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報告書

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,5

原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 関 晃太郎*; 出雲 沙理; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2016-017, 53 Pages, 2017/02

JAEA-Data-Code-2016-017.pdf:3.17MB

日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。一方、原子力科学研究部門 バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課では、バックエンド推進部門 廃棄物確認技術開発グループ(現 放射性廃棄物管理技術課)が開発した廃棄物放射能データの収集を効率よく行うための簡易・迅速分析法の実証試験を進めている。本報告では、実放射性廃棄物試料として、「ふげん」の重水系統及び炭酸ガス系統の金属配管から採取した試料を用い、これまでに報告した試料と核種組成の異なる金属配管試料に対して、開発した簡易・迅速分析法を適用できることを示すとともに、「ふげん」の金属配管試料に対する放射能データを整備した。

報告書

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,4

原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2015-025, 52 Pages, 2016/03

JAEA-Data-Code-2015-025.pdf:1.92MB

日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請やスケーリングファクタ法の適用に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能分析が必要となっている。一方、バックエンド技術部 放射性廃棄物管理技術課では、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために開発した簡易・迅速分析法に対する実証試験を進めている。本報告では、実放射性廃棄物試料として、「ふげん」の解体撤去物等のうち重水系統の金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。

報告書

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析,3

原賀 智子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 酒谷 圭一; 石森 健一郎; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2014-007, 52 Pages, 2014/06

JAEA-Data-Code-2014-007.pdf:28.47MB

敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請や廃棄確認のためのスケーリングファクタ法の確立に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能データの収集を進めている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために簡易・迅速分析法を開発した。そこで、廃棄物確認技術開発グループで開発した簡易・迅速分析法の実証試験として、実放射性廃棄物試料のうち、「ふげん」の解体撤去物等のうち金属配管から採取した試料の放射能分析を行い、開発した分析法が金属試料に適用できることを示すとともに、解体撤去物等に対する放射能データを整備した。

論文

高速炉炉心損傷事故時の燃料集合体内部ダクト壁の破損発生機構に関する研究; 伝熱に関わるパラメータ解析結果

豊岡 淳一; 遠藤 寛*; 飛田 吉春; 高橋 実*

日本原子力学会和文論文誌, 13(2), p.35 - 50, 2014/05

本研究では、次世代ナトリウム冷却高速増殖炉として、炉心損傷事故時に溶融燃料を炉心外に排除することにより再臨界を回避する目的で燃料集合体内部に溶融燃料を流出する経路(内部ダクト)を設けたFAIDUS集合体を採用しているJSFRについて、FAIDUS集合体の再臨界排除機能の原理的有効性を確認し、内部ダクト壁の早期・高熱流束破損に関する伝熱機構を明らかにすることを目的とし、溶融燃料を内部ダクトの破損により排除する機能を確認するための実機模擬性の高い試験での試験データに基づいた解析的研究を実施した。その結果、初めて機構論的なモデルでID1試験の早期ダクト破損を説明できる結果を得た。また、本試験解析を通じて、高速炉の再臨界問題を解決するうえで重要となるダクト破損に至る過程の物理メカニズムの解明を進めた

報告書

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析

原賀 智子; 亀尾 裕; 石森 健一郎; 島田 亜佐子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2012-031, 39 Pages, 2013/02

JAEA-Data-Code-2012-031.pdf:9.28MB

日本原子力研究開発機構敦賀本部原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請やスケーリングファクタ法の適用に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能分析が必要となっている。そこで、バックエンド推進部門 廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うために開発した簡易・迅速分析法を用いて、「ふげん」から採取した金属配管試料の分析を行い、解体撤去物等に対する放射能データとして整備した。本報告では、平成22年度に受け入れた金属配管試料の放射能データを報告する。

報告書

「ふげん」から採取した金属配管試料の放射能分析

亀尾 裕; 原賀 智子; 石森 健一郎; 島田 亜佐子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 高橋 邦明

JAEA-Data/Code 2010-028, 32 Pages, 2011/02

JAEA-Data-Code-2010-028.pdf:1.62MB

原子炉廃止措置研究開発センターでは、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置が進められており、解体撤去物等のクリアランス申請やスケーリングファクタ法の適用に向けて、解体撤去物等から採取した試料の放射能分析が必要となっている。バックエンド推進部門廃棄物確認技術開発グループでは、廃棄物放射能データの収集を効率よく行うための簡易・迅速分析法を開発しており、本分析法を用いて、「ふげん」から採取した金属配管試料の分析を行い、解体撤去物等に対する放射能データとして整備した。

