検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 57 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Measurement of displacement cross-section for structural materials in High-Power Proton Accelerator Facility

明午 伸一郎; 松田 洋樹; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 長谷川 勝一; 前川 藤夫; 吉田 誠*; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 中本 建志*

Proceedings of 9th International Particle Accelerator Conference (IPAC '18) (Internet), p.499 - 501, 2018/06

核変換システム等のハドロン加速器施設では、ビーム出力の上昇に伴いターゲット材料に対する損傷の評価が重要となる。加速器施設で用いられているターゲット材料等の損傷は、原子あたりの弾き出し損傷(DPA)が広く用いられており、カスケードモデルに基づく計算で得られた弾き出し損傷断面積に粒子束を乗ずることで評価されている。DPAによる損傷評価は広く一般的に用いられているものの、20MeV以上のエネルギー範囲における陽子に対する損傷断面積の実験データは数点しかなく十分でない。最近の研究において、タングステンの弾き出し損傷断面積が計算モデル間で約8倍異なることが報告されており、ターゲット材料の損傷評価のためには弾き出し損傷断面積の実験データ取得が重要となる。そこで、我々はJ-PARC加速器施設の3GeVシンクロトロン加速器施設を用い、弾き出し損傷断面積の測定実験を開始した。弾き出し損傷断面積は、冷凍機(GM冷凍機)で極低温(4K)に冷却された試料に陽子ビームを照射し、照射に伴う抵抗率の変化により得ることができる。本発表では、銅に3GeV陽子を入射する場合の弾き出し損傷断面積の測定結果を速報として報告する。

論文

New remarks on KERMA factors and DPA cross section data in ACE files

今野 力; 佐藤 聡; 太田 雅之; 権 セロム; 落合 謙太郎

Fusion Engineering and Design, 109-111(Part.B), p.1649 - 1652, 2016/11

今回、最新の核データJENDL-4.0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, FENDL-3.0の公式のACEファイルにあるKERMA係数, DPA断面積を詳細に調べたところ、以下の問題点を見つけた。(1)核データの誤りやNJOYコードのバグにより、低エネギー中性子でエネルギーが小さくなるにつれてKERMA係数, DPA断面積が大きくならない。(2)低エネルギー領域で非常に大きなヘリウム生成断面積により非常に大きなKERMA係数, DPA断面積になる。(3)NJOYコードはFile12-15ではなくFile6に捕獲反応の$$gamma$$線データが入っていると正しく処理できないようである。(4)運動学的手法のKERMA係数は、2次粒子の詳細なデータがないと正しくない。本研究をもとにこれらの問題を解決すべきである。

論文

Primary radiation damage in materials

Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Granberg, F.*; Zinkle, S. J.*; Stoller, R.*; Averback, R. S.*; 鈴土 知明; Malerba, L.*; Banhart, F.*; Weber, W. J.*; et al.

NEA/NSC/DOC(2015)9 (Internet), 86 Pages, 2015/00

本報では、中性子, イオン, 電子による1次的照射損傷の現在の理解についてレビューを行う。照射損傷の指標であるdpaの有効性について、特にその指標の部分的な欠陥について詳しい議論する。現在最も標準的に使われているNRT-dpaは照射損傷が単位体積あたりの照射エネルギーに比例するので、そのようなスケーリングが成り立つ場合には完全に有効であり、異なった環境での照射を比較する場合に使用できる。しかしながら、NRT-dpaはいくつかの問題点が指摘されており、ここではそれについて詳しく議論し、NRT-dpaを改良した式を提案する。

報告書

原研における群分離に関する研究開発; 4群群分離プロセス開発までのレビュー

森田 泰治; 久保田 益充*

JAERI-Review 2005-041, 35 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-041.pdf:2.24MB

