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論文

Role of retained austenite in low alloy steel at low temperature monitored by neutron diffraction

山下 享介; 諸岡 聡; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 古賀 紀光*; 梅澤 修*

Scripta Materialia, 177, p.6 - 10, 2020/03

${it In situ}$ neutron diffraction measurements during tensile tests at low temperatures of a low alloy steel containing retained austenite have been performed. Evolutions of phase fractions and phase stresses were analyzed and discussed with the progress of deformation. The role of austenite in the steel during deformation at low temperatures was observed not to directly in the contribution to the strengths but in the improvement of the elongation by transformation of austenite to martensite -and in the increasing of the work-hardening rate by an increase in the phase fraction of martensite and the work hardening of martensite.

論文

Effects of oxidation and secondary hydriding during simulated Loss-Of-Coolant-Accident tests on the bending strength of Zircaloy-4 fuel cladding tube

岡田 裕史; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 136, p.107028_1 - 107028_9, 2020/02

In order to evaluate the fracture resistance of fuel rods against a seismic loading following a Loss-Of-Coolant-Accident (LOCA), the bending strength of fuel cladding which experienced a simulated LOCA has been investigated since the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident. In this study, four-point-bending-tests were performed using Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a simulated LOCA sequence in order to investigate the effects of oxidation and secondary hydriding occurring during a LOCA on the bending strength of fuel cladding. According to the obtained results, it was suggested that the maximum bending stress would be affected by the oxygen concentration in the prior-beta layer as well as the thickness of prior-beta layer. It was considered that the decrease in maximum bending stress by secondary hydriding is probably expressed by multiplying a factor of 0.37 by the maximum bending stress which solely takes account of the effect of oxidation.

論文

Structure of superconducting Ca-intercalated bilayer Graphene/SiC studied using total-reflection high-energy positron diffraction

遠藤 由大*; 深谷 有喜; 望月 出海*; 高山 あかり*; 兵頭 俊夫*; 長谷川 修司*

Carbon, 157, p.857 - 862, 2020/02

本研究では、全反射高速陽電子回折を用いて、Ca挿入2層グラフェン超伝導体の原子配置を明らかにした。構造解析の結果、Ca原子は、従来予想されていたグラフェン間ではなく、2層グラフェンの直下に挿入されることが判明した。電気伝導測定では、この原子配置においてのみ超伝導転移(4K)を示すことも明らかにした。今回の結果は、Ca挿入2層グラフェンにおける原子配置と超伝導発現の相関を初めて明らかにした成果である。

論文

Neutron transmission spectrum of liquid lead bismuth eutectic

大場 洋次郎; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 小野寺 陽平*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 及川 健一

Materials Research Proceedings, Vol.15, p.160 - 164, 2020/02

溶融鉛ビスマス(LBE)は加速器駆動システム(ADS)や高速炉等の冷却材として研究が進められている。近年、エネルギー分析型中性子イメージングが、配管内におけるLBEの解析に有効であることが報告された。しかしながら、従来の手法は、固相のブラッグ回折によって生じる透過率の減少であるブラッグエッジの解析にとどまっており、液相の解析は行われていなかった。液相の散乱によっても透過率の減少が生じるはずであり、この成分を観測して解析できれば、熱流動の主役である液相の情報を得て、これをマッピングすることができるようになる。そこで、溶融状態のLBEのエネルギー分析型中性子イメージング測定を行った。その結果、振動等を含む特徴的な透過率スペクトルを観測した。この特徴は、溶融LBEの散乱プロファイルから計算した透過率スペクトルと一致していることから、透過率スペクトルに液相の散乱が反映されていることが明らかになった。

報告書

平成30年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

高性能計算技術利用推進室*

JAEA-Review 2019-017, 182 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-017.pdf:11.11MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(環境の回復・原子炉施設の廃止措置)に向けた研究開発や、高速炉サイクル技術に関する研究開発、原子力の安全性向上のための研究、原子力基礎基盤研究等といった主要事業に利用された。本報告は、平成30年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

報告書

3次元六角体系用中性子輸送計算コードの整備,2; MINISTRIコードの改良及び機能拡張

杉野 和輝; 滝野 一夫

JAEA-Data/Code 2019-011, 110 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-011.pdf:3.37MB

実機高速炉炉心やロシアのBFS臨界実験体系の中性子輸送計算を高精度で行うことが可能な決定論的手法に基づく3次元六角体系用三角メッシュ離散座標法(SN法)輸送計算コードMINISTRIコード(Ver.7.0)を整備した。具体的には、これまで整備したMINISTRIコード(Ver.1.1)の非収束性の問題を詳細に分析し、適切な改良を行うことにより、大型炉心体系への適用における収束性を飛躍的に向上させることができた。改良後のMINISTRIを種々の高速炉炉心を対象にして検証を行った結果、同じ断面積を用いた多群モンテカルロ法計算結果に対して、実効増倍率で0.1%以内、出力分布で0.7%以内の一致が見られ、十分な精度を有することを確認した。また、計算時間に関しては、初期拡散計算機能の導入と並列処理化により、従来と比較して約10分の1への計算時間の短縮を図ることができた。更に、セル非等方ストリーミング効果取り扱い機能の導入、摂動計算ツールの整備、六角格子内三角メッシュ毎断面積指定機能の追加、六角メッシュ計算コードMINIHEX統合を行い、汎用性を高めた。

