Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
川久保 陽子; Stevens, R.*; Pickett, S.*; 関根 恵; 野呂 尚子; 井上 尚子
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08
Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security (ISCN) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in cooperation with the International Atomic Energy Agency (IAEA) executed the first online regional training course on the State System of Accounting for and Control of Nuclear Material (Online RTC-SSAC) from 9 to 20 November 2020. JAEA and its predecessor organizations have held RTC-SSAC every year since 1996 in in-person style for supporting the capacity building in the IAEA member states, however; COVID-19 pandemic posed a serious impact on implementing conventional in-person training in 2020. In addition to that, ISCN had recognized the advantages of developing the online SSAC course as it can supplement the in-person course. With this background, ISCN/JAEA in cooperation with IAEA initiated the development of the online RTC-SSAC in April 2020. This paper provides a summary of the experience in developing the first Online RTC-SSAC including the steps taken to transition the course from an in-person course to an online course. It also identifies good practices that were established during the conduct of the two-week course as well as lessons learned to integrate into future courses. The paper concludes with a look at the future of online training and possible next steps to ensure that it will support the needs of the IAEA Member States.
中川 陽介; 助川 秀敏; 直井 洋介; 井上 尚子; 野呂 尚子; 奥田 将洋
第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11
JAEA/ISCNの核物質防護実習フィールド(PPフィールド)は核セキュリティトレーニングにおいて有効なツールである。新型コロナウイルス感染症の拡大を受けてオンライントレーニングの開発に取り組んでいるが、その中でPPフィールドを用いた実習に代わる効果的なツールとして、そのバーチャルツアーの開発も進めている。本論文では、この開発状況とバーチャルツアーの特徴を生かした効果的な利用の展望について報告する。
鈴木 紀一; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; Carvajal-Nunez, U.*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*
Journal of the American Ceramic Society, 102(4), p.1994 - 2008, 2019/04
被引用回数：36 パーセンタイル：90.42(Materials Science, Ceramics)CeOの熱物性及び機械物性を測定した。熱重量分析法により酸素ポテンシャルを測定し、欠陥化学モデルを用いてデータを解析した。音速測定, 共鳴超音波分光法及びナノインデンテーション法によりCeOの弾性率を得た。得られた弾性率を用いてデバイ温度及びグリュナイゼン定数を評価するとともに、その評価結果を基に比熱及び熱伝導率を計算した。熱伝導率の計算結果は実験値をよく再現し、また、不純物依存性が大きいことが示された。
廣岡 瞬; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06
