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報告書

バックエンド技術部年報; 2017年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10

JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

バックエンド技術部年報; 2016年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07

JAEA-Review-2018-008.pdf:2.67MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

バックエンド技術部年報; 2015年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2016-029, 90 Pages, 2017/02

JAEA-Review-2016-029.pdf:8.54MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所バックエンド技術部における2015年度(2015年4月1日から2016年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

論文

Formation and release of molecular iodine in aqueous phase chemistry during severe accident with seawater injection

城戸 健太朗; 端 邦樹; 丸山 結; 西山 裕孝; 星 陽崇*

NEA/CSNI/R(2016)5 (Internet), p.204 - 212, 2016/05

Seawater injection into the degraded core is one of the measures of accident management as it has been performed at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. The constituents of seawater deeply relates to the iodine chemistry in the water pool of the suppression chamber, which indicates that it is important to assess their effect on the source term in a severe accident. In the present study, by employing a four-component seawater (SW) model we try to simulate the I$$_2$$ molecules yielding in aqueous solution as the function of time, based on several datasets about chemical reaction kinetics and to evaluate its fraction of the initial inventory released from the solution to gas phase. The amount of I$$_2$$ molecule in gas phase was in proportion as the SW mixing ratio. The combination of bromide and hydrogen-carbonate anions considerably contributes to the behavior of the history of producing I$$_2$$ gas. The oxygen molecules solved from air drastically reduced yielding I$$_2$$ gas by catalytically consuming hydroxyl radicals, while the I$$_2$$ gas increased by the carbon dioxide gas contained in air. The effects of SW and carbon dioxide gas are recommended to be considered in the quantitative discussion about I$$_2$$ gas released from aqueous solution.

報告書

バックエンド技術部年報; 2014年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2015-036, 87 Pages, 2016/03

JAEA-Review-2015-036.pdf:4.02MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2014年度(2014年4月1日から2015年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要を取りまとめた。

報告書

核鑑識研究開発成果報告書

大久保 綾子; 木村 祥紀; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 舟竹 良雄; 綿引 優; 桜井 聡; 久野 祐輔

JAEA-Technology 2015-001, 185 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-001.pdf:56.65MB

核鑑識とは、捜査当局によって押収、採取された放射性物質について、ウランやプルトニウムなどの核物質や関連する物質の組成、物理・化学的形態等を分析し、その物品の出所、履歴、輸送経路、目的等を分析・解析する技術的手段である。核鑑識活動には、対象物質のサンプリング、採取したサンプルの分析、分析結果とデータベースや数値シミュレーションとの比較による解析といった活動が含まれる。核鑑識技術により、不正取引及びテロ等で使用された核物質の起源を特定できるため、犯人を特定し、刑事訴追できる可能性が高まり、核テロ等に対する抑止効果が高まるとともに、核鑑識に関する国際的なネットワークを構成することにより、グローバルな核セキュリティ体制強化に貢献できる。本報告書は、日本原子力研究開発機構において平成23$$sim$$25年度に実施した核鑑識研究開発、すなわち核鑑識に必要な基本的分析技術開発の成果をまとめたものである。

報告書

バックエンド技術部年報; 2013年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2015-004, 90 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-004.pdf:17.29MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所バックエンド技術部における2013年度(2013年4月1日から2014年3月31日まで)の活動をまとめたもので、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究の概要をとりまとめた。

論文

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

 被引用回数:15 パーセンタイル:27.14(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300$$^{circ}$$Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300$$^{circ}$$C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM$$_{23}$$C$$_{6}$$)が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

報告書

NUCEFにおけるウラン系臨界実験に関する分析の現状

芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.

JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。

論文

Replication of individual snow crystals for their subsequent chemical analysis using micro-PIXE

笠原 三紀夫*; Ma, C.-J.*; 奥村 智憲*; 小嶋 拓治; 箱田 照幸; 酒井 卓郎; 荒川 和夫

JAERI-Review 2003-033, TIARA Annual Report 2002, p.270 - 272, 2003/11

雪は、その結晶化における不均一核生成過程でエアロゾルとともに大気中の物質を捕捉し移動させる。しかし、いろいろな結晶構造を持つ集合体であるために、このような環境浄化機能を雨滴と直接比較することは困難である。このため、乳化剤を塗布したフィルム上で雪試料を固定化することにより、個々の粒子のレプリカ試料を調製した。そして、原研のマイクロPIXE分析及び京大のPIXE分析により、雪の物質捕捉機能と化学的性質を調べた。この結果、以下のことがわかった。(1)雪結晶粒の大きさ(外周円の直径)は0.12-2.5mmであること,(2)六角形から樹枝状に成長すること,(3)捕捉された元素は主として、Si, S, K, Ca, Fe, Sであること,(4)結晶粒の大きさと捕捉元素質量とには相関関係があること。これらから、雪の単結晶内外の元素の化学的内部構造と混合状態を推定することができた。