論文

Conceptual study on a novel method for detecting nuclear material using a neutron source

米田 政夫; 藤 暢輔

Annals of Nuclear Energy, 135, p.106993_1 - 106993_6, 2020/01

本研究は全く新しいアクティブ中性子法として、中性子線源を測定対象物の周りで高速移動させ、その残存出力を調べることにより核物質の検知を行う手法について検討したものである。一般に中性子線源を用いて核物質を含む対象物に中性子を照射すると、核分裂中性子に加えて、線源からの中性子も同時に観測される。しかし、中性子線源を非常に高速に移動させて照射を行うと、それら中性子成分が時間的に分離して観測される。この効果を利用することにより核物質の検知が可能となる。本研究手法では、従来のアクティブ中性子法では不可欠であった高価なDT中性子発生管が不要となることから、装置の低コスト化及び簡素化にも貢献することが期待できる。

論文

Fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.68 - 78, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). In total eight integral thermal shock tests were performed for these specimens, simulating LOCA conditions including ballooning and rupture, oxidation, hydriding, and quenching. During the tests, the specimens were oxidized to 10% - 30% equivalent cladding reacted (ECR) at approximately 1473 K and were quenched under axial restraint load of approximately 520 - 530 N. The effects of burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes on the ballooning and rupture, oxidation, and hydriding under LOCA conditions were inconsiderable. Further, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture in the ECR values equal to or lower than the fracture limits of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube reported in previous studies. Therefore, it can be concluded that the fracture limit of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to approximately 85 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it slightly decreases with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Liquid film behavior and heat-transfer mechanism near the rewetting front in a single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.100 - 113, 2020/01

The rewetting front propagation may occur when the fuel rod is cooled by the liquid film flow after it is dried out under accident conditions for BWR cores. Our previous study has revealed importance of precursory cooling, defined as a rapid cooling just before the rewetting, which has a significant effect on the propagation velocity. To understand the mechanism of the precursory cooling, we conducted heat transfer experiments using a single heater rod contained inside the transparent glass pipe to measure heat transfer behavior with simultaneous observation using a high-speed camera. The results showed characteristic effects of the wall temperature on the liquid film flow and liquid droplets formation at the rewetting front, i.e. sputtering. Even when the liquid film flows in rivulets under adiabatic condition, horizontally uniformed rewetting front was observed with increasing wall temperature due to enhanced flow resistance by sputtering. This sputtering effect was also confirmed from observations of the liquid film thickness, which increased with approaching the rewetting front. Heat transfer coefficients were predicted roughly well with a single-phase heat transfer correlation with entrance effects, suggesting the thinner thermal boundary layer downstream of the rewetting front may be one of the precursory cooling mechanisms.

論文

Compton scattering of quasi-monochromatic $$gamma$$-ray beam

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 951, p.162998_1 - 162998_6, 2020/01

Compton scattering of a single-energy $$gamma$$-ray results in a one-to-one relationship between the incident and scattered photon energies. This relationship is altered when the incident beam has a definite energy distribution because of the broadening occurring in the energy distribution upon Compton scattering. This broadening causes a change in the spectral density of the Compton-scattered spectra. To restore the spectral density, the energy distribution of the scattered radiation must be manifested as a function of the scattering kinematics. Here, we propose a simple analytic way to calculate the energy spread of the scattered photons in terms of the geometry of the scattering process and the energy spread of the incident photon beam. The predictions of the model agree with measurements of Compton scattering of quasi-monochromatic $$gamma$$-ray beams, carried out at the High Intensity $$gamma$$-ray Source (HI$$gamma$$S) facility, Duke University. As a benchmark of our method, we measured the intensity profile of energy-distributed $$gamma$$-ray beams by direct measurements as well as by Compton scattering. We found that only when the spectral density of the scattered radiation is restored, the measured intensity profile agrees with the actual profile of the incident beam. The proposed method can continuously measure the flux of an energy-distributed $$gamma$$-ray beams in the real time and on a bin-by-bin basis. Such online monitoring of $$gamma$$-ray beams is indispensable for in-beam measurements and applications. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

論文

Fine structure in the $$alpha$$ decay of $$^{223}$$U

Sun, M. D.*; Liu, Z.*; Huang, T. H.*; Zhang, W. Q.*; Andreyev, A. N.; Ding, B.*; Wang, J. G.*; Liu, X. Y.*; Lu, H. Y.*; Hou, D. S.*; et al.

