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口頭

スイスモンテリ地下研究施設における断層スリップ試験と摩擦特性

青木 和弘; 瀬下 和芳; Nussbaum, C.*; Guglielmi, Y.*; 嶋本 利彦*; 酒井 亨*; 亀高 正男*; Ma, S.*; Yao, L.*

no journal, , 

スイスMont Terri地下研究施設の主断層を対象としたSIMFIPプローブを用いた断層スリップ試験(注水実験)の解析に資することを目的に、試験区間のコアの摩擦試験を行った。試験機は、中国地震局地質研究所が所有する回転剪断式低速・高速摩擦試験機を用い、試験条件は室温下で無水及び含水条件下で、垂直応力は1.4および4.0MPa、ホスト試料として岩石に近い挙動を示すTiAlV合金製ピストンを用い、すべり速度は0.2microns/s$$sim$$2.1mm/sとし、低速・中速摩擦試験を実施して摩擦の速度依存性などを求めた。

口頭

最適化解析シーケンスOPASの開発と放射性セシウム将来予測モデルへの応用

鈴木 忠和*; 杉田 武志*; 木名瀬 栄; 操上 広志; 北村 哲浩

no journal, , 

最適化問題を総合的に解くシーケンスOPASを開発した。OPASは放射性セシウムの分布状況変化モデルを用いた環境パラメータの導出などの環境問題に適用され、良好な結果を得た。ここでは、OPASの概要と適用結果について報告する。

口頭

確率テーブル作成方法の違いが解析結果に与える影響評価

多田 健一

no journal, , 

原子力機構では、2013年度より国産核データ処理システムFRENDYの開発を進めており、平成28年度までにMCNP用の断面積ライブラリであるACE(A Compact ENDF)ファイル作成に必要な断面積再構成、ドップラー拡がりの処理、熱中性子散乱則の処理、非分離共鳴領域の確率テーブルの作成、ガス生成断面積の作成及びACEファイルの作成の各機能を実装してきた。FRENDYの開発では、世界中で広く利用されているNJOYと同じ核データ処理方法を採用しているが、開発中に判明したNJOYの処理方法の問題点を改善したFRENDY独自の処理方法の実装も進めている。今般、FRENDY単体でACEファイル作成が可能になったため、NJOYの問題点が積分実験解析に与える影響について評価を進めている。本発表では、NJOYとFRENDYの確率テーブル作成方法の違いが解析結果に与える影響について報告する。

口頭

核不拡散・核セキュリティ用ダイアウェイ時間差分析装置の開発

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔

no journal, , 

現在、核変換用MA-Pu燃料等の高線量核物質の非破壊測定法は確立されておらず、核不拡散・核セキュリティ上の課題となっている。原子力機構では、アクティブ中性子法による非破壊測定技術に関する研究開発によってこの課題に取り組んでおり、ダイアウェイ時間差分析(DDA)法の一種である高速中性子直接問いかけ(FNDI)法を用いた非破壊測定装置開発を実施している。その研究の一環として、設計、製作したダイアウェイ時間差分析システムの核燃料物質の検出下限を試験で評価した結果、Pu-239の質量として10mgまで測定可能であることが分かった。本報では、検出下限評価のためのMCNPを用いたシミュレーションとPu酸化物試料を用いた試験結果について報告する。

口頭

福島汚染水処理二次廃棄物のための固定化技術の開発,5; Sr$$^{2+}$$及びCl$$^{-}$$の浸出速度

入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; Garc$'i$a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 中澤 修; 木下 肇*

no journal, , 

本研究では、福島汚染水処理二次廃棄物スラリー及び濃縮廃液の漏洩リスク・水素ガス燃焼リスク低減を目的に、リン酸を用い、それらリスクを低減できる技術を開発している。ANSI/ANS16.1に基づく浸出試験を実施し、Sr$$^{2+}$$及びCl$$^{-}$$の浸出速度を調べた。本発表は、平成28年度文部科学省委託業務の成果の一部である。

