,4日に、「原子力平和利用と核不拡散・核セキュリティに係る国際フォーラム; 東電福島第一原子力発電所事故を踏まえた、今後の核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散・核セキュリティの確保」を開催した。フォーラムでは、日本,米国,仏国の政府及び国際原子力機関(IAEA)からの出席者が、それぞれの国や所属機関等における原子力平和利用と核不拡散に係る取組み等について講演した。また、パネル討論では、「東電福島第一原子力発電所事故を踏まえた、核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散・核セキュリティ方策」及び「核燃料サイクルのオプションに係る核不拡散確保のための保障措置や技術的措置の役割」という2つのテーマで議論が行われた。前者では、核燃料サイクルの2つのオプションの核不拡散・核セキュリティ上の課題について、後者では保障措置やプルトニウム燃焼技術等の核拡散抵抗性技術が核燃料サイクルのバックエンドにおける核不拡散・核セキュリティ確保に果たすべき役割について議論した。本報告書は、同フォーラムの基調講演の要旨、パネル討論の概要及びパネル討論で使用された発表資料を収録したものである。

報告書

平成24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)

住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB

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24年4月1日から平成25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。

報告書

「原子力平和利用と核セキュリティに係る国際フォーラム; 福島原子力事故の教訓をソウル核セキュリティサミットでの議論につなげるために」結果報告

田崎 真樹子; 須田 一則; 鈴木 美寿; 久野 祐輔; 持地 敏郎

JAEA-Review 2012-021, 83 Pages, 2012/06

JAEA-Review-2012-021.pdf:8.17MB

日本原子力研究開発機構は、2011年12月8日、9日に、東京電力福島第一原子力発電所の事故を契機に米国等から示された原子力発電所の核テロに対する核セキュリティ強化方策と、継続的で健全な原子力の平和利用の発展を実現する観点から、原子力安全と核セキュリティ対策の総合的アプローチ等について議論し、2012年3月の韓国ソウルにおける核セキュリティサミットに向けたメッセージを発することを目指して、東京大学グローバルCOE及び日本国際問題研究所と共催で、「原子力平和利用と核セキュリティに係る国際フォーラム; 福島原子力事故の教訓をソウル核セキュリティサミットでの議論につなげるために」を開催した。本報告書は、同フォーラムの基調講演及び特別講演の要旨、パネル討論の概要及びパネル討論で使用された発表資料を収録したものである。

論文

JAEA's actions and contributions to the strengthening of nuclear non-proliferation

須田 一則; 鈴木 美寿; 持地 敏郎

AIP Conference Proceedings 1448, p.16 - 21, 2012/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.11

日本は、非核兵器国として核燃料サイクルを確立し、次世代高速炉システムの開発を2050年の運転開始に向けて進めている。日本原子力研究開発機構は、日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構の統合により、日本で包括的に原子力の研究開発を実施する独立行政機関として設置された。機構はこれまで、原子力に関する技術開発,関連施設の運営にかかわる広範な経験を有するとともに、原子力の平和利用を確保するため、保障措置技術の開発及び適用を実施してきた。また機構は、さまざまな燃料サイクル施設や大量の核物質を取り扱う事業者として、核不拡散の強化に向けて国際的な貢献を果たしてきた。本論文では、機構の核不拡散技術開発,施設の遠隔監視,環境サンプリングにおける分析手法を含む保障措置技術開発に考察するとともに、2010年4月にワシントンDCにて開催された核セキュリティサミットとその後の貢献について述べる。

論文

グリーンハウス方式によるグローブボックス解体撤去工法の改良

綿引 政俊; 赤井 昌紀; 中井 宏二; 家村 圭輔; 吉野 正則*; 平野 宏志*; 北村 哲浩; 鈴木 一敬

日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.101 - 109, 2012/02

プルトニウムの燃料設計技術開発や製造技術開発に用いられたグローブボックス等の設備を更新等のため解体撤去する場合には、設備をビニール状のシートで構成したグリーンハウスで覆い、その中で空気供給式防護具を装着した作業者が解体工具を用いて解体することになる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、これまでさまざまなGBの解体撤去作業を実施してきており、その過程で多くの知見を蓄積してきた。そしてこれらの実績等から、以降にGB等を解体実施する際には、それまでの課題を摘出し、解体撤去作業時の安全対策等の改良、改善を常に行ってきた。本技術資料では、グリーンハウス方式によるグローブボックス解体撤去工法について取り組んできた改良、改善について報告する。

論文

プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置について

家村 圭輔; 中井 宏二; 綿引 政俊; 北村 哲浩; 鈴木 一敬; 青木 義一

デコミッショニング技報, (43), p.2 - 9, 2011/03

プルトニウム燃料第二開発室は、燃料製造施設としての役割を終了し、初期の目的を達成した。現在は、施設を廃止措置していくため、燃料製造等で発生したスクラップなどの施設内に残っている残存核燃料物質を有効活用するための処理作業等を進めている。一方、当該施設は高経年化により、建屋付帯設備や燃料製造工程設備グローブボックスの老朽化が進行しており、施設の保安レベルを維持させるため順次撤去可能な設備から撤去を行う必要がある。この際、解体廃棄物は廃棄体化処理施設が整備されるまで、施設内に保管廃棄し、その後払い出し、施設内に汚染がないことを確認して、最終的に建屋を解体する予定である。

論文

A Consideration on proliferation resistance of a FBR fuel cycle system

井上 尚子; 鍛治 直也; 須田 一則; 川久保 陽子; 鈴木 美寿; 小山 智造; 久野 祐輔; 千崎 雅生

Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2010/07

FBR cycle concept has been selected as a promising option for the purpose of the efficient utilization of uranium resources. The innovative technologies and the concern of nuclear proliferation call the needs of the development of advanced safeguards and material accountancy technologies and of the proliferation resistance evaluation methodology that can evaluate as a whole system. In this context, the integrated studies are essential between the system designers and proliferation resistance experts including safeguards. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started this study for Japanese future nuclear energy system. This is not concluded, however, this joint step-by-step activity provided many benefits and variable findings. This paper describes this activity and its status, and an example of their discussions.