空隙率、酸素金属比(O/M)及びPu含有率をパラメータとしてMOXペレット中の音速測定を行った。空隙率は最も重要な因子であり、O/MやPuがヤング率に与えうる影響は20GPa程度であるが、空隙率が20%増加するとヤング率は100GPaも低下することが明らかとなった。取得した音速のデータと、デバイモデル及び熱膨張の文献データを用いることにより、ヤング率の温度依存性及び比熱の評価を行った。高温になるほどヤング率が低下する傾向に関して文献データとよい一致を示す結果が得られ、また、比熱に関してもショットキー項と高温項を考慮することで文献データとよく一致する結果が得られた。
-dodecane containing a solvent modifier佐々木 祐二; Zhu, Z.-X.; 須郷 由美; 鈴木 英哉*; 木村 貴海
Analytical Sciences, 21(10), p.1171 - 1175, 2005/10
被引用回数：28 パーセンタイル：61.87(Chemistry, Analytical)新しい抽出剤であるジグリコールアミド化合物の抽出特性研究の一環として、硝酸-ドデカン系で+2, +3及び+4価の陽イオンの抽出容量を調べた。金属イオンの最大抽出量(LOC)は硝酸濃度、抽出剤濃度に大きく依存した。LOCを増加する目的で、添加剤や疎水性の高いDGA化合物(側鎖アルキル基の長いDGA)を利用した。その結果、LOCは添加剤のDHOAモノアミド濃度やDGAのアルキル基長さに依存して増加することを明らかにした。
佐々木 祐二; Zhu, Z.-X.; 須郷 由美; 木村 貴海
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
TODGAによる多種の金属の硝酸溶液からドデカン溶媒への溶媒抽出を調べた。分配比の測定結果から、Ca(II),イオン半径87-113 pmを持つM(III)、及び83-94pmを持つM(IV)がよく抽出される。DGA化合物による金属イオンの抽出容量を調べるために、Ca(II), Nd(III), Zr(IV)を用いて、有機相中金属最大抽出量(LOC)を測定した。LOC値を増加させるため、改質剤のジヘキシルオクタアミド(DHOA)とよりアルキル基の長いDGA化合物を使用した。LOC値はDHOA濃度やDGAに結合するアルキル基長さに依存して高くなることがわかった。
-tetraalkylderivatives of diglycolamide-monoamide/n-dodecane media佐々木 祐二; 須郷 由美; 鈴木 伸一; 木村 貴海
Analytica Chimica Acta, 543(1-2), p.31 - 37, 2005/07
被引用回数：106 パーセンタイル：93.99(Chemistry, Analytical)新しい抽出容量の測定方法を用いて、DGA-DHOA/n-ドデカン抽出溶媒中のNd(III)の抽出容量(LOC)を測定した。LOC値は硝酸濃度や温度に依存することがわかった。LOCの値は十分な濃度のモノアミド(DHOA)を加えた系で化学量論値に達し、またこの系では第三相は生成しなかった。DHOAを含まない系で、異なる構造のDGA化合物を用いてLOCを測定したところ、アルキル鎖の長い官能基(テトラドデシル基)を導入したTDdDGA化合物を用いると、第三相は生成せず、LOC値も化学量論値に到達した。本研究により、DHOAを加えることと長いアルキル鎖を導入したDGA化合物を用いることが、第三相を抑制し、抽出容量を増大させることに重要であることがわかった。
Si investigated by ac calorimetry立岩 尚之; 芳賀 芳範; 松田 達磨; 池田 修悟; 安田 敬*; 竹内 徹也*; 摂待 力生*; 大貫 惇睦
Journal of the Physical Society of Japan, 74(7), p.1903 - 1906, 2005/07
被引用回数：71 パーセンタイル：89.02(Physics, Multidisciplinary)結晶反転対称性のない重い電子系超伝導物質CePt
Siの反強磁性・超伝導転移温度の圧力依存性を交流比熱測定によって調べた。常圧で2.2Kである反強磁性転移温度(ネール温度
)は加圧とともに減少し消滅する。反強磁性臨界圧力
は0.6GPaと決定された。一方、超伝導相は常圧から1.5GPaの幅広い圧力領域で存在する。CePtSiの圧力相図は大変独創的で、これまでの重い電子系超伝導物質の圧力相図と大きな違いがある。
中島 邦久; 荒井 康夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.620 - 623, 2002/11
試料には、炭素熱還元法で調製した窒化物を使用し、酸素濃度,水分濃度いずれも数ppm以下に抑えたアルゴンガス雰囲気グローブボックス内に設置された示差走査型熱量計を用いて比熱容量を測定した。測定は、高純度アルゴンガス気流中(100ml/min),昇温速度10K/min,100K間隔で昇温し323Kから1023Kまでの温度範囲で行った。粉末試料の場合、測定中かなり低い温度(~370K)から試料の酸化に起因すると考えられる熱流束変化が認められたが、焼結体試料を用いることでこの問題は避けられた。DSC装置の確度を知るためにUOの比熱測定も行った。その結果、文献値とほぼ一致することがわかった。UN及びPuNの比熱測定値は実験誤差の範囲内でほぼ文献値と一致した。一方、NpNの比熱値はUN及びPuNの比熱値とほぼ同じ値を有することがわかった。
加藤 崇; 中嶋 秀夫; 礒野 高明; 濱田 一弥; 河野 勝己; 杉本 誠; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 押切 雅幸*; et al.
