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報告書

ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)粉末の同位体希釈質量分析用ウラン・プルトニウム混合スパイク調製の最適化

堀籠 和志; 田口 茂郎; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-016, 20 Pages, 2017/07

JAEA-Technology-2017-016.pdf:1.68MB

使用済核燃料の再処理工程を経て得られたウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX粉末)の同位体希釈質量分析用混合スパイクを最適化して調製した。本スパイクは、金属ウランNBL CRM116と金属プルトニウムNBL CRM126をそれぞれ正確に秤量した後、硝酸に溶解し、ウランとプルトニウムの重量比が1:2となるように混合した。スパイク中のウラン及びプルトニウム調製値は、それぞれ1.0530$$pm$$0.0008mg/g (k=2) ($$^{235}$$U: 93.114wt%)、2.0046$$pm$$0.0019mg/g (k=2)($$^{239}$$Pu: 97.934wt%)であった。バリデーションとして、$$^{233}$$U, $$^{242}$$Puをトレーサとする逆IDMSによる濃度検定並びに、硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液を混合調製した模擬MOX溶解液の平行分析により、調製濃度の妥当性を評価し、本スパイクが問題なく調製されていることを確認した。本スパイクは、MOX溶解液の同位体質量分析によるウラン及びプルトニウムの含有量の測定に適用し、良好な結果を得ることができた。

論文

Development of Pu standard material preparation and characterization technique in Japan

岡崎 日路; 芝野 幸也; 阿部 勝男; 角 美香; 茅野 雅志; 影山 十三男; Mason, P.*

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2016/07

IDMS法による計量分析において使用される、LSDスパイクと呼ばれる標準物質は、試料の取扱いや分析が困難な状況下で、様々な核物燃料質の精確な分析を可能としている。LSDスパイク調製に必要なプルトニウムの主原料であるプルトニウム標準物質の海外からの長期的な安定供給が困難なため、プルトニウム燃料技術開発センター(PFDC)は、LSDスパイクのPu原料として国内で入手可能なMOX粉末の使用の可能性について検討した。その中でPFDCは、米国エネルギー省のニューブルンスウィック研究所(NBL)との共同研究において、MOX粉末中のプルトニウムの分離・精製及び値付けを行い、LSDスパイクの原料として適したPu標準物質(MOX-Pu)を調整した。MOX-Puの詳細な調製手順及び共同研究結果等について報告する。

論文

Application of controlled-potential coulometery as a primary method for the characterization of plutonium nitrate solutions being used for large-size dry spike reference materials; Collaboration between JAEA and SRNL

Holland, M. K.*; Cordaro, J. V.*; Morales-Arteaga, M. E.*; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07

日本原子力研究開発機構と米国サバンナリバー国立研究所では2007年から、一次標準測定法としての電位規制クーロメトリーを適用したLSDスパイク基準物質に使用する硝酸プルトニウム溶液のキャラクタリゼーションを実施してきた。これは、原子力機構と米国エネルギー省との間に締結された「保障措置と核不拡散に向けた核物質管理及び計量管理に係る手段に関する研究開発協力協定」に基づき共同研究で実施してきたものである。本件では、これまで定期的に実施してきた電位規制クーロメトリーの電気的校正、硝酸プルトニウム溶液の測定結果及びその不確かさ評価の結果について報告するものである。

論文

Temperature of thermal spikes in amorphous silicon nitride films produced by 1.11 MeV C$$_{60}^{3+}$$ impacts

北山 巧*; 中嶋 薫*; 鈴木 基史*; 鳴海 一雅; 齋藤 勇一; 松田 誠; 左高 正雄*; 辻本 将彦*; 磯田 正二*; 木村 健二*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 354, p.183 - 186, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Instruments & Instrumentation)