論文

Distribution of Cs and Am in the solution-bentonite colloids-granite ternary system; Effect of addition order and sorption reversibility

飯島 和毅; 戸村 努*; 飛田 実*; 鈴木 康之*

Radiochimica Acta, 98(9-11), p.729 - 736, 2010/11

模擬地下水-ベントナイトコロイド-花崗岩の三元系におけるCs及びAmの分配挙動を調べた。花崗岩の添加によりベントナイトコロイドから核種が脱離するのが認められたことから、ベントナイトコロイドに対するCs及びAmの収着挙動は可逆であった。また、イオン交換と表面錯体反応に基づき、ベントナイトコロイドの高いエッジサイト密度を考慮した収着モデルにより、三元系におけるベントナイトコロイドへの核種収着挙動を説明することができた。

報告書

配管合流部の混合現象に関する研究; 感温液晶シートによる配管内表面温度測定試験

田中 正暁; 川島 滋代*; 五十嵐 実; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC-TN9400 2003-117, 65 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2003-117.pdf:3.49MB

温度の異なる流体が混合することにより生じる温度変動が構造材に伝わると、構造材に高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)が発生する場合がある。冷却材に液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、水に比べてナトリウムの熱伝導率が高いことから液体の温度変動が構造に伝わり易く、本現象の評価は重要な課題である。 核燃料サイクル開発機構では、T字管体系の配管合流部におけるサーマルストライピング現象に着目し、T字管における混合現象及び実機プラントで観測されている長周期温度変動の原因を解明するために、長周期温度変動水流動試験を実施している。可視化試験の結果から、流入条件の違いにより噴流形態を(A)衝突噴流(B)偏向噴流(C)再付着噴流(D)壁面噴流に分類でき、各噴流形態は主/枝配管流体の運動量比により整理できることを明らかにした。 本研究では、主配管に枝配管が接続する合流部下流の主配管内表面に感温液晶シート貼り付け、配管表面温度の測定を試みた。配管表面温度は、感温液晶シートによる可視化画像から温度データに変換して定量的に取得する。画像解析による輝度値データから温度データヘの変換にかかる不確かさについて検討し、感温液晶シートによる温度測定誤差は10$$^{circ}C$$の感温範囲に対して平均土約2度Cであることが分かった。 感温液晶試験の結果から、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件のケースでは枝配管下流の主配管内面に、枝配管からの低温流体によるコールド・スポツトが形成され、このコールド・スポツトは時間的に変動し、コールド・スポツトの周辺では温度変動強度が高い値を示すことがわかった。これにより、(A)衝突噴流条件及び(D)壁面噴流条件が配管への熱疲労の観点から厳しい流動条件であることが分かった。壁面に設置した熱電対データとの比較から、感温液晶シートを用いた本手法による温度分布測定結果は熱電対による粗な空間分布を補間するものとして有用であることを確認した。

報告書

配管合流部の混合現象に関する研究; 流体混合現象と構造材への温度変動伝達挙動の解明

五十嵐 実; 田中 正暁; 木村 暢之; 中根 茂*; 川島 滋代*; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹

JNC-TN9400 2003-092, 100 Pages, 2003/11

JNC-TN9400-2003-092.pdf:5.1MB

高サイクル熱疲労の研究は、高速炉における構造健全性の観点で重要である。サイクル機構では高速炉における熱疲労評価手法を確立するために種々の実験及び解析コードの整備を実施している。本報は、T字管水試験による温度・速度場計測を実施した。温度測定の結果から、主/枝配管の運動量比が等しければ、温度変動の周波数特性は無次元化したパワースペクトル密度が一致することがわかった。流速測定の結果から、運動量比が等しければ合流部のフローパターンは一致することがわかった。また伝達関数による熱伝達率の推定から、時間的に一定な熱伝達率により温度変動の流体から構造への伝達は表現できることがわかった。

論文

Charge-exchange neutral particle measurement of MeV energy range on JT-60U

草間 義紀; 根本 正博; 佐藤 稔; 塚原 美光; 飛田 健次; 竹内 浩; S.Petrov*; Afanassiev, V. I.*; Kozlovskij, S. S.*; A.Kislyakov*; et al.

