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報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

論文

試験研究用原子炉での利用

土谷 邦彦; 長尾 美春

金属, 86(10), p.893 - 899, 2016/10

ベリリウム(Be)は、中性子吸収断面積が小さく、かつ中性子の散乱特性が良好であるため、試験研究用原子炉の中性子反射材及び減速材として、世界の試験研究用原子炉約200基のうち、約3割近くで利用されている。本解説は、試験研究用原子炉でのBe利用に関する、Beの基本的特性、Beの利用及び課題、並びに最近の試験研究用原子炉用Be反射材に係る開発現状などについて紹介したものである。

論文

中性子ビーム利用研究における研究用原子炉JRR-3の役割; これまでとこれから

武田 全康; 松林 政仁

日本原子力学会誌, 58(6), p.371 - 375, 2016/06

国内において東日本大震災後、研究用原子炉が長期にわたり停止する中、軽水炉に引き続き、研究用原子炉の新規制基準対応審査も進展を見せ、ようやく国内での研究用原子炉の再稼働が視野に入ってきた。本解説では、日本原子力研究開発機構が所有する定常中性子源である研究用原子炉JRR-3で行われてきた中性子ビーム利用研究に焦点をあて、その概要とこれまでの利用実績を紹介する。次に大強度パルス中性子源であるJ-PARCの本格的な稼働による国内有数の研究用原子炉としてのJRR-3の位置づけの変化を踏まえた上で、JRR-3が再稼働した後の中性子ビーム利用研究の方向性を議論する。

報告書

研究施設等廃棄物の放射能インベントリ評価に用いる中性子束計算ツールの整備

黒澤 亮平; 岡田 翔太; 坂井 章浩; 仲田 久和; 天澤 弘也

JAEA-Data/Code 2015-005, 82 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-005.pdf:3.47MB

研究施設等廃棄物のうち国内の研究用原子炉施設の解体に伴って発生する廃棄物の放射能インベントリ評価に使用する原子炉内及び周辺の中性子束の計算を汎用的かつ簡易に行える中性子束計算ツールを整備した。本ツールは、巨視的実効断面積の計算、中性子束の計算及び放射化イベントリの評価するために算出した中性子束の編集を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、研究用原子炉施設における中性子束の評価方法の概要、中性子束計算ツールの全体構成と機能、各計算プログラムの入出力データと試計算をまとめたものである。

論文

研究用原子炉等を用いた工業生産

河村 弘

学術の動向, 20(6), p.32 - 38, 2015/06

研究用原子炉は発電だけでなく、原子炉用燃料・材料や放射線に係る研究開発まで、幅広い分野で大きな役割を果たしている。また、通常の沸騰水型発電炉と比較して燃料破損の可能性がないという点も重要である。研究用原子炉の用途としては特に非破壊検査や医療診断・治療に用いられるRIの製造、ハイブリッド自動車の電子基板や電力用サイリスタの原料として用いられるNTD-Siの製造等が挙げられ、工業・医療といった様々な分野で欠かせない材料となっている。しかし、近年は国外の研究用原子炉の高経年化に伴って供給が不安定となるケースがある。このような事態に対処するためにも既存の研究用原子炉の後継炉検討を開始すべきである。

論文

研究用原子炉を用いた工業生産

河村 弘

電気評論, 100(5), p.11 - 12, 2015/05

研究用原子炉とは、発電を行うための原子炉ではなく、原子炉用燃料・材料や放射線に係る研究・開発、研究者・技術者の教育等を推進するための原子炉である。研究用原子炉は、原子力・放射線関係の研究・開発、そして教育を推進する上で必要不可欠な基盤的研究施設として、我が国においても従来、研究機関や大学の有する研究炉がそれぞれに大きな役割を果たしてきた。現在においても研究用原子炉の利用分野は広く、エネルギー利用に留まらず、産業利用、学術研究等と多岐に渡っている。今回の発表では、研究用原子炉を用いた工業生産の観点から、特に放射性同位元素(RI)及びシリコン半導体の製造を中心に報告を行う。

論文

中性子散乱入門,1

加倉井 和久; 遠藤 康夫

固体物理, 40(4), p.239 - 250, 2005/04

中性子を固体物性研究の微視的プローブとして紹介する。物質のミクロ構造を観察する手段として結晶による回折現象を解説する。そしてこの回折現象を利用した中性子散乱の微視的プローブとしての特徴を原子との核及び磁気相互作用、及び界面による屈折と反射等の基礎を説明することにより、明らかにする。中性子散乱研究のための強力な中性子源としてJRR-3Mと現在建設中のJ-PARCのパルス中性子源を紹介する。また歴史的観点からこのJ-PARCの原点である木村一治先生の東北大学・原子核理学研究施設の電子ライナックにおけるパルス中性子源を使った歴史的かつ先駆的な研究を紹介する。