論文

Effects of process parameters of the IS process on total thermal efficiency to produce hydrogen from water

笠原 清司; Hwang, G.*; 中島 隼人; Choi, H.*; 小貫 薫; 野村 幹弘

Journal of Chemical Engineering of Japan, 36(7), p.887 - 899, 2003/07

 被引用回数:53 パーセンタイル:11.89(Engineering, Chemical)

熱化学的水素製造プロセスであるISプロセスについて熱効率に対する操作条件の影響を評価した。HI濃縮に電気透析(EED)セル,HIの分解反応にメンブレンリアクターを適用した。4つの操作条件(HI分解反応器の転化率,HI蒸留塔の還流比,HI蒸留塔の圧力,及びEEDセル直後のHI濃度)の感度解析を行った。EEDセル直後HI濃度が熱効率に最も大きい影響があり、熱効率が13.3%変動した。他の操作条件の熱効率への影響は2%以下であった。プロセスの非理想性(EEDセルの電気エネルギーロス,熱交換器のロス,及び排熱からの電力回収におけるロス)の影響が評価された。EEDセルのロスによる熱効率の損失は11.4%だった。熱交換器のロスによって熱効率は5.7%減少した。電力回収のロスは6.3%効率を低下させた。装置が改良された後には、最大の熱効率を得るためにEEDセル直後HI濃度のような操作条件を最適化すべきである。EEDセル,熱交換器及び排熱回収を理想的に行った条件の下では、操作条件を最適化したプロセスの熱効率は56.8%であった。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 1; Radiochemical analysis

篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06

英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度良く測定した。本論文(PaperI)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つものである。なお別報(PaperII)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。

論文

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 1; Radiochemical analysis

篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:49.63(Nuclear Science & Technology)

英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度よく測定した。本論文(Paper 1)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つモノである。なお別報(Part 2)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。

報告書

浜岡原子力発電所1号機配管破断部サンプル調査適用試験

ホット試験室

JAERI-Tech 2002-050, 51 Pages, 2002/06

JAERI-Tech-2002-050.pdf:18.17MB

平成13年11月7日、中部電力浜岡原子力発電所1号機で、非常用炉心冷却系(ECCS)の高圧注入系(HPCI)で手動起動試験開始直後、余熱除去系(蒸気系)の配管が破断し、蒸気漏れ事故が発生した。この事故の原因究明に向けて、急きょ、経済産業省原子力安全・保安院(保安院)では、タスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して第三者中立機関である日本原子力研究所(原研)に対して調査協力の指示を文部科学省に依頼した。これを受けて、原研東海研究所では浜岡1号機配管破断部調査グループを設置して、配管破断部から採取した試料(調査試料)の調査を東海研燃料試験施設等の各種装置類を用いて行うことになった。本報告書は、ホット試験室の3施設(燃料試験施設,WASTEF,ホットラボ)で実施した全調査試験項目,使用した照射後試験装置,試験技術等の技術的事項について、まとめたものである。

報告書

浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断部調査報告データ集

浜岡1号機配管破断部調査グループ

JAERI-Tech 2002-045, 253 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-045.pdf:60.08MB

平成13年11月7日に発生した中部電力浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全保安院はタスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して、第三者中立機関である日本原子力研究所に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、我が国の原子力研究開発の総合的研究機関であるとともに、軽水炉の安全性研究の中核研究機関であること,これまで国内外の原子力施設における事故原因調査等の実績があること,配管破断部調査に必要な試験施設や専門家を有することから、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行なった。調査の目的は、配管破断部を切断した部材から採取した試料について、おもに破断面を中心に調査し、配管破断の原因究明に資することである。調査結果については、すでに原子力安全・保安院へ報告するとともに、JAERI-Tech 2001-094として公刊した。本報告書は、この調査で得られたデータの詳細をまとめたものである。

報告書

浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断部調査報告書

浜岡1号機配管破断部調査グループ

JAERI-Tech 2001-094, 60 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-094.pdf:13.99MB

平成13年11月7日に発生した中部電力(株)浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全・保安院は配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者による調査と並行して、第三者中立機関である原研に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行った。調査の結果、以下のことが明らかになった。(1)破断部近傍で大きな肉厚減少が認められた。(2)観察した試料のほぼ全ての破面はディンプル状であり、また、疲労によって生じたき裂の存在を示すような破面は確認されなかった。(3)金属組織は典型的な炭素鋼組織(フェライトとパーライトの混合組織)であり、破断部付近では、伸ばされた金属組織が観察された。(4)肉厚減少が著しいほど硬さが高い値を示していた。(5)試料分析の結果から、管内面には断熱材に使用していた珪酸カルシウムが部分的に付着していたほか、Zn,Pt等が認められた。これらの結果から、配管破断の主な原因は、配管に何等かの原因により過大な負荷が加わったためと考えられる。今後、過大負荷を生じた原因の究明が必要である。

