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論文

A Science-based mixed oxide property model for developing advanced oxide nuclear fuels

加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦

Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Ceramics)

Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.

論文

Enhancement of element production by incomplete fusion reaction with weakly bound deuteron

Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.

Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:56.2(Physics, Multidisciplinary)

陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、$$^{107}$$Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。

論文

A New radiation hardened CMOS image sensor for nuclear plant

渡辺 恭志*; 武内 伴照; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 赤堀 知行*; 土谷 邦彦

Proceedings of 2017 International Image Sensor Workshop (IISW 2017) (Internet), p.206 - 209, 2017/05

東京電力福島第一原子力発電所事故の経験や教訓を踏まえ、プラント状態の情報把握能力の向上のため、耐放射線性カメラの開発に取り組んだ。放射線環境下におけるカメラ画像劣化の主因である撮像素子内の暗電流を抑制するため、撮像素子の耐放射線性向上に取り組んだ。まず、既存の撮像素子としてフォトダイオード(PD)型、埋め込みPD型及びフィールドプレート付PD(FP-PD)型に対して$$gamma$$線照射試験を行ったところ、照射後の暗電流はFP-PD型が最も小さく、耐放射線性に優れることが分かった。これに対し、さらなる耐放射線性の向上を目指し、暗電流源の一つである照射中における絶縁酸化膜中の正孔の発生を軽減し得ると考えられる埋め込みフォトゲート(PPG)型の撮像素子を開発した。照射前後の暗電流をFP-PD型と比較したところ、照射前及び照射後ともPPG型のほうが数分の一にまで暗電流を軽減されることが分かり、より耐放射線性の高い監視カメラ開発の可能性が示された

論文

Development of the pump-integrated intermediate heat exchanger in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor for demonstration

天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 井上 智之*; 渡邊 壮太*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

GIFにおいてSFRのSDC, SDGの検討が進められている。原子力機構と三菱FBRシステムズは革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計を行っており、この中でポンプ組込型IHXの安全対策について評価してきた。更に、保守・補修についても検討されている。ポンプ組込型IHXはこれら要求を満足するために最適化されてきた。本稿では耐震性、Naリーク時のGVの信頼性、Na-水反応時のCSEJの信頼性確保のための最適化検討について述べる。また、この最適化により影響が出る熱過渡、ポンプとの共振、伝熱管摩耗それぞれの評価についても述べる。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,3

安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{166m}$$Ho, 全$$alpha$$)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,2

田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 樋口 秀和

JAEA-Data/Code 2013-008, 16 Pages, 2013/11

JAEA-Data-Code-2013-008.pdf:2.41MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所バックエンド技術部ではJPDR施設の解体に伴って発生し原子力科学研究所内で保管されている放射性廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告は、平成21年度から平成23年度に実施した放射化学分析の結果について整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析

星 亜紀子; 辻 智之; 田中 究; 安田 麻里; 渡辺 幸一; 坂井 章浩; 亀尾 裕; 木暮 広人; 樋口 秀和; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2011-011, 31 Pages, 2011/10

JAEA-Data-Code-2011-011.pdf:1.7MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した7核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Ni, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{137}$$Cs)について、有意な262点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。

論文

Study on effectiveness assessment of proliferation resistance

久野 祐輔; 小田 卓司*; 田中 知*; 深澤 哲生*; 田邉 朋行*; 玉井 広史; 堀尾 健太*; 浜崎 学*; 篠原 伸夫*; 池田 悠太*

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

核拡散のリスク評価観点から核拡散抵抗性の有意性について研究した。次世代の10種類の再処理技術について、現状の手法であるPUREXに対する相対的な違いについてGIF-PRPP手法を用いて評価を行った。また拡散リスクにおける抵抗性の有効性についても評価した。抵抗性の効果は各国の国情に左右されることがわかった。

論文

熱化学法水素製造プロセスのための耐食被覆システムの検討

千葉 智行*; 田中 伸幸; 岩月 仁; 渡邉 豊*

日本機械学会東北支部第43期総会・講演会講演論文集, p.19 - 20, 2008/03

熱化学法ISプロセスでは、耐食性の確保が大きな課題である。本研究では、腐食性の強い液相硫酸環境の装置材料課題の克服のために、ソーダ石灰ガラスによる耐食被覆と交流インピーダンス法を用いた欠陥発生検知・位置推定から成り立つ耐食被覆システムを提案し、耐食被覆材の耐熱性評価,ソーダ石灰ガラスの耐食性評価及び欠陥発生検知モニタリング・位置推定試験により評価を実施することで、その成立性を示した。

論文

The Okhotsk-Pacific seawater exchange in the viewpoint of vertical profiles of radiocarbon around the Bussol' Strait

荒巻 能史; 渡邉 修一*; 久慈 智幸*; 若土 正暁*

Geophysical Research Letters, 28(20), p.3971 - 3974, 2001/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:37.21(Geosciences, Multidisciplinary)

ブッソル海峡周辺の放射性炭素の鉛直分布がはじめて明らかになった。ブッソル海峡の水深0-400mで放射性炭素濃度がほぼ一定であることから、当該海域では等密度混合を越えるような大きな潮汐混合が起こっていることが明らかとなった。放射性炭素濃度と海水の密度の分布からオホーツク海中層水がオホーツク海-太平洋間の海水交換に大きな役割を持つこと、深層水はブッソル海峡を通過して両海域でよく混合していることがわかった。さらに各観測点における核実験由来の放射性炭素存在量の見積もりから、オホーツク海-太平洋間の海水交換量が本質的には小さいかもしれないことが示唆された。