低温工学, 36(6), p.315 - 323, 2001/06
CSモデル・コイル試験装置は、ITER R&Dで製作されたCSモデル・コイル及びCSインサート・コイルの検証すべきコイル性能を試験する超伝動コイル試験装置である。本装置の最大の特徴は、高出力の大電源(最大出力225MVA: JT-60トロイダル磁場用電源)と大型ヘリウム冷凍システム(5kW@4.5K及び超臨界圧ヘリウムを1.0kg/sまで強制循環可能)を併せ持つ点である。本試験装置は、世界最大の超伝動コイル試験装置となり、CSモデル・コイル及びCSインサート・コイル試験において約5ヶ月間に渡る連続運転にその性能を十分に発揮し試験成功を導いた。本試験装置の設計,仕様,そして、性能について述べる。
天谷 政樹*; 宇根 勝巳*; 湊 和生
Journal of Nuclear Materials, 294(1-2), p.1 - 7, 2001/04
被引用回数：12 パーセンタイル：64.73(Materials Science, Multidisciplinary)未照射及び照射済UOペレット試料の比熱容量を測定した。ペレットの高温比熱容量データは、定常運転時の燃料温度変化や事故時の燃料温度評価を行ううえで、不可欠な物性値の一つである。本測定技術により未照射アルミナ及び未照射UO試料の比熱容量を測定し、文献値と比較した結果、測定精確度は約5%と見積もられた。JRR-3M炉で焼度約40GWd/tまで照射した微小UO試料の比熱容量について測定を行った結果、2回目以降の測定値は、模擬FP添加ペレットの値とほぼ一致した。
井口 正
JAERI-Research 2000-050, 107 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-050.pdf:4.29MB
BWR燃料と模擬燃料の伝熱特性、特に熱容量及び熱的時定数を検討した。BWR燃料からの単位長さあたりの熱容量cp 
A(kJ/mK)は、300
から800の範囲では、0.34kJ/mKから0.36kJ/mKの範囲にあると見積もられる。模擬燃料の熱容量は、製作上のばらつきの影響、高さ位置の違いの影響は小さく、温度が高いほど大きい。異常時炉心伝熱試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.38kJ/mKとなり、この値は実機平均値(0.35kJ/mK)の+9%である。一方、核熱結合試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.42kJ/mKとなり、この値は実機平均値の+20%である。熱的時定数は、表面熱伝達率、熱拡散率、ギャップコンダクタンスに関係する。表面熱伝達率が小さい場合、表面熱伝達が伝熱を支配し、熱的時定数は表面熱伝達率に関係する。表面熱伝達率が大きい場合、内部熱伝導が伝熱を支配し、熱的時定数は熱拡散率に関係する。前者の場合、1点近似モデルが成立し、時定数は表面熱伝達率に反比例する。この場合、表面熱伝達率が1kW/m
Kのとき、BWR燃料、模擬燃料の熱的時定数はそれぞれ約10s、約13sと見積もられた。一方、後者の場合、時定数は表面熱伝達率にかかわらず、熱拡散率に逆比例する一定値に漸近する。この場合、BWR燃料では約5s、模擬燃料では1s以下と見積もられた。ギャップコンダクタンスが小さくなると、ギャップ部の伝熱が支配的になり、この場合熱的時定数はギャップコンダクタンスに関係する。
安藤 俊就
電気学会原子力技術研究会資料 NE-99-5, p.23 - 28, 1999/00
ITERの工学設計活動で進められている中心ソレノイド・モデル・コイルの開発状況について紹介する。特にニオブ・スズ超電導体を大型コイルに適用した場合の課題について記述する。
白数 淑郎; 湊 和生
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
テクネチウム消滅処理のためのデータベースを構築するために、テクネチウム-ルテニウム合金の特性評価を行った。X線回折により求めたテクネチウム-ルテニウム合金の格子定数は、ルテニウム濃度の増加とともに減少し文献値ともよく一致していた。そして、X線回折及びSEM-EDXを用いてテクネチウム-ルテニウム合金の組成の均一性を確認した。また、レーザフラッシュ法によって熱拡散率を測定し、その熱拡散率、試料密度及び比熱容量の文献値から、テクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率を導出した。テクネチウムの熱伝導率がルテニウムよりも小さいこと、並びにテクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率が温度及びルテニウム濃度の増加とともに増加することを明らかにした。
湊 和生; 白数 淑郎
Proceedings of 2nd Japanese-Russian Seminar on Technetium, p.77 - 78, 1999/00
