検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 88 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

論文

Temporal variability of $$^{137}$$Cs concentrations in coastal sediments off Fukushima

鈴木 翔太郎*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 松本 陽*; 守岡 良晃*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 帰山 秀樹*; 三浦 輝*; 津旨 大輔*; et al.

Science of the Total Environment, 831, p.154670_1 - 154670_15, 2022/07

The monthly monitoring data (total 3647 samples) between May. 2011 and Mar. 2020 were analyzed to describe temporal variability of $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediments off Fukushima. $$^{137}$$Cs concentration of sediment had decreasing trend, but non-linear model fitting suggested that this decreasing trend showed slower. Additionally, $$^{137}$$Cs concentration were up to 4.08 times greater in shallow sampling sites (7, 10, 20 m depth) following heavy rainfall events (before five months vs. after five months), such as typhoons. These were consistent with increasing particulate $$^{137}$$Cs (P-$$^{137}$$Cs) fluxes from river and increasing dissolved $$^{137}$$Cs (D-$$^{137}$$Cs) concentration in seawater. Finally, the numerical experiment was conducted and revealed that riverine $$^{137}$$Cs input could preserve $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediment. These results indicate that riverine $$^{137}$$Cs input via heavy rainfall events is one of the main factors for preserving $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediment off Fukushima.

論文

核燃料サイクル施設の規制基準と六ヶ所再処理施設の安全対策

芳中 一行; 鈴木 将文*

技術士, (659), p.4 - 7, 2021/11

AA2021-0418.pdf:1.1MB

福島第一原子力発電所事故を契機に原子力施設の規制基準が見直された。核燃料サイクル施設に対しても自然災害への対策、重大事故への対処など多くの要求が追加された。六ヶ所再処理施設では原子燃料のリサイクルの実現を目指して、新しい基準に適合させ、安全性を向上させるために各種安全対策が進められている。

報告書

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和2年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.

JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10

JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。

論文

東海再処理施設の廃止措置におけるプロジェクトマネジメントの取り組み

田口 茂郎; 田口 克也; 牧野 理沙; 山中 淳至; 鈴木 一之; 高野 雅人; 越野 克彦; 石田 倫彦; 中野 貴文; 山口 俊哉

日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.499 - 502, 2021/07

東海再処理施設は2018年に廃止措置段階に移行した。廃止措置を着実に進めるため、東海再処理施設はプロジェクトマネジメント機能の強化に取り組んでいる。本稿では、将来の本格的な廃止措置への移行に向けて、東海再処理施設が現在取り組んでいる、プロジェクト管理ツールの活用検討及び機器解体計画の具体化方法について報告する。

論文

原子力事業を取り巻く廃棄物問題について考える

鈴木 将文*; 芳中 一行

技術士, (648), p.12 - 15, 2020/12

AA2020-0333.pdf:0.97MB

原子力施設に係る廃棄物問題等を考えるCPD行事として、原子力発電所から発生する放射性廃棄物、福島第一原子力発電所事故を起因として発生した特定廃棄物に関連する施設を、2019年秋、2020年春の2回に分けて見学した。見学を通じて、事故時の放射性物質による環境影響、安全確保を大前提とした原子力施設の管理の重要性、課題解決に向け共通理解の下での議論の必要性を感じ、改めて考えさせられた。

論文

How different is the core of $$^{25}$$F from $$^{24}$$O$$_{g.s.}$$ ?

Tang, T. L.*; 上坂 友洋*; 川瀬 頌一郎; Beaumel, D.*; 堂園 昌伯*; 藤井 俊彦*; 福田 直樹*; 福永 拓*; Galindo-Uribarri, A.*; Hwang, S. H.*; et al.

Physical Review Letters, 124(21), p.212502_1 - 212502_6, 2020/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:88.96(Physics, Multidisciplinary)

中性子過剰核$$^{25}$$Fの構造が($$p,2p$$)反応で調査した。$$pi 0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子は1.0$$pm$$0.3と大きいが、一方で残留核である$$^{24}$$Oが基底状態である割合は約35%,励起状態は約0.65%であることが明らかになった。この結果は、$$^{25}$$Fのコア核$$^{24}$$Oは基底状態とは大きく異なり、$$^{24}$$Oの$$0d_{5/2}$$軌道に陽子がひとつ加わることで$$^{24}$$Oと$$^{25}$$Fの中性子軌道が相当に変化していると推測される。これは酸素同位体ドリップライン異常のメカニズムである可能性がある。

論文

Shell structure of the neutron-rich isotopes $$^{69,71,73}$$Co

Lokotko, T.*; Leblond, S.*; Lee, J.*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Poves, A.*; Nowacki, F.*; 緒方 一介*; 吉田 数貴; Authelet, G.*; et al.

