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論文

原研むつ・タンデトロン加速器の現状

北村 敏勝; 甲 昭二*; 鈴木 崇史; 外川 織彦; 北田 慶信*; 渡部 幸也*

第16回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.27 - 31, 2004/02

日本原子力研究所むつ事業所では、平成9年4月、海洋環境における放射性核種の移行挙動にかかわる研究を目的としてタンデトロン加速器質量分析装置(HVEE製 Model 4130-AMS)を導入した。平成11年12月に$$^{14}$$C定常測定を開始してから$$^{14}$$Cを化学トレーサーとした海洋環境における物質循環の解明等に関する研究に利用され、これまでに約3000試料の$$^{14}$$C測定を行った。一方、ヨウ素ラインはスリット装置の修理,HE側Y-Steerer等の最適化,飛行時間(TOF: Time of Flight)型検出器のBent Magnet等の最適化を行い、測定の見通しが得られたので装置の再現性試験及び感度測定を行った。再現性(相対標準偏差)は0.52%であり、ACROS AgIの$$^{129}$$I/$$^{127}$$I比は2.3$$times$$10$$^{-13}$$であった。この結果、$$^{129}$$Iを高精度で測定できることが確認されたので測定条件等の検討を行い、平成15年5月から$$^{129}$$Iの定常測定を開始した。本講演では、平成14年度の運転状況,整備状況等のほかヨウ素ラインの調整結果等について紹介する。

報告書

深部岩盤における初期応力測定用プローブの製作および耐圧性能試験

加藤 春實*

JNC TJ7400 2000-005, 20 Pages, 2000/02

JNC-TJ7400-2000-005.pdf:1.44MB

今年度は、深部岩盤における初期応力測定用プローブの測定システムのうち、ひずみゲージセルと耐圧容器の製作を行ない、ひずみゲージセルの耐圧性能試験を実施した。本報告書では、ひずみゲージセルの製作手順について詳細に説明し、静水圧下で行なったひずみゲージセルの耐圧性能試験の結果について述べた。各載荷試験における圧力-ひずみ曲線は極めて弾性的で良い再現性を示した。また、ゲージセルに温度ゲージを埋設すると、ゲージセルの変形によって温度ゲージの電気抵抗が変化するために、ゲージセルの温度を正しく測定できないことが示された。

報告書

QA issues for site hydrochemical data used for groundwater evolution models

笹本 広; 油井 三和; Savage, D.*; Bille, B.*

JNC TN8400 99-025, 32 Pages, 1999/06

JNC-TN8400-99-025.pdf:1.94MB

地下水水質形式のモデル化の対象となるサイトや処分場の変遷過程を評価するために地下水データを用いる場合、データを用いる前に、データの品質や目的にあったデータであるかどうかについての評価を行う必要がある。本報告書では、データの品質保証に係わる事項・内容について整理した。その結果、地下水地球化学に関するモデル化を行う上では、以下の点に留意することが必要であると考えた。・どの様にして地下水試料がサンプリングされたか(試錐孔掘削中にサンプリングされた地下水か、水理試験の間にサンプリングされた地下水か、原位置での測定値か、試錐孔からポンプで汲み上げられた地下水か、原位置での圧力状態を保ったままサンプリングされた地下水か)。・掘削水の影響等を受けていない地下水試料をどの様にしてサンプリングしたのか。また、その手法に伴う地下水試料への影響(誤差)は、どの程度なのか。・地下水サンプリングの間に脱ガスの影響を受けていないか。もし脱ガスの影響を受けているならば、もとの状態の(正確な)地下水組成を推定するため、地球化学モデルによる補正がなされているか。・地下水の酸化還元状態の非平衡の度合いを把握するため、キーとなるサンプルに対して、異なる手法(例えば、電極によるEhの測定や酸化還元反応に鋭敏な化学種濃度の測定等)による酸化還元状態の調査が行われているか。・地下水試料の濾過方法はどの様にして行われたか。また、室内での水質分析のために、地下水試料をどの様に保存していたか。・低濃度である溶存アルミニウム(通常、0.2mg/L未満)の測定にあたり、精度良く、再現性のあるデータを得るため、地下水試料の濾過($$<$$0.1$$mu$$m)や化学分析について、十分信頼できる方法が採用されているか。・地下水試料の化学分析における誤差や検出限界はどの程度なのか。また、測定値に誤りが無いかどうかを確かめるため、電荷バランスのチェックや全溶解成分に関する測定値と計算値の比較等を行っているか。・キーとなる地下水試料が採取された場所での岩石試料に対して、詳細な鉱物学的分析が行われているか。