According to an inelastic-thermal-spike (i-TS) model, which is regarded as the most promising among several models proposed to explain the formation of an ion track, a part of the energy deposited to electrons in a solid by a swift heavy ion is gradually transferred to target atoms via electron-phonon coupling. The temperature of target atoms rises along the ion path and consequently an ion track is formed when the temperature exceeds the melting point. Therefore, the temperature of target atoms along the ion path is regarded as a key parameter for the i-TS model; however, such a spatiotemporally-localized temperature is difficult to measure because the processes involved occur in a very short period ($$<$$ 10$$^{-10}$$ s) and in a very localized area. In this study, the temperature of target atoms along the ion path is estimated experimentally with transmission-electron-microscope (TEM) observation of desorption of Au nanoclusters (the melting point $$sim$$1300 K) on an amorphous Si$$_{3}$$N$$_{4}$$ thin film under 1.1-MeV C$$_{60}^{3+}$$-ion irradiation to the fluence of $$sim$$5$$times$$10$$^{10}$$ ions/cm$$^{2}$$. TEM images show that Au nanoclusters, deposited at the areal density of 1.16$$times$$10$$^{12}$$ particles/cm$$^{2}$$, disappear in a surface area with a diameter of $$sim$$20 nm around each ion track, whose diameter is $$sim$$4 nm, after irradiation. This indicates that the temperature at the film surface rises locally to at least 1300 K by the ion bombardment.

論文

Numerical simulation on current spike behaviour of JT-60U disruptive plasmas

武井 奈帆子; 中村 幸治; 筒井 広明*; 芳野 隆治; 河野 康則; 小関 隆久; 飛田 健次; 飯尾 俊二*; 嶋田 隆一*; Jardin, S. C.*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(12), p.1815 - 1830, 2004/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:96.3(Physics, Fluids & Plasmas)

ディスラプション直前の熱消滅の際、正磁気シアプラズマではプラズマ電流分布の急激な平坦化により電流の正スパイク現象が発生する。一方、もともとの内部インダクタンスが小さい負磁気シアプラズマでは、電流分布の平坦化により内部インダクダンスが増加し、負のスパイクが発生するとされている。また、熱消滅時の急激な圧力低下によるプラズマの内向き移動によっても常に正スパイク現象が発生するとされているが、JT-60Uではこれらの解釈に反するさまざまなスパイク現象が観測されるなど、熱消滅時のプラズマ電流挙動は未だ統一的に理解されていない。本研究では、正及び負磁気シアプラズマで観測されている電流スパイク現象の発生機構を調べるため、プラズマと真空容器との電磁相互作用を含めた磁気流体シミュレーションを行った。その結果、熱消滅時の急激な圧力低下に伴うプラズマの内向き移動により真空容器表面に渦電流が誘起され、これによりプラズマ電流重心の大半径位置が小さい場合は電流が増加し、電流重心の大半径位置が大きい場合には反対に減少し得ることを初めて指摘した。また、負磁気シアプラズマにおいても、電流分布の平坦化によりさらに内部インダクタンスが下がり正スパイク現象が発生し得ることを示し、電流スパイク現象の機構について統一的な解釈を与えた。

論文

Fluctuations in plasma equilibrium control on JT-60U

芳野 隆治; 大澤 正哉*

Fusion Technology, 30(2), p.159 - 166, 1996/11

本論文は、プラズマ平衡配位制御にて発生する揺動について、JT-60Uを対象として調べた結果を示している。$$beta$$$$_{P}$$崩壊、鋸歯状振動、Giant ELMのそれぞれの揺動の特性について簡潔にまとめるとともに、以下の点について解明している。1)$$beta$$$$_{P}$$崩壊における、内側の真空容器壁とプラズマ最外殻磁気面の間のギャップの変化は、プラズマ電流中心の移動よりも、幾何学的中心の移動に相関する。2)プラズマの垂直と水平方向の移動が、プラズマ電流の正スパイク発生時(プラズマ電流消滅の開始時に観測される)に検出されるとともに、移動に対する中性点が確認された。3)キラーペレットによるプラズマ電流の高速消滅時に、ダイバータ配位が維持されるのは、内部インダクタンスの上昇による。

論文

Ion beam induced phase change in $$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$ and Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$ bombarded by 40 keV He$$^{+}$$ ions

荒殿 保幸; 中田 正美; 佐川 千明; 中島 幹雄; 佐伯 正克

Chemistry Letters, 1993, p.1377 - 1380, 1993/00

$$alpha$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$及びFe$$_{3}$$O$$_{4}$$系での40keVHe$$^{+}$$イオン照射の化学的な効果をメスバウア分光法により検討した。イオン照射により観察される鉄の還元反応挙動が、熱アニーリング効果や鉄-酸素系相図から予想される挙動と傾向が一致することから、照射によって形成されるサーマルスパイクの化学反応への寄与を議論するとともに、その温度、持続時間等を推定した。