Physical Review C, 101(3), p.034314_1 - 034314_7, 2020/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:79.36(Physics, Nuclear)

中性子過剰核である$$^{69,71,73}$$Coに対する($$p,2p$$)ノックアウト反応が理化学研究所RIBFで測定された。$$gamma-gamma$$ coincidenceの方法で準位構造が決定され、測定された包括的断面積および排他的断面積から暫定的ではあるがスピン・パリティが決定された。殻模型計算との比較により、$$^{69,71,73}$$Coの低励起状態には球形核と変形核が共存することが示唆された。

論文

Nuclear structure of $$^{76}$$Ni from the ($$p$$,$$2p$$) reaction

Elekes, Z.*; Kripk$'o$, $'A$*; Sohler, D.*; Sieja, K.*; 緒方 一介*; 吉田 数貴; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Authelet, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Physical Review C, 99(1), p.014312_1 - 014312_7, 2019/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:80.58(Physics, Nuclear)

($$p$$,$$2p$$)反応による$$^{76}$$Niの核構造の探索実験を行った。Lenzi, Nowacki, Poves, Sieja相互作用を用いた殻模型計算では実験結果を説明しうる陽子空孔状態が得られており、理論的な断面積計算は実験値とよい一致を与えた。実験で得られたすべての状態を理論的に一意に決定することはできなかったが、過去の実験結果と同様にNi同位体でのZ = 28の大きなshell gapを示す結果が得られた。

論文

Security by facility design for sabotage protection

鈴木 美寿; 出町 和之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.559 - 567, 2018/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:33.17(Nuclear Science & Technology)

原子力発電所におけるサボタージュ防護の為の施設設計について調べ、サボタージュリスク低減に向けた被害対応を目的とした設計変更の効果について、枢要区域特定手法を用いて示した。全電源喪失に繋がる外部電源喪失事象を、その後の評価の為に、典型的なサボタージュシナリオであると仮定した。本研究では、ターゲットセット(枢要区域)の脆弱性を、その物への接近性、その物の物理的な分布性、及び(施設者の被害対応に対する)敵対者の妨害の積で表されると仮定した。敵対者が制圧されるまでに、敵対者からの妨害がある場合は、被害対応の為に予め組み込まれた対応策は非常に重要である。核物質防護システムだけでなく、構造・設備・機器に対する施設設計が、効果的で効率的なサボタージュ防護の為に重要や役割を担うことが確認された。原子力発電所について、非効率で無駄な手戻り作業を避ける為に、安全とセキュリティとのインターフェースを考慮しつつ、原子力発電所建設の初期の段階で、セキュリティの為の施設設計アプローチを採用することが重要である。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.81(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Engineering design of contact-type liquid level sensor for measuring thickness validation of liquid lithium jet in IFMIF/EVEDA lithium test loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 鈴木 幸子*; 帆足 英二*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 中村 和幸; 松下 出*; et al.

Fusion Science and Technology, 62(1), p.258 - 264, 2012/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:36.4(Nuclear Science & Technology)

本論文は、核融合炉候補材料の中性子照射試験施設である国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発にかかわるものである。現在幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)は、Liターゲットの安定性評価等に供する。ELTLにおいて、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を開発した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。開発の要点は、10$$^{-3}$$Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできるモータと摩擦を低減したボールねじを選定し、強固な構造を適用することとした。以上の結果、所定の性能を満たす設計を完了した。

論文

IFMIF/EVEDA lithium test loop; Design and fabrication technology of target assembly as a key component

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.

Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12

 被引用回数:36 パーセンタイル:84.88(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D$$^{+}$$Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。

論文

Characterization of the dissolver sludge of MOX spent fuel at the Tokai Reprocessing Plant

鈴木 一之; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 諏訪 登志雄; 田中 康介; 田中 志好

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

使用済燃料の溶解工程では、白金族等のFP,燃料被覆管せん断片,溶解液からの再沈殿物などによる不溶性の残渣(以後、「スラッジ」という)が生じ、配管閉塞等の問題を引き起こす原因となる。軽水炉燃料の高燃焼度化及びMOX燃料の利用に伴いFP発生量は増加することから、スラッジの特性把握は円滑な再処理運転を行ううえで重要である。東海再処理工場(TRP)では工学規模でスラッジ性状の調査に取り組んでおり、本報告では、溶解槽から採取したATR-MOX燃料(ATR:Advanced Thermal Reactor Pu富化度約2%)に由来するスラッジとATR-UO$$_{2}$$燃料に由来するスラッジの性状の相違についての調査結果を報告する。本調査では、スラッジ溶融後のICP-AESによる組成分析及びスラッジのXRDによる結晶構造解析等を実施し、主要成分がモリブデン酸ジルコニウムであることと、元素の含有率等がUO$$_{2}$$燃料と相違のないことを確認した。また、より詳細なスラッジ性状の把握のために、EPMAによるPu等の微量元素の分布状態を確認した。TRPでは今後のより一層の高燃焼度化及びMOX利用に向けて、工学規模でスラッジ性状の調査を進める計画である。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:65.84(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Design of purification loop and traps for the IFMIF/EVEDA Li test loop; Design of cold trap

近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 八木 重郎*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 松下 出*; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2437 - 2441, 2011/10

 被引用回数:19 パーセンタイル:82.51(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が2007年より実施されている。リチウムターゲット施設に関しては、日本側が100%に近い寄与により、約1/3スケールで実機を模擬したIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)に関する詳細設計を完了させ、その建設を進めている所である。このリチウム試験ループでは、おもに、IFMIFの工学設計に必要とされるリチウムの自由表面流の流動とリチウム中の不純物除去に関する実証試験を行う計画である。本報告では、IFMIF/EVEDAリチウム試験ループの純化系ループと純化トラップに焦点をあて、それらの設計について議論した。

論文

詳細二相流解析コードTPFITの水噴流に対する検証,2; 高流量に対する境界条件の検討

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之; 生田 隆平*; 小泉 安郎*

第16回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.103 - 106, 2011/06

燃料集合体における沸騰限界発生の要因は幾つかあるが、伝熱面表面のドライパッチ形成は最も重要な要因の一つである。これを数値解析する場合、自由界面に対する予測精度向上が求められる。そこで本研究では原子力機構で開発している詳細二相流解析コードTPFITのドライパッチ形成過程に対する適用性評価の第一段階として、静止大気中の準定常的な水噴流崩壊現象を対象とし、検証データベースを取得するとともにTPFITの検証を行っている。本報では、高流量域に対する計算を安定かつ高精度で実施するため境界条件の検討を行った。その結果、ソンマーフェルト放射境界条件と流出条件を組合せることで、水噴流に対して安定な計算が行えることを確認した。

論文

Assessment of applicability of two-fluid model code ACE-3D to heat transfer test of supercritical water flowing in an annular channel

中塚 亨; 江里 幸一郎; 三澤 丈治; 関 洋治; 吉田 啓之; 大楽 正幸; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 高瀬 和之

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(12), p.1118 - 1123, 2010/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:11(Nuclear Science & Technology)

超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。

論文

Numerical analysis of windowless target in accelerator driven system by use of TPFIT

吉田 啓之; 鈴木 貴行*; 高瀬 和之

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

A windowless target is currently developed within EUROTRANS. The target couples an Accelerator Driven Systems (ADS) to a subcritical reactor core. In the windowless target, heavy liquid metal is flowing downwards through a concentric feeder surrounding the beam tube and forms a conical free surface. Then, to design the windowless target, a numerical simulation method for this free surface is required. In this paper, as a first step of development of the numerical simulation method for free surface in the windowless target, the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed in JAEA is applied to steam-water experiments that modeled the windowless target. In the results, TPFIT could simulate complicated two-phase flow structure in the windowless target. In addition, recirculation at the center of the free surface was reproduced very well by the present numerical simulation.

88 件中 1件目~20件目を表示