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論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理

前多 厚; 木幡 幸一; 山崎 保夫; 高橋 孝三; 大久保 利行; 宮崎 仁

デコミッショニング技報, (33), p.58 - 66, 2006/03

原子力機構では、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物の処理・処分を、原子力施設の設置者及び放射性廃棄物の発生者としての責任において計画的かつ効率的に進めていく。研究開発拠点の一つである大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理について現状を報告する。大洗研究開発センターの廃棄物管理施設では、安全確保を大前提に、契約により大洗地区の原子力事業者から受け入れたものも含め、低レベル放射性廃棄物の廃棄物管理を実施している。固体廃棄物の焼却,圧縮,液体廃棄物の固化等の減容,安定化,廃棄物の保管管理を着実に進め、将来処分まで適切に保管管理している。

報告書

超臨界流体におけるウラン錯体の安定性と乾式回収技術の効率化(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

冨安 博*; 野村 光生; 山崎 斉; 林原 健一

JNC TY6400 2004-004, 18 Pages, 2004/07

JNC-TY6400-2004-004.pdf:0.65MB

本研究は、ウランを含むNaFおよびCaF2廃棄物(以後NaFおおびCaF2廃棄物と呼ぶ)から二次廃棄物を作ることなくウランを回収する技術を開発することを目的として始められた。ウランの回収は完全で、最終的に回収したNaFおよびCaF2を再利用するものとする。この目的を達成するため、先ず、超臨界CO2を用いる方法を試みた。抽出剤としては、TBPが一般的であるが、二次廃棄物を作らないことの前提があるため、TBPに代わる抽出剤の使用を検討した。TBPには必ずりん廃棄物の問題が生じるからである。様々な抽出剤の中でも、超臨界CO2への溶解度、ウランに対する選択性等を考慮してアセチルアセトンを使用することにした。実験の結果、アセチルアセトンがTBPよりも強い配位能力を有することが分かった。超臨界二酸化炭素とアセチルアセトンによる混合流体を用い、硝酸ウラニル中からウランの回収が可能であることを確認した。実際に、アセチルアセトンを含む超臨界CO2を用い、NaF廃棄物からウランを回収する実験を試みた。その結果、ウランの一部は溶媒中に回収されたが、大部分は廃棄物中に留まった。これは、ウランがフッ化物と強く結合し、しかもNaFの内部に侵透しているため、表面の洗浄では完全なウラン回収は不可能であることを意味する。そこで、ウランを完全に回収することを目指し、以下に示す新たな実験を試みた。最初に、廃棄物を熱湯水に溶解する。この水溶液にNaOHを加え、ウランを加水分解種の沈殿として分離した。この操作によりウランを99.9%以上回収することができる。ウラン分離後、溶液に少量のエタノールを加える。この操作によりNaFを粉末として回収した。結論として、NaFおよびCaF2廃棄物では、ウランはフッ化物と強力に結合しているため、超臨界二酸化炭素を用いた乾式回収は極めて困難である。しかし、廃棄物を一旦熱湯に溶解する湿式処理により、ウランをほぼ完全に回収し、NaFも純粋な粉末として高収率で回収することができた。この際、回収したウランは加水分解種として水分を含んでいるが、これを水あるいはエタノールに分散させ、溶液を超臨界状態にすると、ウランは、それぞれ、U3O8あるいはUO2として安定化させることができる。

報告書

放射性二酸化炭素からのウラン回収及び再利用に係る研究(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

相原 雅彦*; 楊井 慎二郎*; 嶋崎 洋平*; 野村 光生; 山崎 斉; 林原 健一

JNC TY6400 2004-003, 93 Pages, 2004/07

JNC-TY6400-2004-003.pdf:2.19MB

核燃料サイクルを安全に運転していくためには放射性廃棄物のあたらしい処理法や廃棄法が開発されなければならない。超臨界二酸化炭素抽出法は低レベル固体放射性廃棄物中のウラン回収技術として注目されている。本報告書では、超臨界プロセスから排出される高圧の二酸化炭素の回収と再利用するシステムにおいて、酸化カルシウムの炭酸化反応と炭酸カルシウムの脱炭酸化反応の利用を提案する。酸化カルシウム吸収剤による高圧二酸化炭素の繰り返し反応実験を行い、反応速度解析、反応固体の固体分析、反応の数値解析、回収.再利用プロセスの評価がなされた。炭酸化反応は約2MPaで最も速く、5回の繰り返し反応に関しても0.4程度で安定していた。 酸化カルシウム吸収剤は1.10$$mu$$m程度の粒子から構成され、さらにそれらの粒子はサブミクロンオーダーの微粒子の集合体となっていることがわかった。その集合体の空隙は炭酸化反応で閉塞が起こり、反応性に影響を及ぼしていることがわかった。 反応解析データより本回収.再利用システムの二酸化炭素回収熱原単位を試算した。

