検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1

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

Criticality characteristics of MCCI products possibly produced in reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; サンプル試験及び破壊試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 芳賀 広行; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 高田 清志*; 東村 圭祐*; 藤井 淳一*; 鵜飼 隆由*; et al.

JAEA-Technology 2012-032, 29 Pages, 2012/11

JAEA-Technology-2012-032.pdf:6.57MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、動作不能箇所の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、組立に起因する強度低下及び熱サイクルによる強度低下試験並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にてWRMの破壊試験を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及び破壊試験結果をまとめたものである。

報告書

連続エネルギモンテカルロコードMVP及びMCNPを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT3.1

須山 賢也; 望月 弘樹*; 高田 友幸*; 龍福 進*; 奥野 浩; 村崎 穣; 大久保 清志

JAEA-Data/Code 2009-002, 124 Pages, 2009/05

JAEA-Data-Code-2009-002.pdf:14.09MB

統合化燃焼計算コードシステムSWATは 我が国で広く利用される核計算コードSRACと、一点炉燃焼計算コードORIGEN2を組合せたシステムであり、使用済燃料中のウラン,プルトニウム,マイナーアクチニド,核分裂生成物の組成を評価するために利用されてきた。任意の幾何形状の燃料の燃焼を取り扱うことができ、実効断面積の作成にさまざまな近似を行う必要がない連続エネルギモンテカルロコードを燃焼計算に使用することには大きな利点がある。従来のSWATシステムの基本構想に基づいて、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と我が国で広く利用されている連続エネルギモンテカルロコードMVPとMCNPを組合せた統合化燃焼計算コードシステムSWAT3.1を開発した。本レポートはSWAT3.1の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

論文

Microdosimetric study for secondary neutrons in phantom produced by a 290 MeV/nucleon carbon beam

遠藤 暁*; 田中 憲一*; 高田 真志*; 鬼塚 昌彦*; 宮原 信幸*; 佐藤 達彦; 石川 正義*; 前田 直子*; 早渕 直文*; 静間 清*; et al.

Medical Physics, 34(9), p.3571 - 3578, 2007/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:27.75(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

重粒子線治療における線量評価において、荷電粒子による被ばく線量は精度よく測定されているが、2次中性子による被ばく線量を測定した例はほとんどない。したがって、本研究では、290MeV/nの炭素ビームをアクリルファントムに照射したときの2次中性子線量分布をTEPCを用いて測定した。その結果、重粒子線治療における中性子被ばく線量の寄与はそれほど大きくないことがわかった。また、測定値を粒子輸送計算コードPHITSによるシミュレーション結果と比較したところ、比較的よい一致が得られた。

論文

比較的規模の大きな地下活断層の特徴とその調査手法の検討

木下 博久; 野原 壯; 中田 高*; 池田 安隆*; 伊藤 潔*; 大槻 憲四郎*; 鷺谷 威*; 高田 圭太*; 遠田 晋次*

活断層研究, (25), p.27 - 37, 2005/06

活断層のうち比較的規模の大きい地震を発生させるが顕著な地表地震断層を伴わないものを新たに「地下活断層」と呼び、2000年鳥取県西部地震を事例にそれらの分布の特徴と調査手法を検討した。数値解析に基づく地形地質調査の結果、地下活断層の存在の可能性やその方向,活動履歴などの推定根拠となりうると考えられる地形地質学的特徴が抽出された。

論文

TIARA静電加速器施設の現状

大越 清紀; 高田 功; 水橋 清; 宇野 定則; 千葉 敦也; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 田島 訓

第16回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.36 - 39, 2004/02

TIARA静電加速器施設の3台の加速器の平成14年度における運転時間は、3MVタンデム加速器,3MVシングルエンド加速器及び400kVイオン注入装置について、それぞれ2,066時間,2,475時間及び1,839時間であり、トリプル照射等の複合利用,マイクロビーム照射等の放射線高度利用研究に使用された。タンデム加速器では加速電圧の安定性向上のため、ペレットチェーンモータ回路にインバータを取付ける等の対策を行った。また、イオン注入装置ではフラーレンイオン(C60)の生成・加速試験を行い、350keVで約2$$mu$$A生成することに成功した。本研究会では、各加速器の平成14年度における運転,整備及び利用状況について報告する。