長寿命の核分裂生成物であるテクネチウムを消滅処理するために必要となる物性値のデータベースを構築するために、金属テクネチウム及びテクネチウム-ルテニウム合金を調製し、特性評価を行った。X線回折による相状態及び格子定数測定、液浸法による密度測定、光学顕微鏡による組織観察、SEM/EDXによる元素分布測定、レーザーフラッシュ法による熱拡散率測定、などを行った。熱拡散率から導出したテクネチウムの熱伝導率は、ルテニウムの熱伝導率よりも小さいこと、並びにテクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率は、温度及びルテニウム濃度の増加とともに増加することを明らかにした。
湊 和生; 芹澤 弘幸; 福田 幸朔
Journal of Alloys and Compounds, 267, p.274 - 278, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：49.92(Chemistry, Physical)テクネチウムの熱拡散率を直径5mm、厚さ1mmの試料を用いて、室温から1173Kまで、レーザーフラッシュ法により測定した。熱拡散率は、温度の上昇にともない減少したが、600K以上の温度では、ほとんど一定であった。測定した熱拡散率及び試料の密度、ならびに比熱容量の文献値から、テクネチウムの熱伝導率を導出した。熱伝導率は400K付近で極小値を示した後、温度とともに上昇した。測定した熱伝導率を電子による寄与成分とフォノンによる寄与成分に解析的に分離した。温度上昇にともなうテクネチウムの熱伝導率の上昇は、電子による寄与成分の上昇のためであると考えられる。
傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00
原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。
高橋 由樹*; 松本 潔; 星名 博文*
PSA95: Proc. of Probabilistic Safety Assessment Methodology and Applications, 2, p.735 - 740, 1995/00
原研では、これまでモデルプラント地震時確率論的安全評価(PSA)の一環として、予備的な解析において炉心損傷頻度に大きな影響をもたらす機器として同定された碍子付き起動変圧器、非常用ディーゼル発電設備、継電気等の損傷評価を行ってきた。ここでは米国La Salle炉等のPSAで炉心損傷頻度に大きな影響を与えるとされた復水貯蔵タンク(CST)の地震時損傷確率評価を行った。過去の地震時損傷事例からCSTの機能喪失をもたらし得る損傷モードを選び出し、それぞれのモードに対して材料強度試験等から耐力評価を行った。有限要素法(FEM)により動的弾性・静的弾塑性応答解析を行い、地震時応答値、損傷位置等を求めた。塑性に伴うエネルギー吸収を考慮し、応答係数法により損傷確率を求めた。これらの解析の結果、隈底部と側板の損傷が支配的な損傷モードであると認められ、この2つのモードを考慮した損傷確率を求めた。この解析によって得られた損傷確率はモデルプラント地震PSAで使用される。
國富 一彦; 中川 繁昭; 藤本 望; 新藤 雅美; 数土 幸夫
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.281 - 286, 1990/10
本報は、HTTRの減圧事故の解析についてまとめたものである。解析の結果、減圧事故時に炉容器冷却設備に単一故障を仮定した場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。また、炉容器冷却設備が不作動の場合でも、燃料及び原子炉圧力容器の健全性は保たれることが確認された。これは事故後の崩壊熱等に比較して高温ガス炉の特徴である炉心及び生体遮へいコンクリートの熱容量が大きいことによるものである。
by solid state EMF technique中村 彰夫; 藤野 威男
Journal of Nuclear Materials, 149(1), p.80 - 100, 1987/01
被引用回数：44 パーセンタイル：95.53(Materials Science, Multidisciplinary)固相電池法により、UOの中の酸素の部分のモル自由エネルギー、エンタルピー、エントロピー:g(O),h(O),s(O)を、0.0030≦x≦0.24、500≦T≦1100
Cに於て正確に決定した。二種類のUOについての約40個の起電力-T(C)プロットを統計的に処理することにより、0.0030≦x≦0.25、500≦T≦1400Cに於るUO+の組成xとg(O),h(O)及びs(O)との間の関係が、温度に依存しない酸素部分モル比熱Cp(O)、エンタルピーho、及びエントロピーSo、パラメータを用いる事により、十分の精度で解析的に表現出来ることを明らかとした。又、先に著者らの提案したx≦0.020領域に於るUOの点欠陥モデルの本実験結果に基づく改良、精緻化についても広く議論を行なった。