報告書

The Aqueous solubility and speciation analysis for uranium, neptunium and selenium by the geochemical code (EQ3/6)

武田 聖司; 島 茂樹; 木村 英雄; 松鶴 秀夫

JAERI-Research 95-069, 47 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-069.pdf:1.65MB

高レベル放射性廃棄物の処分サイトにおいて想定される地下水の化学特性に対し、地球化学コードEQ3/6により、U、Np、Seの溶解度と化学種の推定を行った。また、各研究機関の溶解度及び化学種に関する報告と解析結果の比較検討を行った。溶解度の解析から、人工バリア内において想定される地下水の化学特性の変化に対する各元素の溶解度特性を定量的に評価することができた。また、酸化雰囲気の中性あるいはアルカリ側の地下水において炭酸濃度の上昇がU、Npの溶解度の上昇をもたらし、炭酸濃度が溶解度に及ぼす影響の程度を把握することができた。化学種については、人工バリアにおける支配的な溶存化学種が推定でき、天然バリアでは還元雰囲気から酸化雰囲気に地下水特性が変化する間の溶存化学種の変化を予測することができた。

報告書

Water chemistry management in cooling system of research reactor in JAERI

N.Suparit*; 吉島 哲夫; 田中 純利

JAERI-Tech 95-001, 60 Pages, 1995/02

JAERI-Tech-95-001.pdf:1.84MB

研究炉部では、現在3基(JRR-2、JRR-3M、JRR-4)の研究炉が運転されている。各研究炉の水・ガス管理は、研究炉技術開発室で実施している。水化学管理は、重要な項目で、主たる目的は、燃料要素や冷却系統の腐食防止並びに放射線レベルの制御による放射性廃棄物の低減化である。本報告書では、各研究炉の施設の概要と水化学管理で必要とする放射化学分析方法及び化学分析方法について記述した。

論文

Fission product behavior in Triso-coated UO$$_{2}$$ fuel particles

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 清水 道雄; 田山 義伸; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 208, p.266 - 281, 1994/00

 被引用回数:29 パーセンタイル:9.2

照射済Triso被覆UO$$_{2}$$燃料における核分裂生成物の挙動を電子線プローブマイクロスコープにより調べるとともに、核分裂生成物-UO$$_{2}$$-C系の熱力学的解析を行なった。UO$$_{2}$$核においては、Mo-Tc-Ru-Rh-Pd合金の他に、Mo,Pd-Te、およびPd-Mo-Snの析出物が観察された。被覆層においては、パラジウム、テルル、セリウムおよびバリウムがしばしば観察された。バリウムおよびセリウムは酸化物であり、テルルはおそらく単体であろう。CeO$$_{2}$$の蒸気圧計算結果は、希土類元素を含む化学種の中で最も大きかった。バリウムを含む主要なガス化学種は、BaOであった。高温においては、層間化合物であるC$$_{n}$$Csが、Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$に代わって、セシウムの主要な化学種であることが熱力学的解析により示された。

論文

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアの性能評価モデル

中山 真一; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 大江 俊昭*; 河西 基*; 塚本 政樹*; 木村 英雄; 宗像 雅広

日本原子力学会誌, 34(4), p.342 - 364, 1992/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.05(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体から放出される放射性核種の人工バリア内での移行をモデル化し、緩衝材と岩盤との境界における$$^{99}$$Tc,$$^{135}$$Csおよび$$^{237}$$Npのフラックスを求めた。本解析の特徴的な点は、(1)多孔質媒体である緩衝材中の物質移動は、移流効果が無視でき拡散支配であることを、処分孔周辺の地下水流動解析から明らかにしたこと、(2)ガラス固化体からの放射性核種の放出挙動を地下水とガラス固化体、オーバーパック、緩衝材との地球化学的反応を考慮して解析したこと、(3)緩衝材中の$$^{237}$$Npの移行挙動に酸化還元反応を考慮したこと、(4)球状と無限円柱状の固化体形状の相違による核種放出率の相違を比較したこと、である。今回の解析は合理的で説得力のある統合評価モデルへの第一歩であり、この解析を通して、確たる根拠のない暗黙の過程やさらに考慮すべき現象を抽出し、性能評価モデル開発のための今後の研究方向や課題の提言を行なった。

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