論文

Ion-driven permeation of deuterium in Fe-Ti alloys

W.M.Shu*; 林 安徳*; 奥野 健二

Journal of Alloys and Compounds, 196, p.213 - 218, 1993/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:72.75

D-T核融合炉では、プラズマからの中性粒子・イオンと材料との相互作用、特にトリチウム透過漏洩は核融合炉の安全性の上で大きな問題の一つである。そこで、本研究では、材料として、Fe-Ti合金を用い低エネルギーイオン注入による重水素透過挙動を調べた。重水素の透過量は入射フラックスに比例している。温度の上昇とともにFe-Ti合金での透過量がやや増加し、純鉄での透過量が急に増加した。未照射または焼鈍した試料の一回目の透過曲線には、透過スパイクが見られた。また、透過量は、入射エネルギーに依存するだけでなく、前照射にも依存する。入射エネルギーが小さいほど透過しやすい傾向を示した。低いエネルギーで照射したのち、以降の照射における透過量が減少したが、一方、高いエネルギーで照射したのち、以降の照射における透過量が増加した。これは異なった表面欠陥が形成されたためと考えられた。

論文

Permeation of deuterium implanted into pure iron

W.M.Shu*; 奥野 健二; 林 安徳*; 成瀬 雄二

Journal of Nuclear Materials, 203, p.50 - 55, 1993/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:59.94

トリチウム透過挙動は、核融合炉の安全性を評価する上で重要な課題である。本研究では、材料として純鉄を用い、イオン注入による重水素透過挙動を調べた。未照射あるいは焼鈍した純鉄の一回目の透過曲線には、透過スパイクが見られた。これは、照射により表面欠陥が形成され、表側の再結合係数の増加によるためと考えられる。重水素の透過量は、入射フラックスに比例して、温度の上昇とともに増加する。このことは、純鉄での水素の拡散係数が大きいので、重水素の透過が表側と裏側の再結合律速(RR regime)に支配されているためと考えられる。また、一定の入射フラックスのもとで、入射エネルギーの依存性を調べたが、入射エネルギーが小さいほど透過しやすい傾向を示した。一方、高いエネルギー(2.0keV)で照射したのち、低いエネルギー(1.0keV,300eV)で照射を行うと、透過量が増加した。

報告書

ANALYSIS OF LARGE LEAK SODIUM-WATER REACTION IN LARGE FBR

田辺 裕美; 浜田 広次

PNC-TN9410 91-028, 14 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-028.pdf:0.36MB

None

論文

サーマルスパイクの実在について

藤田 英一

第2回原子力シンポジウム報文集, P. 107, 1958/00

抄録なし

口頭

同位体希釈質量分析法のためのスパイクの調製-U-Pu混合酸化物粉末測定のための235U,239Pu混合比の最適化-

堀籠 和志; 鈴木 快昌; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の東海再処理施設では、高精度な分析結果が要求される核物質計量管理のためのU, Pu濃度分析に、同位体希釈質量分析法(IDMS)を採用している。本分析法において高精度な分析結果を得るためには、試料の組成(同位体比、U, Pu濃度比)に応じた標準試料(スパイク)を適用することが重要となる。これまで、U, Puの濃度比が1:1のU-Pu混合酸化物(MOX)粉末の溶解液試料に対しては、汎用的なスパイクがなく、前処理の段階で希釈調整などを行うことにより対応してきた。そこで、今回、スパイクとMOX溶解液試料の各同位体比、原子数比及びスパイクとMOX溶解液試料の混合物の原子数比により算出される誤差の大きさ(Error Magnificent Factor: EMF)を評価することで、測定値の不確かさが最小となるスパイク中のU, Puの含有量を求め、MOX溶解液試料に対して最適化したスパイクを調製した。

口頭

MOX粉末の同位体希釈質量分析法用$$^{239}$$Pu, $$^{235}$$U混合スパイクの調製と実試料への適用

堀籠 和志; 田口 茂郎; 山本 昌彦; 稲田 聡; 久野 剛彦

no journal, , 

同位体希釈質量分析法によるU・Pu混合酸化物(MOX)中のU, Pu濃度分析に最適化した$$^{239}$$Pu, $$^{235}$$Uを内標準とする混合スパイクを調製し、MOX粉末中のU, Pu濃度を高精度に分析できる結果が得られた。

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