口頭

R行列理論における非共鳴過程への補正

国枝 賢

no journal, , 

R行列共鳴理論を用いて、異なる入射粒子の弾性散乱断面積を同時に解析すると、全ての測定値に矛盾のない共鳴パラメータを取得することが困難であるという問題が報告されている。この問題を解決するために、本研究ではR行列理論における非共鳴過程に対して、入射粒子毎に独立な補正項を追加する手法を提案する。また、複合核$$^7$$Be$$^*$$を経由する$$^6$$Li(p,p$$_0$$)$$^6$$Li, $$^6$$Li(p,$$alpha_0$$)$$^3$$He、および$$^3$$He($$alpha$$,$$alpha_0$$)$$^3$$He, $$^3$$He($$alpha$$,p$$_0$$)$$^6$$Li反応の断面積を同時に解析することにより本手法の実用性を示す。さらに、補正項に対する物理的根拠について核反応理論に基づいた考察を行う。

口頭

硝酸塩含有廃棄物の地層処分における安全性に関する研究,2-1; 模擬固化体の熱測定及び発熱速度のモデル化

三原 守弘; 原 啓二*; 長谷川 和俊*; 杤山 修*; 安達 夏絵*; 桐島 陽*

no journal, , 

硝酸塩含有廃棄物の地層処分における安全性を評価することを目的として、廃棄物中の硝酸塩と有機物の酸化還元反応の機構解明のため模擬固化体の熱測定及びデータ解析を行い、発熱速度モデル・パラメータの検証を行った。検討された発熱モデル及びパラメータを用いることで、これまでに得られている熱測定データの再現性が向上し、処分施設における熱反応暴走のシミュレーション解析が可能となった。今後は、長期保管中の経時変質の影響等の検討を行い、実固化体による試験、解析並びシミュレーション解析手法の確立が重要である。

口頭

硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデルを用いた地下水硝酸性窒素汚染の天然事例の解析,2

阿部 徹*; 平野 史生; 三原 守弘; 本田 明

no journal, , 

地層処分施設における廃棄物由来の硝酸イオンの化学変遷挙動を把握するために開発された硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデルの信頼性を高めることを目的として、地下水の硝酸性窒素汚染の天然事例について解析を実施し、硝酸イオン化学的変遷挙動評価モデルの妥当性を評価した。

口頭

硝酸塩含有廃棄物の地層処分における安全性に関する研究,2-2; 処分後における熱反応暴走の可能性に関する解析的検討

野中 宏祐*; 平野 史生; 三原 守弘; 原 啓二*; 杤山 修*

no journal, , 

硝酸塩含有廃棄物(アスファルト固化体)を対象に、処分後における熱反応暴走の可能性を評価するためのシミュレーション解析手法の検討の一環として、模擬固化体の熱測定データより検討された既往の発熱モデルを用いて、温度解析を実施した。温度解析においては、地層処分環境で想定される熱影響及びアスファルト固化体に含まれる物質等に由来する熱影響を考慮した。

口頭

原子力安全・核セキュリティ文化の教育の国際標準化

日高 昭秀; 上坂 充*; 小松崎 常夫*; 高橋 信*; 岡嶋 成晃; 宇埜 正美*

no journal, , 

日本原子力学会の教育委員会の企画セッション「原子力安全・核セキュリティ文化の教育の国際標準化」において、チェルノブイリ事故以降、IAEAで議論されてきた安全文化の変遷について紹介する。続いて、福島第一原子力発電所事故の教訓の一つとして、安全文化=継続的改善の必要性が指摘されたことから、この継続的改善をより確実なものとするための視点として、IAEA発の安全文化に加え、技術者として社会的責任を自覚するための技術者倫理向上の側面、知識の伝承や教育、訓練といった原子力知識マネジメント、問題の本質を考える能力の開発といった側面にも焦点を当て、今後あるべき教育の方向性について提案する。また、警備におけるセキュリティ文化の現状と課題、及び原子力安全・核セキュリティ文化に係る教材の国際標準化についても紹介し、日本発の原子力安全文化・核セキュリティ文化について議論する。