論文

Chemical analysis of high-level radioactive waste glass by ICP-AES

馬場 恒孝; 萩谷 弘通*; 田村 行人; 妹尾 宗明*; 米澤 仲四郎; Carter, P.*

Analytical Sciences, 14, p.389 - 394, 1998/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:38.79(Chemistry, Analytical)

セラフィールドのウィンズケールガラス固化プラントで作製された、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の化学組成を誘導結合プラズマ発光分光分析法(ICP-AES)による定量分析によって決定した。化学分析は日本原子力研究所のホットセル及びグローブボックス内で実施した。ガラス固化体試料は、SiとBの定量のための過酸化ナトリウム融解法及びLi,Na,Mg,Al,P,Cr,Fe,Ni,Sr,Zr,Mo,La,Ce,Nd及びUの定量のためのフッ化水素酸一過塩素酸を用いた酸分解法によって、それぞれ溶液に調製された。並行して実施したガラス標準試料(NIST SRM-1412)及び非放射性模擬ガラス固化体の分析データによって、本分析法の信頼性を示すことができた。高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の分析結果は、ガラス固化に用いた高レベル放射性廃液及びガラスフリットの分析データをもとに英国核燃料会社(BNFL)が推算した値と良く一致した。

報告書

マイクロ波加熱による固体試料の酸溶解-ガラス固化体への適用検討-

相内 更子; 安 隆己; 菅沼 隆; 田中 康正

PNC TN8410 97-107, 53 Pages, 1997/05

PNC-TN8410-97-107.pdf:1.29MB

再処理の溶解工程にて発生する不溶解性残渣物及び高レベル放射性廃液を安定化するガラス固化体等、固体試料中に含まれる元素を分析するには試料の溶液化が不可欠である。今回、密閉容器を用いるマイクロ波加熱酸溶解法(以下、マイクロ波加熱法と記す)の再処理関連分析への応用検討を目的として、模擬ガラス固化体の前処理及び分析を行い、従来の酸溶解分析との比較・検討を実施した。得られた結果は以下の通りである。(1)マイクロ波加熱法において模擬ガラス固化体試料の完全溶解に要する最短時間は7分であり、従来法の2時間と比較して約1/20の時間短縮が可能となった。(2)マイクロ波加熱法で溶解に要する最少の混酸量は、従来法の約1/2に低減できた。(3)塩酸で処理すると揮発性物質となるCr2O3は表示値通りの分析値が得られ、密閉容器による揮発抑制効果が確認できた。(4)従来法とマイクロ波加熱法での分析値の再現性を比較したところ、後者の変動係数の方が1.2$$sim$$1.7倍優れていた。(5)白金族を含む模擬ガラス固化体試料は、RuO2及びZrO2を除き、決定した混酸量・溶解時間で高い溶解率が得られた。(6)白金族を含む模擬ガラス固化体試料のZrO2は、溶解時間と添加する混酸量を増やすことにより、完全に溶解できた。一方、RuO2の最大溶解率は12%程度と低値を示した。

論文

Development of comprehensive material performance database for nuclear applications

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1234 - 1242, 1993/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.1(Nuclear Science & Technology)

原研で、原子力施設用材料の特性データ効率的に利用することを目的として開発・整備を進めてきた原子力材料総合データベース(JMPD)の概要及びその利用例を紹介する。JMPDは、大型計算機のリレーショナルデータベースであるPLANNERを用いて、データの入力と管理を行い、これを中核として、検索支援システムの充実が図られている。必要なデータを容易に検索できるようにするために、利用者がデータ構造やデータ内容に精通していなくても、メニュー選択方式で目的とする検索が可能なシステムを新たに作成した。JMPDの利用例に関しては、以下の2種類のデータ解析について述べる。(1)試験研究炉用アルミニウム合金の設計降伏点(Sy)及び設計引張強さ(Su)の検討、(2)原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度のばらつき/再現性と$$Delta$$K増加型あるいは$$Delta$$K一定型といった試験モードの差との関係に関する統計解析。