論文

原子炉定常線源

森井 幸生; 一色 正彦

結晶解析ハンドブック, p.111 - 114, 1999/09

材料開発、新物質の理解にはその構造を原子的尺度で解明し、それに基づいた物質諸性質を理解することが必要である。X線、中性子線等を用いた回折結晶学の歴史は古く、物質の構造に関し最も信頼し得る結果を与えてくれる手段を提供する学問として発展し、その実積もあり、広く利用されてきた。最近の結晶学における新しい成果や技術を時代の要求に即応して、ハンドブックの形に集大成することとなった。ここでは、原子炉を使った定常中性子源に関して、歴史、中性子発生法、施設、特徴などについて解説を行う。

論文

冷中性子による即発$$gamma$$線分析

米澤 仲四郎

Radioisotopes, 46(6), p.74 - 81, 1997/06

冷中性子ビームを使用した即発$$gamma$$線分析(PGA)の特徴と最近の動向について解説した。PGAの中性子源として冷中性子等の低エネルギー中性子ガイドビームを利用することにより、分析感度が大巾に改善されることが明らかになり、世界中で研究が盛んに行われるようになった。冷中性子及び熱中性子ガイドビームを使用した即発$$gamma$$線分析装置として、米国NIST,ハンガリーアイソトープ研究所及び原研JRR-3Mの装置を紹介した。原研JRR-3Mの装置を使用して得られたPGAによる元素分析に関して、分析感度及び検出限界の基礎検討結果、比較法及び内標準法による定量法についても示した。また、PGAの応用例について、(1)Bの定量、(2)Hの定量、(3)環境試料、考古学試料、岩石及び隕石等中の多元素定量、(4)同位体分析等を出した。最後に、PGAの今後の展開として、マイクロビームによる局所分析及び分布分析の可能性等についても示した。

論文

原子炉中性子

森井 幸生; 一色 正彦

Radioisotopes, 45(11), p.717 - 721, 1996/11

「中性子による計測と利用」と題する講座の中で、中性子源に関する章のうちの原子炉から得られる中性子について概観したものである。まず世界の主な研究用原子炉を紹介し、その中の原研改造三号炉を例にとりながら、中性子発生法、熱中性子スペクトル、中性子ガイドホールなどについて、中性子散乱実験を実施する観点からその特徴や利用法について記述した。

論文

空気・水対向二相流

松林 政仁

中性子ラジオグラフィ写真集, P. 112, 1995/11

研究用原子炉の燃料要素冷却水流路を模擬した狭間隙垂直矩形流路中の空気-水対向二相流の中性子ラジオグラフィによる可視化画像及び画像処理により得たボイド率分布を示し、解説を加えた。可視化はJRR-3M熱中性子ラジオグラフィ装置の実時間電子撮像システムを用いて行った。矩形管はアルミニウム製で、流路内を水は上から下へ、空気は下から上へと流れている。画像を撮影した時の実験条件は、流路長さ:782mm、流路幅:66mm、流路ギャップ:2.3mm、空気流量:5l/minである。

論文

Generating material strength standards of aluminum alloys for research reactors,I; Yield strength values Sy and tensile strength values Su

辻 宏和; 宮 健三*

Nucl. Eng. Des., 155, p.527 - 546, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.16

アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第1報)では、Sy及びSuを策定するために行った一連の引張試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られたSy及びSuを紹介した。また、熱処理型合金における時効の影響等の留意すべき点についても言及した。

論文

Generating material strength standards of aluminum alloys for research reactors, II; Design fatigue curve under non-effective creep condition

辻 宏和; 宮 健三*

Nucl. Eng. Des., 155, p.547 - 557, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.16

アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第2報)では、設計疲労線図を策定するために行った一連の疲労試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られた設計疲労線図を紹介した。また、設計疲労線図適用上のクリープ効果の排除法、平均応力効果の評価法等の留意すべき点についても言及した。

論文

JRR-3Mのスタックから放出されるトリチウムの発生源

山口 武憲

保健物理, 29, p.366 - 368, 1994/00

JRR-3Mは低濃縮ウラン軽水減速冷却プール型であり、反射体にベリリウムを使用し、その外側に重水タンクがある。1990年3月の原子炉臨界以後、原子炉の運転に伴ってスタックから放出されるトリチウム水の量は増加傾向にある。この主な発生源としては重水系・冷却系などの定期検査時に発生するものの他に、定常的に発生するものとして、(a)重水系のカバーガスであるヘリウムガスの放出 (b)原子炉プール水等に含まれるトリチウムの蒸発が挙げられる。重水中のトリチウム濃度は原子炉積算出力とともに上昇し、運転初期には約20MBq/cm$$^{3}$$であった濃度が1993年度末には約70MBq/cm$$^{3}$$となっている。また、一次冷却水中トリチウム濃度はベリリウムの放射化生成により上昇していると考えられる。この両者の占める割合は1993年度の全放出量150GBqに対して約60%と推察される。

論文

日本原子力研究所の研究用原子炉; 新しい原子力研究開発の展開を目指して

白井 英次; 斎藤 実; 田中 利幸

原子力工業, 39(11), p.10 - 17, 1993/00

原研において、原子力の研究・開発のため様々な分野で利用されている研究用原子炉に関し、その利用面を中心として、現状を紹介し、また、研究用原子炉が抱えている課題や将来計画についてまとめた。