論文

TIARA静電加速器施設の現状

水橋 清; 宇野 定則; 大越 清紀; 千葉 敦也; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 神谷 富裕; 高田 功; 田島 訓

第15回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.33 - 35, 2003/03

TIARA静電加速器施設の3台の加速器の平成13年度における運転時間は、3MVタンデム加速器,3MVシングルエンド加速器,400kVイオン注入装置について、それぞれ2036時間,2419時間,1859時間であり、トリプル照射等の複合照射利用,マイクロビーム照射等の放射線高度利用研究に使用された。なお、今期、タンデム加速器に既設のイオン源に加え重イオン源が1台増設された。研究会では、各加速器の平成13年度における、運転,整備の状況等について報告する。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.45(Materials Science, Multidisciplinary)

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

論文

Economic scale of utilization of radiation, 3; Medicine: Comparison between Japan and the U. S. A.

井上 登美夫*; 早川 和重*; 塩足 春隆*; 高田 栄一*; 取越 正己*; 永澤 清*; 萩原 一男*; 柳澤 和章

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1114 - 1119, 2002/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.46(Nuclear Science & Technology)

本件は、平成11年度及び平成12年度に調査した「我が国の放射線利用経済規模」、「我が国と米国の放射線利用経済規模」に関連して、医学・医療利用についての報告である。調査の結果は次のとおりである。(1)米国医療費132兆円の89%を占める個人医療費117兆円に対し我が国の国民医療費29兆円である。両者には4倍の差異がある。(2)放射線利用項目のうち経済規模が大きい順に並べると、(a)画像診断(X線,CT,核医学),(b)医療機器,(c)造影剤,(d)放射線医薬品,(e)前立腺がん(粒子線治療を含む),(f)RI,(g)EDGPET等の順となる。(3)日米の放射線利用経済規模は、米国5.9兆円に対して日本は1.4兆円である。両者で約4倍の差異がある。医療費総額に対する割合は、米国5.9/117$$times$$100=5%、我が国は1.4/29$$times$$100=4.8%となる。即ち、医学・医療における放射線利用率は日米ほとんど変わらず約5%となっている。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

論文

TIARA静電加速器施設の現状

高田 功; 水橋 清; 宇野 定則; 大越 清紀; 中嶋 佳則; 千葉 敦也; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 神谷 富裕; et al.

JAERI-Conf 2000-019, p.46 - 49, 2001/02

TIARA静電加速器施設の現状と題して、平成11年度における3台の静電加速器の運転時間、利用の形態及び整備状況等について報告する。また、現在各加速器が抱えている問題点等についても言及する。さらに、3台の加速器の設置以来の運転時間が10000時間に到達したこともあり、この間に実施した主要機器の交換、改造、改良等を紹介するとともに今後の更新計画等も併せ報告する。

論文

TIARA加速器施設の現状

田島 訓; 高田 功; 水橋 清; 宇野 定則; 大越 清紀; 中嶋 佳則; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 神谷 富裕

第12回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.26 - 29, 1999/00

平成10年度TIARAの各加速器は宇宙用半導体の耐放射線性試験、バイオ技術研究,複合照射による核融合炉材料の研究,マイクロビームによるPIXE分析などを中心とした放射線高度利用に使用された。静電加速器では計画的な加速管交換を進めており、積算運転時間がほぼ1万時間に達した10年度に各加速器の加速管を交換した。報告では、各加速器の運転整備状況を中心とした現状について述べる。

論文

TIARA静電加速器施設の現状

田島 訓; 高田 功; 水橋 清; 宇野 定則; 大越 清紀; 中嶋 佳則; 齋藤 勇一; 石井 保行; 神谷 富裕; 酒井 卓郎

第11回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.37 - 40, 1998/07

TIARA静電加速器の平成9年度における運転時間は、3MVタンデム加速器、3MVシングルエンド加速器及び400kVイオン注入装置について、それぞれ1857時間、2144時間そして1863時間であり、複合ビーム利用を含む放射線高度利用に使用された。タンデム加速器では低エネルギー側の加速管3MW分を交換するとともに入射ラインを含むビーム軸の再アライメントを実施した。また、シングルエンド加速器では放電により劣化した電圧測定抵抗を交換した。本報告では各加速器の運転・整備及び利用状況について述べる。

