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報告書

JMTRを利用した研究成果,2; 原研から公刊された報告書

長尾 美春; 石井 忠彦; 新見 素二; 藤木 和男; 高橋 秀武

JAERI-Review 2002-031, 119 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-031.pdf:5.64MB

本報告書は、1971年の利用運転開始以来、JMTRを利用して行われた研究の成果の発表について、2001年末までに日本原子力研究所から公刊された研究成果報告書のリスト及び各報告書の要旨をまとめ、JMTRによる研究の推移を概観したものである。

論文

Current status and future prospects of JMTR Hot Laboratory

齋藤 順市; 石井 敏満; 近江 正男; 藤木 和男; 伊藤 治彦; 高橋 秀武

KAERI/GP-192/2002, p.3 - 11, 2002/00

材料試験炉部ホットラボで開発した、核融合炉材料開発に不可欠な微小試験片試験技術,IASCC研究に不可欠な低歪速度引張試験技術,軽水炉燃料の安全性研究に貢献する再計装技術及び遠隔溶接技術,照射脆化を非破壊的に評価する技術等について紹介する。また、PIE技術の情報交換,研究者の交流及びPIE施設の相互利用を図ることが、PIE技術の底上げ及び原子力研究のブレークスルーのために重要であることを提案する。

報告書

芳香族系ポリエーテル樹脂製照射キャプセルの開発

有金 賢次; 大友 昭敏; 笹島 文雄; 高橋 秀武; 瀬口 忠男; 村上 滋*

JAERI-Tech 94-004, 33 Pages, 1994/07

JAERI-Tech-94-004.pdf:1.37MB

芳香族系ポリエーテル樹脂(BEK)の原子炉照射による機械的性質の変化等を明らかにし、JRR-3M気送管で最大150時間の照射が可能な試料照射用キャプセルを開発した。JRR-3M気送管における試料の照射は、これまでポリエチレンキャプセルの使用で最大20分に制限されてきたが、BEK製キャプセルの開発により長時間の照射が可能になった。また、BEKは、ポリエチレンと同様に誘導放射能が低いことから、照射後の試料の取扱いも簡便である。本報告が、BEKの原子炉照射による特性の変化と、キャプセル開発の研究をまとめたものである。

論文

原研JRR-2炉の医療照射場の設計経験

有金 賢次; 高橋 秀武

KURRI-TR-392, 0, p.25 - 33, 1994/06

1989年12月、それまで100例以上の医療照射を実施してきた武蔵工大炉が故障のため停止したため、原研JRR-2の熱中性子柱を改造して医療照射場を設置し、これまで21回の医療照射を実施した。発表では、JRR-2医療照射設備(医療照射場、照射室、施療室)の設計、設置について述べる。また、医療照射の実施についても述べる。

報告書

医療照射における熱中性子束測定技術

横尾 健司; 鳥居 義也; 鯉淵 薫; 市村 茂樹; 大浦 博文*; 笹島 文雄; 前島 猛*; 茂垣 隆久*; 関根 勝則*; 高橋 秀武

JAERI-M 94-058, 45 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-058.pdf:1.25MB

原子炉を用いたほう素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)による脳腫瘍の医療照射を行うため、原研では、JRR-2熱中性子柱に中性子医療照射設備を整備し、1990年8月に第1例目の医療照射を実施した。以来1993年3月までに、15回の医療照射を行っている。それに伴い、患者の患部照射量を把握するうえで必要な測定装置の整備を進めてきた。整備された測定器は、全線放射化量測定のための$$beta$$-$$gamma$$同時計数装置と、熱中性子束のリアルタイム(同時)モニタリングのための同時モニタ測定装置である。これらの測定装置を用いた測定技術について報告する。

論文

Radiation resistant aromatic poly ether (BEK) and the application for irradiation capsules in a research reactor

村上 滋*; 有金 賢次; 大友 昭敏; 高橋 秀武; 瀬口 忠男

39th Int. SAMPE Symp. and Exhibition,Vol. 39 (Book 2), 0, p.2231 - 2243, 1994/00

出光興産(株)が開発中の新規耐熱性・熱可塑性樹脂BEKは、その構造から耐放射線性に優れた特長を有している。フィルム形状での耐電子線性は、減圧下において他の高性能エンジニアリングプラスチックと比較すると、BEK$$>$$カプトン$$>$$ユーピレックス-R$$>$$PEEKの順であることが判明した。さらに電子線照射時に発生するガス発生量は、極めて低レベルであることが明らかになった。これらの検討を基に、原子炉内照射に使用する気送管カプセルとして、100時間程度の寿命を有する実用化研究を行っている。なお、これまで使用している樹脂性容器のうち、耐放射線性に優れているとされているポリイミド製のカプセルは30時間程度の照射が限度であることが照射後の衝撃試験の結果明らかとなり、BEK製カプセルはポリイミド製カプセルの3倍以上の性能を有している。