報告書

Statistical analyses of variability/reproducibility of environmentally assisted cyclic crack growth rate data utilizing JAERI Material Performance Database(JMPD)

辻 宏和; 横山 憲夫*; 中島 甫; 近藤 達男

JAERI-M 93-078, 42 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-078.pdf:0.84MB

材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベース(JAERI Material Performance Database;JMPD)に格納されている原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、$$Delta$$K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データと$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著であることが分かった。

報告書

ラドン拡散影響評価手法に関する研究

not registered

PNC TJ1545 93-001, 169 Pages, 1993/03

PNC-TJ1545-93-001.pdf:5.76MB

動力炉・核燃料開発事業団人形峠事業所周辺のウラン鉱山による捨石堆積場から散逸するラドンが周辺環境へ与える影響を評価する手法を開発するために、最新の起伏のある地形上における大気拡散評価手法の開発現状及びラドンに着目した拡散影響手法の現状を文献により調査した。その結果ラドンの拡散モデルについては地形を十分考慮しているものが少く、ラドン以外の一般的な汚染物質の大気拡散モデルについても複数の地域にわたる拡散実験について十分な再現性が得られているモデルは少ないと考えられる。従って、人形峠事業所周辺のような起伏のある複雑な地形上における拡散影響評価手法を新しく開発する必要があり、居住地区への影響評価には、山風谷風を考慮でき、かつ垂直方向成分が精度よく反映できる力学モデルが適当であると考えられる。さらに地形の影響だけでなく植生に関しても考慮するとともにラドン娘核種に関するパラメータや、信頼性の高い気象観測データの取得が重要であることが明らかとなった。

報告書

遠隔配管工事システムに係るモックアップ試験 -成果報告書要約版-

田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*

PNC TJ8224 92-002, 33 Pages, 1992/03

PNC-TJ8224-92-002.pdf:1.06MB

再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修、交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が、再処理施設等の溶接に関する技術基準に於ける合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部、熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として試作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果についてその要約を報告するものである。

報告書

遠隔配管工事システムに係るモックアップ試験 -成果報告書-

田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*

PNC TJ8224 92-001, 108 Pages, 1992/03

PNC-TJ8224-92-001.pdf:3.29MB

再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修,交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が再処理施設等の溶接に関する技術基準における合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部,熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として製作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果について報告するものである。

報告書

被覆燃料粒子の圧縮による高密度PyC層のヤング率測定

小川 清行; 岩本 多實

JAERI-M 5912, 20 Pages, 1974/12

JAERI-M-5912.pdf:0.72MB

BISO型被覆燃料粒子5種類とTRISO型被覆燃料粒子2種類こつき最外層PyCのヤング率を等方性の弾性体の球圧縮から導いたH.Hertzの式により推定を行なった。このため2個の差動トランスと変位計を組合せた被覆粒子強度試験機により粒子の圧縮試験を実施した。BISO型粒子ではヤング率のかなり良好な推定が可能となったが、粒子の種類によっては別に実施した三点曲げ法試験値よりかなり低い値を示す粒子が見られた。この場合にはHertz式の適用こも若干修正を要するとみられる。TRISO型粒子では理論式へのSiC層の影響の組込みが不十分とみられ、大きな値が得られた。

口頭

単純な水溶液による海水の放射線分解の再現性及び模擬性に関する研究

永石 隆二; 伊藤 辰也; 桑野 涼*; 神戸 正雄*; 吉田 陽一*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故で緊急の冷却水として海水を使ったことで、純水の場合とは異なる水素発生や腐食性物質の生成が起こるため、事故後、海水の放射線分解に関する知見が重要となった。実験的な研究では、これまで、海水の代わりに模擬海水やハロゲン化物を含んだ水溶液を用いて、個々の事象や現象の解明やデータ取得が進められてきたが、海水の放射線分解が全体的に再現されているかどうかは定量的に明らかにされてこなかった。そこで、本研究では、海水の放射線分解の一連のプロセスである、放射線分解の初期過程から最終生成物の生成・反応過程までの再現性を明らかにするため、パルスラジオリシスを用いてラジカル生成物の過渡吸収を観測し、最終生成物分析によって分子生成物の水素及び過酸化水素を測定した。ここで、これらの放射線分解の実験結果をもとに、模擬海水またはハロゲン化物を含んだ水溶液を(天然)海水と比較した。

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