報告書

HENDELによるHTTR熱利用系炉外実証試験の検討

日野 竜太郎; 鈴木 邦彦; 羽賀 勝洋; 根小屋 真一; 深谷 清; 清水 三郎; 小貫 薫; 高田 昌二; 茂木 春義; 数土 幸夫

JAERI-Review 95-016, 115 Pages, 1995/10

JAERI-Review-95-016.pdf:3.5MB

HTTRの目的の一つは高温核熱利用の有効性を実証することである。HTTRに熱利用系を接続するのに先立ち、熱利用系及び構成機器の性能、熱利用系と原子炉システムとの整合性、安全性能などを検証する必要がある。そこで、HENDELを用いた炉外実証試験を提案し、これまで熱利用系の候補として挙げられてきた水素/メタノール製造システム(水蒸気改質システム)、熱化学法及び高温水蒸気電解法による水素製造システム、ガスタービン発電等について、R&Dの現状、技術的問題点、システムの概要などについて検討を行った。本報告はその検討結果を示すものであり、水蒸気改質システムは他のシステムより容易に設計・製作が可能であるため、HENDELに早期に設置し、炉外実証試験を通して、システム特性の把握、運転制御法の確立等を行うとともに、将来の核熱利用系に対して汎用性のある高温隔離弁、受動的冷却型蒸気発生器などの各種安全機器・技術を検証・高度化することができることを示した。

論文

原研高崎イオン複合照射施設の現状

田島 訓; 高田 功; 水橋 清; 齋藤 勇一; 宇野 定則; 大越 清紀; 石井 保行; 中嶋 佳則

第8回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.10 - 14, 1995/07

TIARAの3台の静電加速器を同時に使用するトリプル照射、タンデム・イオン注入装置またはシングルエンド・イオン注入装置を使用するデュアル照射やシングルエンド加速器による電子照射、イオン注入装置のビームを使ったイオン導入型電子顕微鏡によるその場観察などTIARA施設の特徴を生かした研究利用が本格化してきた。本報告では各加速器の平成6年度における運転・利用状況及び各加速器で発生したトラビルの状況について述べる。

口頭

破損した燃焼燃料の臨界安全評価; 構造材の影響

大久保 清志; 須山 賢也; 鹿島 陽夫; 外池 幸太郎; 高田 友幸*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の廃炉において破損燃料を取出す際には、臨界安全評価が必要である。2012年春の学会発表では破損燃料中の含水率の変動が中性子増倍率に大きな影響を与えることを示した。今回は破損燃料に混入していると予想される各種構造材(ジルカロイ2,鉄,コンクリート)の中性子増倍率に与える影響を示す。前回は含水率をパラメータとして臨界計算を行ったが、本発表では水が構造材に置き換わっていく際の中性子増倍率の変化を評価した。破損燃料中の水を鉄に置き換えた場合、最も無限増倍率が減少する。ジルカロイ2は鉄に比べ吸収断面積が小さいので減少度合いは鉄に比べ緩やかであるが、置き換える体積割合が100%になると鉄の場合とほぼ一致する。コンクリートの場合、増倍率の減少は鉄・ジルカロイ2に比べはるかに小さい。これはコンクリートに含まれる水素の減速効果によるものであり、コンクリートが混合した燃料の取り扱いには注意が必要である。また、構造材を反射体とした場合の効果についても評価を行った。

口頭

MCCI生成物の臨界量評価

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所では大規模な炉心損傷・溶融の結果、溶融炉心が格納容器のコンクリート床まで落下し、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を起こした可能性がある。MCCI生成物は、臨界となる可能性が既に指摘されており、臨界安全管理が必要である。本報告では管理に用いる基礎データとして、残留$$^{235}$$U濃縮度、ウラン・コンクリート混合比、水分含有量を変化させてMCCI生成物の臨界量を系統的に評価した結果を報告する。14GWD/t燃焼したBWR集合体の平均組成に基づく臨界量も示す。

17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1