論文

第5回原子力先端研究国際シンポジウム微視的プローブとしての中性子利用; 中性子が拓く新世界

舩橋 達; 白井 英次; 森井 幸生; 古平 恒夫; 高橋 秀武

日本原子力学会誌, 35(9), p.809 - 811, 1993/09

1993年3月10~12日水戸で開催された標記シンポジウム(原研主催)の概要を日本原子力学会誌の「国際会議の窓」欄に報告するものである。シンポジウムの主題である「微視的プローブとしての中性子」の役割、基調講演、特別講演、パネル討論、6セッションにわたる一般招待講演、約130のポスター発表の各部について概要をまとめた報告である。

報告書

JRR-3M平衡炉心時の垂直照射孔における中性子束及びカドミ比の測定

大友 昭敏; 笹島 文雄; 石田 卓也*; 前島 猛*; 関根 勝則*; 重本 雅光; 高橋 秀武

JAERI-M 93-154, 46 Pages, 1993/08

JAERI-M-93-154.pdf:1.5MB

JRR-3改造炉(以下、JRR-3M)は、平成2年10月に改造工事を終了し、平成3年度の第3サイクル終了時に平衡炉心に到達した。JRR-3Mの垂直照射孔のうち重水反射体領域に照射孔のある水力照射設備(HR-1,HR-2)、気送照射設備(PN-1,PN-2)及び放射化分析用照射設備(PN-3)において、炉心がほぼ平衡に達した平成3年6月から8月にかけて、原子炉出力20MWで照射位置での熱中性子束、高速中性子束及びカドミ比の測定を実施した。本報告書は、これらの測定結果について述べたものである。併せて、最近の炉心で得られた結果についても記述した。

論文

Neutrons as Microscopic Probes; (JAERI) 5th International Symposium on Advanced Nuclear Energy Research, March 10$$sim$$12, 1993, Mito, Japan

舩橋 達; 白井 英次; 森井 幸生; 古平 恒夫; 高橋 秀武

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.837 - 842, 1993/08

1993年3月10$$sim$$12日水戸で開催された標記シンポジウム(原研主催)の概要を、日本原子力学会欧文誌のConference Report欄に報告するものである。シンポジウムの主題である微視的プローブとしての中性子の役割、基調講演、特別招待講演、パネル討論、6セッションにわたる一般招待講演、約130のポスター発表の各部について概要をまとめた報告である。

論文

Development of irradiation capsules using polymers

有金 賢次; 村上 滋*; 大友 昭敏; 瀬口 忠男; 高橋 秀武

Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00

研究炉において、ポリエチレンキャプセルは誘導放射能が少ないため放射化分析に広く用いられているが、耐熱、耐放射線性が低いため、最大照射時間は20分に限定され、それ以上の照射には主にアルミニウムキャプセルが用いられている。しかし、アルミニウムは照射後の放射能が高く、試料の取扱いのためには1~2日の冷却時間が必要となる。このため、誘導放射能が少なく、長時間の照射が可能なキャプセルの開発が望まれてきた。この要望に応えるため、ポリエチレンナフタレート(PEN)を用い、JRR-4水力照射装置で最大6時間照射可能なキャプセルを開発し実用に供した。また、JRR-3M気送管で最大100時間の照射が可能なキャプセルの開発を、ポリエーテル樹脂(BEK)を用いて行っている。発表では、原子炉照射下におけるPENとBEKの特性、およびキャプセルの開発について述べる。

報告書

原子炉照射用プラスチックキャプセルの開発

有金 賢次; 信田 重夫; 藁谷 兵太; 青山 功; 瀬口 忠男; 高橋 秀武

JAERI-M 92-078, 22 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-078.pdf:0.75MB

耐放射線性高分子材料ポリエチレン-2,6-ナフタレートを用い、原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、誘導放射能が少なく、射出成形により大量生産でき、JRR-4で最大12時間までの試料照射に用いることができる。この結果、従来アルミニウムキャプセルでしかできなかった数時間の照射が本キャプセルで可能となるとともに、照射後直ちに試料の取り扱いができ、JRR-4における共同利用照射がさらに安全かつ簡便に行えるようになった。本報告は、本キャプセルの開発と照射試験の結果をまとめたものである。