口頭

東海再処理施設における保障措置分析技術開発

山本 昌彦; 駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 石橋 篤; 堀籠 和志; 山崎 斉; 小椋 浩; 綿引 博美; 渡辺 将久; 黒沢 明; et al.

no journal, , 

東海再処理施設では、施設側が行う計量管理分析の高度化、及び保障措置にかかわる技術支援としてさまざまな分析技術の開発が行われてきた。最近では同位体希釈質量分析法における計量管理分析精度の向上,保障措置分析を対象とした産業用ロボットによる分析前処理の自動化,ネオジム内標準吸光光度法による高放射性廃液中のプルトニウム濃度分析,Kエッジデンシトメトリーによるプルトニウム製品溶液の非破壊分析などの開発,改良が行われてきた。本報告では、これらの分析法の概要について報告する。

口頭

Mach-Zehnder type thermo-optic switch fabricated by proton beam writing

小澤 優介*; 久保田 仁*; 三浦 健太*; 花泉 修*; 野口 克也*; 佐藤 隆博; 石井 保行; 江夏 昌志; 高野 勝昌*; 大久保 猛; et al.

no journal, , 

A Mach-Zehnder (MZ) type thermo-optic switch for a wavelength of 1.55 $$mu$$m was fabricated using Proton Beam Writing (PBW) in this study. The fabrication was carried out by the following processes: (1) a SiO$$_2$$ under-cladding was deposited on a Si substrate, (2) a 10-$$mu$$m-thick PMMA film was spin coated onto the SiO$$_2$$ layer as a core, (3) a MZ type waveguide with the width of 8 $$mu$$m was drawn on the PMMA film by PBW with the beam size of 1.1 $$mu$$m$$phi$$ and current of 50 pA at 1.7 MeV, (4) a PMMA film was deposited again on the sample as an upper-cladding layer, and (5) a titanium heater as a phase shifter and aluminum electrodes were formed on the sample by vacuum evaporation with UV lithography and wet etching. In the operation test of this switch, the intensity of 1.55 $$mu$$m laser light through the switch was measured by a vidicon camera at the exit side along with varying the electric power for a titanium heater (the switching power). The intensity ratio of the output lights for ON/OFF of the heater was obtained as a function of the switching power. The result showed the fabricated switch worked as an MZ type thermo-optic switch with an ON/OFF ratio of 9.0 dB on a switching power of 43.9 mW.

口頭

第7回核鑑識共同試料分析演習(CMX-7)における核鑑識分析能力の評価

松井 芳樹; 木村 祥紀; 海野 勇次*; 細井 雅春*; 松本 哲也*; 篠原 伸夫; 山崎 斉; 山口 知輝

no journal, , 

原子力機構核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)では、核・放射性物質の起源等の特定を目的とした核鑑識に関する技術開発を行っている。核鑑識についての情報共有及び分析技術の向上を目的として、核鑑識国際技術ワーキンググループ(ITWG)が主催する共同試料分析演習(CMX)が定期的に開催されている。本稿では、第7回目の演習となるCMX-7について、ISCNにおける本演習の分析結果等の概要を紹介するともに、演習終了後のレビューを踏まえたISCNの分析能力に関わる評価と今後の課題を報告する。

口頭

The Experience of the 7th Collaborative Materials Exercise of the Nuclear Forensics (CMX-7) and future tasks

松井 芳樹; 木村 祥紀; 海野 勇次*; 細井 雅春*; 松本 哲也*; 篠原 伸夫; 山崎 斉; 山口 知輝

no journal, , 

The Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security (ISCN) of the JAEA is developing technologies for nuclear forensics to identify the origin and intended use of nuclear and radioactive materials. The Nuclear Forensics International Technical Working Group (ITWG) regularly holds the Collaborative Materials Exercise (CMX) to share the experience on nuclear forensics analysis and to improve analytical methods in the international community. The ISCN participated in the 7th exercise (CMX-7) this time. This paper discusses the experience of the ISCN during the CMX-7 including the results of laboratory analysis and nuclear forensics interpretation, as well as future challenges for laboratory capability at the ISCN. In the CMX-7, under the hypothetical case scenario (illegal transferring of nuclear materials), uranium samples and other conventional forensics evidence were provided for the exercise. During the exercise, participants reported the analytical results according to the timeframes recommended by the Nuclear Forensics Guidelines of the IAEA (24 hours, 1 week, and 2 months from sample receipt). The ISCN reported the physical characteristics and the results NDA analysis on the uranium samples at the first two timeframes, and the results of mass spectrometry with the data interpretation as the 2 months report. The results of uranium isotope ratio and trace elements measurements were exceedingly good, but the results of age dating were significantly deviate from the overall average. Reducing the time for destructive analysis that allows timely provisions of the results, as well as the improvement of the confidence in age dating are future tasks for the nuclear forensics analysis of the ISCN laboratory.

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