口頭

LLFP安定核種化・短寿命化のための核変換法の開発,7; J-PARC MLF ANNRIにおけるCs, Se同位体の中性子捕獲反応断面積測定

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物にかかわる環境負荷低減技術の基礎データとして、長寿命放射性核種の中性子核データが求められている。高レベル放射性核種に対し低減化、資源化を目指した革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)事業に係る原子力機構の分担研究として「J-PARC MLF ANNRIにおける中性子捕獲反応断面積測定研究」を進めている。LLFP対象核種(LLFP)の中からCs-135を選択し、その中性子捕獲断面積測定研究を進めている。現在までの中性子捕獲断面積測定の進捗について報告する。

口頭

LLFP安定核種化・短寿命化のための核変換法の開発,16; ImPACT核データライブラリの作成

岩本 修; 湊 太志; 古立 直也; 岩本 信之; 国枝 賢

no journal, , 

核変換に関わるImPACTの研究開発プログラムにおいて、代表的なLLFP4核種($$^{79}$$Se, $$^{93}$$Zr, $$^{107}$$Pd, $$^{135}$$Cs)および周辺核種に対する核データライブラリを開発中である。測定データが乏しい不安定核に対する核データの精度を向上させるため、微視的核構造理論により得られた原子核の準位密度や$$gamma$$線強度関数を取り入れ、CCONEコードにより200MeVまでの中性子・陽子入射の断面積の評価計算を実施した。評価手法及び結果等、ライブラリ開発の状況を報告する。

口頭

SCALE6.2.1の遮蔽用AMPX多群ライブラリテスト

今野 力; 多田 健一

no journal, , 

SCALE6.2.1は2016年に公開され、世界中で使われている。SCALE6.2.1にはENDF/B-VII.0とENDF/B-VII.1から作られた新しい形式のAMPXライブラリ(多群ライブラリ, 連続エネルギーライブラリ、ORIGENライブラリ等)が付属している。今回、SCALE6.2.1システム付属のENDF/B-VII.1から作られた新しい形式の遮蔽用AMPX多群ライブラリ(scale.rev12.xn200g47v7.1, 中性子200群, $$gamma$$線47群)で以前指摘した分離共鳴領域の自己遮蔽補正の問題が解決しているかどうかを調べるとともに非分離共鳴の自己遮蔽補正も調べた。そのため、中心に20MeVの中性子源のある半径1mの鉄あるいはヒ素の球内の中性子, $$gamma$$線スペクトルをANISNコードで計算した。その結果、scale.rev12.xn200g47v7.1の分離共鳴領域の自己遮蔽補正が十分でないことがわかった。一方、非分離共鳴領域の自己遮蔽補正はNJOYよりもFRENDYに近い結果を示した。

口頭

使用済PWR燃料直接処分時の臨界安全に関する検討,2; SiO$$_2$$の反射体効果に関する国際ベンチマーク

須山 賢也; 秋江 拓志; 片岡 理治*; 山本 健土*

no journal, , 

軽水炉使用済燃料直接処分等の地層処分代替技術に関する資源エネルギー庁公募事業の一部として、直接処分燃料の臨界安全性にかかわる検討を実施している。その検討に資するためSiO$$_{2}$$の反射体効果に関する国際ベンチマークを実施してきたので、結果の概要を報告する。

口頭

上空からの放射線測定技術の高度化,1; GPSによる位置情報精度の評価

森 愛理; 眞田 幸尚; 瀬口 栄作; 河端 智樹; 宗像 雅広

no journal, , 

航空機モニタリングでは放射線の計数率と同時に位置情報(緯度、経度、高度)を取得している。地上1mにおける空間線量率は、上空で取得した計数率に高度補正を行うことで計算している。よって位置情報の精度は地上1mにおける空間線量率の計算結果に影響を及ぼす。本研究では既存のGPS機器に加えて新たに3種類のGPS機器をヘリコプターに搭載し、位置情報の精度を比較した。これにより各機器の性能の相互評価および地上1mでの空間線量率の計算結果に与える影響の調査を行い、航空機モニタリングに最適なGPS機器を選定した。

口頭

使用済PWR燃料直接処分時の臨界安全に関する検討,1; 未臨界判定基準増倍率の推定と未臨界性確保のための中性子毒物量の評価

秋江 拓志; 片岡 理治*; 須山 賢也

no journal, , 

軽水炉使用済燃料直接処分等の代替処分技術に関する検討の一部として、臨界安全ベンチマーク実験のデータベースであるICSBEPに収録された実験からPWR燃料処分体系と類似性が高い134体系を選び臨界計算を実施することにより、未臨界判定の基準増倍率を0.98と推定した。また、処分後の使用済燃料が臨界に最適な条件で再配置する仮想的な状況において未臨界を確保できる中性子毒物の必要量を評価した。