論文

JRR-3改造炉の特性

一色 正彦; 高橋 秀武; 市川 博喜; 白井 英次

日本原子力学会誌, 34(2), p.108 - 118, 1992/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.81(Nuclear Science & Technology)

JRR-3改造炉は、平成2年3月22日初臨界を達成した後、ゼロ出力試験、出力上昇試験等の特性試験を経て、11月からは熱出力20MWでの利用運転を開始し、3年6月には平衡炉心に到達した。この間、炉心核・熱水力特性、原子炉運転制御性能、実験利用設備性能、遮蔽性能等種々の特性測定が実施され、その結果、JRR-3改造炉が汎用研究炉として世界でもトップレベルの性能を有していることが確認された。

論文

研究炉利用研究の現状

高橋 秀武; 市橋 芳徳; 星 三千男; 舩橋 達; 鶴野 晃; 古平 恒夫

エネルギーレビュー, 11(10), p.4 - 30, 1991/09

原研における研究炉を利用した研究の現状を概説した。第1章では、原研研究炉の利用の概要を述べ、第2章においては主にJMTRを利用した燃料・材料試験について紹介した。第3章では、中性子照射による核変化の利用と題し、放射化分析とRI生産について記している。第4章においては、物質の構造を探る中性子利用として中性子散乱及びラジオグラフィーに関して紹介し、第5章では、研究炉利用の将来を展望している。

論文

Construction of neutron guide tubes in upgraded JRR-3

川端 祐司; 鈴木 正年; 高橋 秀武; 大西 信秋; 嶋貫 昭雄*; 須川 豊*; 新野 信行*; 笠井 泰治郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(12), p.1138 - 1146, 1990/12

研究用原子炉JRR-3の改造に伴い、特性波長2$AA$の熱中性子導管及び特性波長4$AA$の冷中性子導管を各2本、さらに特性波長6$AA$の冷中性子導管を1本、合計5本の中性子導管を設置した。最も長いものが59.9mであり、総延長は232.1mになる。中性子通過断面は幅2cm、高さは熱中性子用が20cm、冷中性子用が12cmである。曲導管部分も含めて、長さ85cmの直線ユニットで多角形近似することにより設置した。ユニット内面の中性子鏡は、硼硅酸ガラスにニッケルを約2000$AA$の厚さでスパッタリングしたものである。製作誤差は平均4$$mu$$mであり、これらのユニットで中性子導管を構成するときの平均設置誤差は、ずれ8$$mu$$m、角度5$$times$$10$$^{-6}$$radであり、十分よい精度で中性子導管を設置することができた。これに伴う中性子損失は約5%と見積られ、中性子導管出口での中性子束は約2$$times$$10$$^{8}$$neutrons/cm$$^{2}$$・secが期待されている。

論文

JRR-3改造炉の建設と臨界試験

大西 信秋; 高橋 秀武; 高柳 政二; 市川 博喜; 川崎 稔

日本原子力学会誌, 32(10), p.962 - 969, 1990/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.65(Nuclear Science & Technology)

JRR-3改造炉は、約5年の歳月をかけて改造工事を行い、さる平成2年3月22日に初臨界を達成した。本稿は、改造炉の設計、製作、据付等において苦労した事項、新しい技術の導入等について紹介するとともに、現在進行中の特性試験の結果について速報的に報告したものである。

報告書

JRR-3中性子導管の設計と設置

鈴木 正年; 川端 祐司; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 大西 信秋; 高橋 秀武; 須川 豊*; 新野 信行*; 畑山 君男*; 嶋貫 昭雄*; et al.