Review of Scientific Instruments, 66(1), p.339 - 341, 1995/01

 被引用回数:16 パーセンタイル:21.71(Instruments & Instrumentation)

JT-60Uにおいてアルファ粒子等のMeV領域のイオンの閉じ込めに関する研究を行うため、これらの粒子を測定する荷電交換中性粒子分析器をロシア・ヨッフェ研究所と協力して開発し、JT-60Uに設置した。当論文では、この分析器の特性と性能、較正実験結果、JT-60Uにおける配置と初期運転の結果について述べる。分析器のエネルギー範囲はアルファ粒子に対して0.5~4MeV、検出器数は8である。検出器はCsI(Tl)シンチレータと光電子増倍管を組み合わせたものである。この分析器の大きな特徴は、中性子及び$$gamma$$線のノイズを除去するため、データ収集系に波高分析を取り入れた点である。波高分析システムを有効に用いるため、サイクロトロン、アルファ粒子線源を用いて粒子のパルス波高のエネルギー依存性等を詳細に調べ、この波高分析システムの有用性をJT-60Uの重水素実験で確認した。

口頭

圧縮ベントナイト中のフミン酸の拡散挙動,2; 拡散挙動に及ぼす乾燥密度及び溶液のイオン強度の影響

飯島 和毅; 黒澤 精一*; 飛田 実*; 木部 智*

no journal, , 

圧縮ベントナイト中のフミン酸の拡散挙動を、乾燥密度及びNaCl濃度をパラメータとし、透過拡散法により調べた。サイズ排除クロマトグラフィーによる拡散前後のフミン酸の分子量分布測定結果から、乾燥密度1.2Mg m$$^{-3}$$, NaCl濃度1mol dm$$^{-3}$$の場合、圧縮ベントナイトのフィルター効果の限界分子量は約3,000と考えられた。

口頭

ベントナイト中におけるRa移行挙動に及ぼすCa$$cdot$$Ba鉱物との共沈の影響

藤原 健壮; 戸村 努*; 飛田 実*; Tits, J.*; Curti, E.*

no journal, , 

地層処分の安全評価において重要と考えられるRaの鉱物への取り込み現象を理解するために、calciteやwitheriteなどの鉱物を使った再結晶の挙動を調べた。今回の試験ではcalciteに対するCaの挙動とwitheriteに対するBaの挙動を求めた。

口頭

ベントナイト中におけるRa移行挙動に及ぼすCa・Ba鉱物との共沈の影響,2

藤原 健壮; 戸村 努*; 飛田 実*; 鈴木 康之*; Tits, J.*; Curti, E.*

no journal, , 

ラジウム-226(226Ra)は高レベル放射性廃棄物の地層処分における評価対象核種の一つであるが、その溶解度はCa鉱物との共沈により支配されるとしており、溶解度評価のためにはCa鉱物との共沈挙動の評価が不可欠である。また原子炉内で核分裂生成物として存在するBaより生成する鉱物との共沈挙動の評価も必要と考えられる。本報告では、calciteやwitherite鉱物へのRaの取り込み挙動に加え、モンモリロナイトなどの粘土鉱物とRaの挙動を調べることにより、緩衝材中におけるRaの移行挙動を評価した。

口頭

圧縮ベントナイト中のフミン酸の拡散挙動,3; フミン酸及びネオジムの拡散メカニズム

飯島 和毅; 黒澤 精一*; 飛田 実*; 木部 智*; 大内 祐司*

no journal, , 

圧縮ベントナイト中のフミン酸の拡散挙動を、透過拡散法により調べた。緩衝材中のフミン酸の濃度プロファイル及び分子量分布から、低分子量成分のみが拡散しており、拡散パラメータの評価にあたっては、分子量による拡散挙動の違いを考慮する必要があると考えられた。

口頭

コロイド-岩石-水溶液間での核種の分配; 試験系構築とCsへの適用

中田 弘太郎*; 飯島 和毅; 戸村 努*; 飛田 実*

no journal, , 

岩石-コロイド-水相間の核種の分配を評価するための試験装置を作製し、スメクタイトコロイド・花崗岩へのCsの収着・脱離・分配試験を行った。装置の試験条件下での適用性を確認し、3相共存系における分配係数を取得した。さらに脱離試験の結果から、スメクタイトコロイドへのCsの収着は可逆的である可能性が高いことを示した。