報告書

イメージングプレートによるプルトニウム試料の画像解析法の開発; MOX燃料製造施設のプルトニウム試料の測定

高崎 浩司; 佐川 直貴; 黒澤 重行*; 塩谷 聡; 鈴木 一教; 堀越 義紀; 水庭 春美

JAEA-Technology 2008-028, 73 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-028.pdf:5.88MB

近年、イメージングプレートが開発され、各種の放射能測定への応用が研究されている。日本原子力研究開発機構においても先行工学基礎研究でイメージングプレートによるPu分析が実施され、Puの検出及びラドン子孫核種弁別の有効性が示された。本研究は、これらの研究成果をもとにイメージングプレートの放射線管理現場への適用として、Puの放射能評価,ラドン子孫核種とPuの弁別,Pu粒子の空気力学的放射能中央径の簡便な評価等の実用化を目的とするものである。従来のポラロイドフィルムによるオートラジオグラフィでは目視によるPuの汚染状態の把握のみであるが、イメージングプレートでは位置ごとの放射線に比例した数値データが得られ、目視では不可能なレベルの検出及びPu粒子の放射能評価が可能となる。今回の研究の結果、イメージングプレートは従来オートラジオグラフィと同様に$$alpha$$線に適用可能であるとともに、$$beta$$$$gamma$$線にも適用可能であった。また、Pu粒子の測定では、Image J(汎用画像解析ソフト)の解析機能は非常に有効であった。$$alpha$$スペクトルによる感度の影響が見られたものの、Puの放射能の評価が可能であった。

報告書

地層処分における微生物影響評価に関する研究,2(共同研究)

栃木 善克; 吉川 英樹; 青木 和弘; 油井 三和; 浅野 貴博*; 本條 秀子*; 萩沼 真之*; 川上 泰*; 鈴木 和則*

JAEA-Research 2008-025, 55 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-025.pdf:8.55MB

本報告では、(独)日本原子力研究開発機構及び(財)産業創造研究所による共同研究「地層処分における微生物影響評価に関する研究」の平成18年度における成果をまとめた。同研究は、地層処分場のバリア性能に及ぼす微生物活動の影響評価技術を高度化し、処分技術の信頼性向上に資することを目的として実施した。数値解析コード(MINT)による解析に供することを目的として、幌延深地層研究センターの調査フィールドに設けた地下水化学・微生物影響評価目的の観測井から地下水・岩石試料を採取し、地下水組成・微生物量の安定性を評価するための解析を実施した。解析の結果、地下水化学・微生物量への影響は比較的低いことを示唆する結果が得られた。特に、溶存メタン・メタン生成菌・硫酸還元菌(SRB)及び硫酸イオンにその傾向が見られることから、評価対象の掘削井は浅い環境にもかかわらず、微生物共存によって低い酸化還元電位の環境が安定であることを示唆するものである。

論文

原子炉付属建家管理区域における照射済集合体の洗浄廃液の漏えい

大原 紀和; 鈴木 寿章; 礒崎 和則

UTNL-R-0466, p.6_1 - 6_11, 2008/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年4月26日、同施設の原子炉付属建家の管理区域において、放射性物質を含む水の漏えいが発生した。調査の結果、原子炉内で照射した集合体を洗浄するナトリウム洗浄装置の循環ポンプのメカニカルシールが開放され、洗浄廃液が漏えいし、これが床コンクリートひび割れ部を浸透して下階に至ったことがわかった。本稿では、本事象の原因調査結果とそれに基づく再発防止策について報告する。

報告書

地層処分における微生物影響評価に関する研究,1(共同研究)

栃木 善克; 吉川 英樹; 青木 和弘; 油井 三和; 本條 秀子*; 萩沼 真之*; 川上 泰*; 鈴木 和則*

JAEA-Research 2007-010, 51 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-010.pdf:4.82MB

本報告では、日本原子力研究開発機構及び産業創造研究所による共同研究「地層処分における微生物影響評価に関する研究」の平成17年度における成果をまとめた。同研究は、地層処分場のバリア性能に及ぼす微生物活動の影響評価技術を高度化し、処分技術の信頼性向上に資することを目的として実施した。平成17年度は、幌延深地層研究センターの調査フィールドに設けた新規の観測井を利用した地下水・岩石試料採取と化学分析、並びに微生物影響を考慮した数値解析コード(MINT)を使用して既存の観測データを用いた感度解析を実施した。前者の成果として、水質・微生物代謝活性等の分析を行い、数値解析コードに反映・活用するためのデータを取得したことが挙げられる。後者では、既存の測定データを初期値として感度解析を行い、微生物影響による地下水水質の変化や、地下水水質の変動による微生物活動への影響を評価するための結果を得ることができた。

報告書

HTTR後備停止系不具合の調査報告書

濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.

JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB

日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。

論文

Development of continuous sintering equipment for MOX fuel fabrication

山田 美一; 栗田 一郎; 鈴木 一敬; 品田 健太; 加藤 光昭*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

MOX燃料加工施設であるプルトニウム燃料第三開発室のFBR燃料製造ラインにおけるグローブボックス一体型連続焼結設備について、国内技術により設計製作を行い保守性及び安全性の向上を図った。

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