JAERI-M 90-079, 44 Pages, 1990/05

JAERI-M-90-079.pdf:1.99MB

JRR-3改造計画の一環として中性子導管を設置した。設置された中性子導管は、総延長230mで、我が国最長のものである。導管を構成するすべての設備・機器は国産でまかなわれ、鏡管の製作精度および据付精度は既設の外国の設備と比肩できるものである。本レポートは、中性子導管の設計から製作・据付に至る技術的問題に対して行なった実験・考察等を報告するものである。

論文

Transmission efficiency of the neutron guide tube with alignment errors

川端 祐司; 鈴木 正年; 坂本 正誠; 原見 太幹; 高橋 秀武; 大西 信秋

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(5), p.406 - 415, 1990/05

原研の改造3号炉に大規模中性子導管群の設置が予定されている。計画された中性子導管の効率を評価するために、エレクトロン・リニアックからの熱中性子を用い、中性子導管の中性子通過実験を行った。実機を1/10で模擬した幅2mm、長さ1.8mの中性子導管を用い、いくつかの設置誤差がある場合と設置誤差が無い場合の中性子通過特性を実験的に調べた。さらに中性子導管特性評価プログラム「NEUGT」による計算結果を中性子実験によって評価し、設置誤差がある場合にも「NEUGT」が有効であることを示した。これらの結果から、改造3号炉に計画されている中性子導管の性能は、中性子利用実験に用いるに十分な性能を持つと評価された。

報告書

JRR-3改造炉の冷中性子源装置のための二重管式閉ループサーモサイフォン実験,II

熊井 敏夫; 工藤 三好*; 坂本 正誠; 圷 長; 高橋 秀武

JAERI-M 89-114, 32 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-114.pdf:1.16MB

本報告は、JRR-3に設置する冷中性子源装置の最適な運転条件を検討するためにおこなった二重管式閉ループサーモサイフォンの熱流力実験について述べたものである。実験ではコンデンサ、サイフォン管、蒸発器等から成るガラス製の装置にフロン113を充填して流体の流動状況を調べ、サイフォン回路の圧力変化、熱輸送限界、蒸発の貯液量、ボイド率等を測定した。実験の結果、充填液量はサイフォン流体の脈動やドライアウトの発生に対して重要な調製要素であり、また蒸発器内の貯液量及びボイド率にも影響を与えることが分かった。これらのことから、サイフォン流体として水素を使用する冷中性子源装置の運転においても充填液量を調製することによって脈動やドライアウトのない安定な運転ができ、また蒸発器内の貯液量及びボイド率も良好な冷中性子を発生させ得る様に調整できることが明らかになった。

論文

Reconstruction program for Japan Research Reactor-3

大西 信秋; 一色 正彦; 高橋 秀武; 渡辺 正秋

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 11 Pages, 1988/00

JRR-3炉は国産1号炉として、1962年初臨界以来21年間、原子力の基礎研究、燃料・材料照射、RI生産の分野で活躍してきた。近年の照射及びビーム実験に関する高度な照射条件と良質な中性子ビームの要望に応えるため、汎用型高性能炉として改造を行うこととした。原子炉の改造工事は、昭和60年8月に開始し、昭和65年の完成を目標に進めている。改造炉は、多くの照射実験設備、ビーム実験設備及び冷中性子源装置を設置し、世界的に最高水準の実験研究が可能な研究炉となる。

論文

中性子導管の設置誤差が中性子透過特性に及ぼす影響

川端 祐司; 鈴木 正年; 工藤 三好*; 高橋 秀武; 坂本 正誠

Proceedings of 12th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.113 - 116, 1987/00

JRR-3改造炉に設置する中性子導管の設計に資するため、実機の1/10スケールの中性子導管を原研のLINACに設置し、実機が十分な性能を持ち得ることの実証及び中性子導管の設計評価のために開発された中性子導管特性解析コード「NEUGT」の検証を目的として特性を測定した。

口頭

$$^{134}$$Cs等が放出するカスケード$$gamma$$線のサム効果補正法の開発,1; 日本分析化学会放射能標準物質作製委員会の共同実験

米沢 仲四郎*; 柿田 和俊*; 高橋 孝紀*; 青野 辰雄*; 前田 智史; 阿部 敬朗*; 荒川 史博*; 木方 展治*; 秋山 正和*; 松村 勇*; et al.

no journal, , 

日本分析化学会(JSAC)が主催した玄米認証標準物質及び魚類認証標準物質の国際共同比較試験(IICE)の結果、我が国の試験所の共同分析結果から決められた$$^{134}$$Csの認証値は、効率曲線法におけるサム効果の補正不足によってIICEの平均値より2%$$sim$$4%低いことが分かった。現在、我が国の多くの試験所では$$^{134}$$Cs等からのカスケード$$gamma$$線のサム効果補正には、Gamma StudioとGamma Explorerの2種類の$$gamma$$線スペクトル解析プログラムが使われている。JSACの放射能標準物質作製委員会は、これらのプログラムによるサム効果補正を検証するため、$$^{134}$$Csの標準線源を利用した共同実験を実施した。

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