論文

Vertical profiles for the $$Delta^{14}$$C around the Bussol strait

荒巻 能史; 渡邉 修一*; 久慈 智幸*

Proceedings of the International Symposium on Atmosphere-Ocean-Cryosphere Interaction in the Sea of Okhotsk and the Surrounding Environment, p.34 - 35, 2001/03

1998年の国際プロジェクト「オホーツク海観測」において、オホーツク海と太平洋の水交換の場として注目されているブッソル海峡周辺において放射性炭素測定のための採水が行われた。測定については、原研の加速器質量分析装置(JAERI-AMS)を用いた。2000m以浅の鉛直分布を各観測点間で比較すると、オホーツク海側が太平洋に対して相対的に高い放射性炭素濃度が検出された。これはオホーツク海の海水が太平洋のそれよりも「若い」ことを示している。また、ブッソル海峡の分布では水深400m程度まで同程度の濃度を示しており、潮汐の影響が非常に大きく、水の交換に大きな影響を及ぼしていることがわかった。講演では、オホーツク海と太平洋との間の海水交換について議論を進める。

論文

西部北太平洋における$$Delta^{14}$$Cの分布と人為起源炭素の追跡

荒巻 能史; 渡邉 修一*; 角皆 静男*; 久慈 智幸*; 水島 俊彦; 外川 織彦

JAERI-Conf 2000-019, p.73 - 75, 2001/02

西部北太平洋では、冬季の活発なガス交換によって、そこで形成される北太平洋中層水に大気中CO$$_{2}$$が大量に溶け込み、北太平洋全域へ運ばれているとの報告がある。海水の溶存無機炭酸中の$$^{14}$$Cは、この中層水の動態を明らかにする上で重要な化学トレーサーとしての役割をもつ。本研究は、むつ事業所に設置されたAMSによって$$^{14}$$Cが測定された最初のデータである。このデータの解析から大気中に放出された人為起源のCO$$_{2}$$の海洋での挙動について考察を加えた。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉1次ポンプにおけるガス巻込み防止及びガス抜き構造の検討

天野 克則; 江沼 康弘; 近澤 佳隆; 渡辺 収*; 早川 教*; 井上 智之*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の1次冷却材中にはベント型制御棒からのヘリウムの放出、1次ポンプ軸周りの遠心力によるカバーガスの巻込みなど、気泡が混入する可能性がある。炉出力変動の原因となる1次冷却材中の気泡を許容値以下に抑えるための対策である1次ポンプのガス巻込み防止及びガス抜き構造を検討し、CFD解析(二相流解析)によりその妥当性を評価した。

口頭

Rapid measurement of air dose rate surrounding roads in Fukushima evacuation zone by vehicle-borne survey with different height mounted detectors

竹安 正則; 武石 稔; 依田 朋之; 三枝 純; 小泉 仁*; 田辺 務

no journal, , 

道路周囲の空間線量率調査は、道路通行に伴う被ばく線量の低減計画策定のために重要である。これまで調査は、車あるいは人により測定で行っていた。しかし、車による測定では道路が主な測定ターゲットであり、人による測定では長時間測定のためマンパワーが必要であった。本研究では、検出器の設置地上高さの違いに伴い測定視野角が異なることに着目し、異なる地上高さの複数検出器を具備したモニタリング車により、福島県内帰還困難区域内の道路に対してカーボーンサーベイを実施した。この測定方法では、道路とその周囲に起因する空間線量率を弁別して測定することができる。測定の結果、帰還困難区域内道路周囲の空間線量率を測定でき、放射能汚染状況を明らかにすることができた。これらの結果は、帰還困難区域内道路周辺の除染計画策定に有効である。

口頭

Treatment of spent solvent in STRAD project

渡部 創; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 大杉 武史; 谷口 拓海; 曽根 智之; 野村 和則

no journal, , 

Japan Atomic Energy Agency has been conducting STRAD (Systematic Treatment of RAdioactive liquid waste for Decommissioning) project for treatment of legacy liquid wastes accumulating in hot laboratories. In this project, fundamental studies to develop new technologies for the treatments are conducted utilizing stored liquids in Chemical Processing Facility (CPF) of Japan Atomic Energy Agency as reference. One of the challenging tasks is treatment of spent organic liquids involving spent solvent loading radioactive nuclides. In this study, several technologies for the spent solvent treatment were developed.

口頭

データ科学との融合による核燃料研究の新展開,4; 機械学習ギャップコンダクタンスモデルの開発

加藤 正人; 上羽 智之; 渡部 雅; 廣岡 瞬; 小無 健司*; 黒崎 健*

no journal, , 

核燃料の開発では、照射中の燃料径方向温度分布を解析し、燃料の照射挙動を評価する必要がある。温度分布の解析は、燃料及び被覆管の熱伝導率と、燃料・被覆管ギャップコンダクタンス(GAPCON)を知る必要がある。本研究では、機械学習GAPCON(ML-GAPCON)モデルを作成することによって、燃料温度解析の精度向上を目標とした。

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