Physics Letters B, 800, p.135096_1 - 135096_5, 2020/01

Fine structure in the $$alpha$$ decay of $$^{223}$$U was observed in the fusion-evaporation reaction $$^{187}$$Re($$^{40}$$Ar,p3n) by using fast digital pulse processing technique. Two $$alpha$$-decay branches of $$^{223}$$U feeding the ground state and 244 keV excited state of $$^{219}$$Th were identified by establishing the decay chain $$^{223}$$U$$rightarrow$$$$^{219}$$Th$$rightarrow$$$$^{215}$$Ra$$rightarrow$$$$^{211}$$Rn. The $$alpha$$-particle energy for the ground-state to ground-state transition of $$^{223}$$U was determined to be 8993(17) keV, 213 keV higher than the previous value, the half-life was updated to be 62$$^{+14}_{-10} mu$$s. Evolution of nuclear structure for $$N$$=131 even-$$Z$$ isotones from Po to U was discussed in the frameworks of nuclear mass and reduced $$alpha$$-decay width, a weakening octupole deformation in the ground state of $$^{223}$$U relative to its lighter isotones $$^{219}$$Ra and $$^{211}$$Th was suggested.

報告書

共存物質を含むウラン廃液を対象とした廃液処理作業

佐藤 義行; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Testing 2019-003, 20 Pages, 2019/12

JAEA-Testing-2019-003.pdf:2.08MB

放射性廃棄物管理技術課では、天然ウランを使用した試験で発生した廃液を許可条件に基づき保管してきた。保管上のリスク低減の観点からは、処理を行い固形化することが望ましいが、これまで安全かつ効率的な試験廃液の処理方法が確立されていなかった。そこで、ウラン吸着剤(タンニックス)を使用した廃液の処理方法を検討した。把握した処理条件に基づき、ウランの吸着処理等を行うとともに、最終的にセメント固化による安定化を行った。本報告では、類似した試験廃液を処理する際の参考となるように、廃液処理における一連の作業に関して得られた知見をまとめた。

報告書

アニュアルレポート「原子力機構2018」環境報告関連データのまとめ

安全・核セキュリティ統括部 安全・環境課

JAEA-Review 2019-016, 196 Pages, 2019/12

JAEA-Review-2019-016.pdf:10.42MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、2017年度の原子力機構の活動を総合的に報告するレポートであるアニュアルレポート「原子力機構2018」を作成した。その中で2017年度の環境配慮活動について取りまとめた結果を掲載しており、この環境配慮活動報告の部分は「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」に基づき2018年9月にホームページで公表した。本報告書は、環境報告の信頼性を高めるためにその情報の検証可能性を確保し、また、原子力機構における環境配慮活動の取組を推進する手段として、アニュアルレポート「原子力機構2018」に掲載した環境報告の部分とその追加情報に記載した環境関連情報の根拠となる2017年度の環境報告関連データと、他のさまざまな環境配慮活動の関連情報を取りまとめたものである。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 350m調査坑道における人工バリアの設置および坑道の埋め戻し

中山 雅; 大野 宏和

JAEA-Research 2019-007, 132 Pages, 2019/12

JAEA-Research-2019-007.pdf:11.29MB
JAEA-Research-2019-007-appendix(CD-ROM).zip:39.18MB

原子力機構が北海道幌延町で実施している幌延深地層研究計画では、堆積岩を対象として、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発および安全規制のための研究開発を実施している。平成26年度からは幌延深地層研究センターの地下施設の350m調査坑道(試験坑道4)において、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象(熱-水-応力-化学連成挙動)を評価する事を目的とした人工バリア性能確認試験を実施している。本報告では、人工バリア性能確認試験において実施した、試験坑道および試験孔の掘削、緩衝材および模擬オーバーパックの設置、転圧締め固めおよび埋め戻し材ブロックによる坑道の埋め戻し、コンクリートプラグの設置およびコンタクトグラウト工の実施、計測システムの整備および計測の開始、などについて述べる。上記の作業を通じて、開発した大口径掘削機による試験孔掘削の実証、緩衝材ブロック定置における真空把持装置の適用性、埋め戻し材転圧締め固めにおける品質管理手法の提示、低アルカリ性セメント材料によるコンクリートプラグの施工などについて確認を行い、実環境において処分概念の構築が十分に可能であることを示した。

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発」のうち「廃止措置等に向けた研究開発」(中間評価)