口頭

溶液-ベントナイトコロイド-花崗岩の三元系におけるCs・Am(III)の収着分配

飯島 和毅; 中田 弘太郎*; 戸村 努*; 飛田 実*; 鈴木 康之*

no journal, , 

溶液-ベントナイトコロイド-花崗岩の三元系におけるCs及びAmのバッチ式分配実験を行った。三元系でのベントナイトコロイドに対するCs分配係数は、溶液中のNa濃度を考慮すると、二元系で得られたイオン交換選択係数に基づく計算値と同程度であり、この系では二元系での収着分配予測手法を三元系へ適用可能と考えられた。

口頭

Modelling of diffusion behaviour of humic acid and Nd in the presence of humic acid in compacted bentonite

飯島 和毅; 黒澤 精一*; 木部 智*; 飛田 実*; 大内 祐司*

no journal, , 

圧縮ベントナイト中におけるフミン酸及びフミン酸共存下でのNdの拡散挙動を評価するとともに、そのモデル化を行った。NaCl濃度0.1及び1M,乾燥密度1.2-1.6Mg/m$$^{3}$$の条件下でフミン酸の破過が認められた。また、フミン酸が共存するとNdの移行は促進された。これらの実験結果から、拡散挙動の異なる複数のNd化学種が平衡を維持しながら拡散することを想定した一次元拡散モデルに基づき、フミン酸及びNdの拡散パラメータを評価した。得られたフミン酸及びNdの拡散パラメータを用いて、さまざまな条件下におけるフミン酸共存下での核種拡散挙動を予測する。

口頭

ベントナイト中におけるRa移行挙動に及ぼすCa$$cdot$$Ba鉱物との共沈の影響,3

藤原 健壮; 飯島 和毅; 戸村 努*; 飛田 実*; 鈴木 康之*; Tits, J.*; Curti, E.*

no journal, , 

粘土中におけるRaの移行挙動を確認するために、CaやBa鉱物とクニピアやイライトが共存する系に対するRaの取り込み挙動を調べた。鉱物のみが存在する系においてRaはBaSO$$_{4}$$鉱物に多く取り込まれたが、Raは他の条件と比較してクニピアとBaCO$$_{3}$$鉱物が共存する系に多く取り込まれた。

口頭

福島第一原子力発電所の滞留水に対する放射化学分析,1; H-3, C-14, Ni-59, Ni-63分析

石森 健一郎; 亀尾 裕; 原賀 智子; 星 亜紀子; 飛田 実*; 高橋 重実*; 高橋 邦明

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では放射性核種を含むたまり水(滞留水)が大量に発生し、その処理が進められている。水処理により発生したスラッジ等の処理・処分方策の検討のためには放射能データの取得が必要であるが、スラッジ等の放射能レベルが非常に高くサンプリングも困難であるため、処理前後の水(処理水)から間接的にスラッジ等の放射能データの評価を行う計画である。そこで本検討では、これまでに研究施設等廃棄物を対象に確立した簡易・迅速分析法のH-3, C-14, Ni-59, Ni-63分析フローについて、Sr-90やCs-137などのFP核種を主たる汚染元素とした試料への最適化を行い、分析フローの一部変更により滞留水等へ適用できることを確認した。

口頭

高温ガス炉用LiロッドにおけるZrの重水素吸蔵特性

菅沼 拓郎*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 飛田 健次*

no journal, , 

高温ガス炉を用いて製造する核融合炉用燃料であるトリチウムを、Zrを用いて高温条件下で照射キャプセル内に閉じ込めるための研究を行っている。その中で、トリチウム閉じ込め性能を評価するにあたり、トリチウムの流出量の計算に必要なZr中のH/Zr原子比とトリチウムの見かけの拡散係数の関係を、重水素を用いた実験を行って調べた。その結果、H/Zr原子比の増加に伴い重水素のみかけの拡散係数Dが低下する結果を得た。(これは、水素化物の生成に起因すると考えられる。)今後、取得したデータを用いてトリチウムの流出量を計算し、照射キャプセルの閉じ込め性能の評価を行う予定である。

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