論文

日本の研究用原子炉; 海外の状況

白井 英次; 曽山 和彦

原子力工業, 39(11), p.48 - 53, 1993/00

欧州及び米国の研究炉の現状、研究ニーズの動向、利用体制の特徴、問題点と今後の課題について、最近活発な動きを見せている近隣アジア諸国の状況とともに述べる。近年、世界各国の研究炉は共通問題として、維持費の増大、施設の経年変化対策、核不拡散政策に基づく核燃料の低濃縮化対策、米国の研究炉燃料の再処理停止による使用済燃料の再処理問題、放射性廃棄物の処理処分問題、デコミショニング対策など多くの問題を抱えている。一方、21世紀に向けて増加している材料科学、生命科学を中心とした研究ニーズに対応するため、ANS計画等の新型炉建設計画が世界各国で進められている。我が国でも超高中性子束炉の利用ニーズは高く大型中性子源の要望には根強いものがある。今後は国際的な連携のもと種々の問題への対処、研究炉利用研究及び新型炉の設計、建設を進めて行くことが必要となろう。

報告書

PROFIT計画 基本計画書(詳細編)

中本 香一郎; 圷 正義; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-008, 52 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-008.pdf:1.72MB

本基本計画書(詳細偏)は平成3年度に再開後のPROFIT計画推進会議での審議等をふまえて作成された基本方針と研究開発骨子(PROFIT計画書要約編参照)と対をなするもので、関係課室で作成された資料をもとに旧版を改定したものである。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証に係る研究開発について、各研究開発項目毎に計画内容と中長期スケジュールを記載してある。

報告書

PROFIT計画 平成3年度成果と今後の展開

中本 香一郎; 林道 寛; 田辺 裕美; 山口 勝久; 圷 正義; 渡士 克己; 一宮 正和

PNC-TN9080 92-007, 113 Pages, 1992/04

PNC-TN9080-92-007.pdf:3.26MB

PROFIT計画推進会議は平成3年度に発足し、途中の中断を経て、平成3年度後半に再開した。本報告書は、PROFIT計画で所掌している「常陽」MK-3計画に係る研究開発と革新技術の開発・実証(第1$$sim$$3分科会)に係る研究開発について、それぞれ平成3年度の活動内容と成果の評価および今後の展開について記載してある。

報告書

高線量$$alpha$$固体廃棄物処理貯蔵計画(案)の検討

小川 柳一郎; 大和田 忍*; 池田 武司*; 一関 強; 大森 宏之; 榎戸 裕二

PNC-TN9080 92-004, 55 Pages, 1992/03

PNC-TN9080-92-004.pdf:1.38MB

大洗地区の動燃・原研双方から発生する高線量$$alpha$$固体廃棄物は、中央廃棄物処理場の「高レベル$$alpha$$固体貯蔵施設」に貯蔵される。この施設は、昭和51年から使用を開始しその後、昭和59年に増設したが現在の予測では平成8年度末頃には貯蔵能力は限界に達する。 施設計画検討に当たっては、高速実験炉「常陽」及び原型炉「もんじゅ」燃料の照射後試験計画等を考慮し、動燃の技術開発の成果を反映した合理的かつ経済的な処理貯蔵施設とした。 本施設計画は、平成4年度から具体的設計検討を開始しても、その運開は平成10年度中頃となるため、既貯蔵施設の満杯対策を別途講じ、2年程度の延命を前もって図っておく必要がある。 また、大洗工学センターの各ホット施設には中央廃棄物処理場及び固体廃棄物前処理施設で受入処理の困難な放射性廃棄物が発生し、各ホット施設内に保管され増大するが、具体的設計に当たってはこれらの放射性廃棄物についての処理(前処理)を考慮する。

報告書

高速実験炉「常陽」照射炉心特殊燃料要素-C型特殊INTA-2燃料要素製造報告

野上 嘉能; 豊島 光男; 後藤 安志

PNC-TN8410 92-024, 166 Pages, 1992/02

PNC-TN8410-92-024.pdf:10.95MB

本照射試験は,INTA-1に続く計測線付燃料照射試験であり,大型炉の燃料設計に反映できるデータを取得するとともに幅広い燃料設計に対応できる基礎的なデータを燃料仕様とし,パラメトリックに変えて取得することを目的としている。本試験では,計測線数に限りがあることも考慮し,オンライン計測としては利用価値の最も大きい燃料中心温度測定を重点におくものとする。また,燃料中心温度測定結果と照射後試験により得られる燃料組織変化との対応を得,組織変化の境界温度の推定を容易とするため,照射は比較的短期間(11日)としている。C型特殊INTA-2燃料要素は,核開部プル開室において,計測線付特殊燃料要素13本を製造した。また,これらの製品についての品質を確認するため,プル燃工場検査課が検査を実施し,全て合格した。本報告書は,製造及び品質検査時の詳細なデータ(サーベランスデータ)を多く収録している。

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