福島研究開発部門

JAEA-Evaluation 2019-009, 182 Pages, 2019/12

JAEA-Evaluation-2019-009.pdf:23.34MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成14年6月20日文部科学大臣決定、平成29年4月1日最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成30年3月29日最終改正)等に基づき、平成30年11月27日に「福島第一原子力発電所の廃止措置に係る技術等の研究開発」に関する事前評価を福島廃止措置研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、福島廃止措置研究開発・評価委員会は、委員会において定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された第3期中長期計画期間(平成27年4月から平成34年3月)における研究開発計画に関する説明資料の検討及び各担当者による口頭発表と質疑応答を実施した。本報告書は、福島廃止措置研究開発・評価委員会より提出された事前評価の内容をとりまとめたものである。

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「福島環境回復に関する技術等の研究開発」(中間評価)

福島研究開発部門 企画調整室

JAEA-Evaluation 2019-008, 129 Pages, 2019/12

JAEA-Evaluation-2019-008.pdf:11.63MB

福島環境研究開発・評価委員会は、委員会において定められた評価方法に従い、原子力機構から提出された第3期中長期計画期間(平成27年4月から平成34年3月)における研究開発計画に関する説明資料の検討及び各担当者による口頭発表と質疑応答を実施した。本報告書は、福島環境研究開発・評価委員会より提出された中間評価の内容をとりまとめるとともに、「評価結果(答申書)」を添付したものである。

報告書

広域地下水流動研究における地下水の水圧長期モニタリング(2018年度)

尾上 博則; 竹内 竜史

JAEA-Data/Code 2019-010, 41 Pages, 2019/12

JAEA-Data-Code-2019-010.pdf:3.9MB
JAEA-Data-Code-2019-010-appendix(CD-ROM).zip:122.73MB

日本原子力研究開発機構では、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、広域地下水流動研究を実施している。本研究は、広域における地表から地下深部までの地質・地質構造、岩盤の水理や地下水の水質を明らかにするために必要な調査・解析技術などを開発することを目標として、1992年度より調査研究を開始し、2004年度末をもって主な現場調査を終了した。2005年度からは、土岐花崗岩における水理学的・地球化学的な基礎情報の取得および地下水流動解析結果の妥当性確認のためのデータ取得を目的として、既存の観測設備を用いた表層水理観測および既存のボーリング孔を用いた地下水の水圧長期モニタリングを継続している。本報告書は、2018年度に実施した地下水の水圧長期モニタリングデータを取りまとめたものである。

論文

Positronium in room temperature ionic liquids

平出 哲也

AIP Conference Proceedings 2182, p.030007_1 - 030007_5, 2019/12

室温イオン液体の利用は多くの分野で行われている。そのひとつは使用済み核燃料の再処理であり、室温イオン液体の放射線の影響に関する研究は重要である。過剰電子の反応のように速い過程を研究するためには、陽電子消滅法は重要な手法である。非常に早い時刻における反応を理解するために、陽電子消滅寿命-運動量相関(AMOC)測定を行い、ポジトロニウムが作るバブルの形成が室温イオン液体の中では非常に遅いことが分かってきた。また、室温イオン液体の融点付近において、ポジトロニウム形成直後にポジトロニウムが作るバブルに振動が見られることが明らかとなった。このことから、例えば、室温イオン液体中のポジトロニウム形成はピコ秒程度の速い反応であることが言える。このように従来の液相とは違うポジトロニウムが示すいろいろな現象について議論を行う。

論文

Biosurface properties and lead adsorption in a clone of ${it Sphagnum palustre}$ (Mosses); Towards a unified protocol of biomonitoring of airborne heavy metal pollution

Di Palma, A.; Gonz$'a$lez, A. G.*; Adamo, P.*; Giordano, S.*; Reski, R.*; Pokrovsky, O. S.*

Chemosphere, 236, p.124375_1 - 124375_9, 2019/12

 被引用回数:0

In this work we used field- and laboratory-grown S. palustre moss treated by EDTA and devitalized by oven drying, to elaborate a consistent procedure of metal and proton adsorption on moss surfaces and a biomonitoring protocol using cloned moss. Devitalization and EDTA treatments did not produce any measurable difference in terms of H$$^{+}$$ and Pb$$^{2+}$$ adsorption capacities of moss surfaces. Therefore, in view of the use of S. palustre clone for biomonitoring purposes, we recommend devitalization as unique treatment to perform with the aim to preserve the biomaterial before and after its exposure in bags.

論文

第43回日本フィッション・トラック研究会実施報告

末岡 茂

フィッション・トラックニュースレター, (32), p.20 - 22, 2019/12

第43回フィッション・トラック研究会が、2018年11月28日から11月30日にかけて、神戸市元町のJEC日本研修センターにて開催された。本研究会は、ESR応用計測研究会及びルミネッセンス年代測定研究会と合同で行われ、42名の参加者により、29件の発表が行われた。また、11月29日には、第43回フィッション・トラック研究会総会も行われ、今後のフィッション・トラック研究会の体制や運営方法などについて議論された。

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