口頭

LLFP安定核種化・短寿命化のための核変換法の開発,15; 微視的核構造計算に基づいたLLFP核種及びその周辺核種の準位密度計算

古立 直也; 湊 太志; 岩本 修

no journal, , 

長寿命核分裂生成物(LLFP)の合理的な核変換技術を確立するには、核変換シミュレーションに必要となる核データを高精度化することが重要となる。準位密度は統計模型を用いた核反応の計算に必要不可欠な核構造データであり、核データ評価の精度に大きく影響する。核データ評価では通常Fermi Gas模型などの現象論的模型が準位密度計算に用いられるが、実験データの乏しい不安定核に対しては予言性に優れる微視的理論を適用することが核データの精度向上につながると考えられる。本研究では、長寿命核分裂生成物(LLFP)核種及びその周辺核種の核データを高精度化するため、それらの核データ評価に必要となる準位密度を微視的核構造計算に基づいて導出した。この際、原子核の励起に伴う変形変化の効果を精密化する計算手法の改良を行った。得られた準位密度を用いた核反応計算の精度について分析するため、様々な反応チャネルの断面積について安定核実験データとの系統的な比較を行った。

口頭

$$gamma$$線照射時のゼオライト層での放射線分解ガス挙動

本岡 隆文; 山岸 功

no journal, , 

ゼオライトIE96と人工海水(ASW)の混合物を試験管に投入し、Co-60$$gamma$$線を照射した。ゼオライトが人工海水に全浸水したケースでは、ゼオライト位置はわずかに上昇し(1.8%)、ゼオライト層上に人工海水層が形成された。線量増大とともに人工海水層の厚みは増大した。一方、排水後のゼオライト保管容器内を模擬したケースでは、ゼオライト層の位置変化はなかった(0.0%)。

口頭

坑道閉鎖時に形成される化学環境と物質移動特性の事例研究

岩月 輝希; 林田 一貴; 村上 裕晃; 渡辺 勇輔

no journal, , 

瑞浪超深地層研究所において、坑道閉鎖後の物質移動特性を理解することを目的として、花崗岩の深度500mに模擬実験坑道を建設・閉鎖し、地下水中の希土類元素の観測を行った。その結果、閉鎖坑道内部は、吹付コンクリートやコロイドとの相互作用により希土類元素が移動し難い環境になることが明らかになった。

口頭

繊維表層部に吸着させた$$^{90}$$Srの直接$$beta$$線測定; 放射線グラフト重合技術により18-crown 6-ether誘導体を担持したSr吸着繊維の作製

堀田 拓摩; 浅井 志保; 今田 未来; 半澤 有希子; 斎藤 恭一*; 藤原 邦夫*; 北辻 章浩

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故により発生した汚染水中の$$^{90}$$Srの迅速分析が求められている。しかしながら,従来の$$^{90}$$Sr分析では、Sr分離、Y分離という2段階の$$beta$$線測定前処理分離操作を要する。そのため、一連の$$^{90}$$Sr分析におよそ1ヶ月かかる。そこで本研究では、前処理分離操作を効率化することを目的とし、Sr分離操作だけで前処理分離操作を完了できるSr吸着繊維の作製を目指した。作製したSr吸着繊維のSr吸着容量およびSr選択性について検討した。その結果、Sr Resinに比べ比表面積が1000倍小さいにも関わらず、Sr吸着繊維は同等のSr吸着容量を有した。このことは、Sr Resinより1000倍高い密度で繊維表面へSrを濃縮できたと考えられる。また、選択性については、共存するCs, YからSrを高い選択性で分離できた。このことは、18-crown 6-ether誘導体のSr選択性は、疎水性相互作用により担持しても性質が変化せず、安定し選択して分離できていると考えられる。これらのことから, Sr吸着繊維が$$^{90}$$Srの直接$$beta$$線測定に必要な吸着容量と選択性を有することを確認した。

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