原研における群分離に関する研究開発について、研究開発開始当初より、4群群分離プロセス開発及びその実高レベル廃液試験までの成果を取りまとめ、総括した。1980年(昭和55年)頃に構築した3群群分離プロセスでは高レベル放射性廃液中の元素を超ウラン元素,Sr-Cs及びその他の元素の3群に分離する。その後研究開発された4群群分離プロセスでは上記にTc-白金族元素群を分離対象に加えられている。4群群分離プロセスについては、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に整備した群分離試験装置を用いて濃縮実高レベル廃液による実証試験が実施された。この間、さまざまな分離手法が研究,試験され、各分離対象元素(群)に最適な分離手法,分離条件等について多くの検討がなされた。高レベル廃液は、希ガスとハロゲンを除く第1族から第16族までの多くの種類の元素を含んでおり、分離対象もさまざまであることから、取り扱った際に起こる事象は非常に複雑である。したがって、過去の経験,知見や成果をきちんと整理して、これを今後の研究に活かすことが非常に重要である。本報告は、今後の研究開発に役立たせるため、これらの研究開発の内容及びその成果をレビューしたものである。

論文

DPA Calculation in Japanese Spallation Neutron Source

原田 正英; 渡辺 昇; 今野 力; 明午 伸一郎; 池田 裕二郎; 仁井田 浩二*

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.197 - 204, 2005/06

 被引用回数:21 パーセンタイル:15.12(Materials Science, Multidisciplinary)

JSNSにおけるメンテナンスや保管シナリオ構築のために、構造材の寿命を評価する必要がある。DPA(Displacement per Atom)は、放射線損傷の度合いを示す主要な指標である。そのため、まず、DPA計算の機能を粒子及び重イオン輸送計算コード"PHITS"に追加した。DPA計算には、はじき出し断面積が必要であったので、150MeV以下の中性子のはじき出し断面積はLA150ライブラリよりNJOYコードを用いて作成し、150MeV以上の中性子とすべてのエネルギーの陽子のはじき出し断面積はPHITSコードにおける核反応生成物のエネルギーから計算した。このPHITSコードを用いて、JSNS線源集合体のDPA値とDPAマッピングを計算した。その結果、各部の5000MWh運転によるDPAのピーク値は、ターゲット容器で4.1、反射体及びモデレータ容器で2.8、陽子ビーム窓で0.4となった。これらの結果から、ターゲット寿命は1年、モデレータ及び反射体寿命は6年と評価した。

論文

Synergistic effect of displacement damage and helium atoms on radiation hardening of F82H at TIARA facility

安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 谷川 博康; 古谷 一幸; 實川 資朗; 竹内 浩; 岡 圭一郎*; 大貫 惣明*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1137 - 1141, 2004/08

 被引用回数:37 パーセンタイル:6.95(Materials Science, Multidisciplinary)

F82H鋼の開発にあたり、高照射域($$sim$$100dpa)での照射脆化に及ぼすヘリウムの効果を調べることは、構造材料の寿命を見通すうえで非常に重要である。一般的に照射によって生じる脆化と硬化の間には正の相関関係があることから、損傷により生じる硬化に加え、ヘリウムが存在する場合での硬化の促進作用の有無について把握しておく必要がある。本研究では、イオン照射法を用いて、総ヘリウム量5000appmまでの同時照射実験(Feイオンによる損傷導入+ヘリウム注入)を行い、微小押込み試験により照射後の硬さ変化について調べた。その結果、約500appmのヘリウム量では、硬化量の促進はほとんど認められず、ミクロ組織も損傷のみの場合と同様の組織が観察された。このことから500appmまでのヘリウム同時照射は、照射硬化の促進には寄与しないことがわかった。

論文

Triple ion beam irradiation tests on window materials of spallation targets

二川 正敏; 倉田 有司; Henry, J.*; 井岡 郁夫; 斎藤 滋; 内藤 明

FZKA-6876, p.166 - 171, 2003/12

MEGAPIE(Megawatt Pilot Experiment)の技術開発会議での報告がFZKのレポートとしてまとめられたものである。MEGAPIE液体鉛ビスマスターゲットの窓材として用いるT91鋼(改良9Cr-1Mo鋼)の照射損傷を、原研のTIARAを用いたトリプルイオンビーム照射により評価した。MEGAPIE条件である320$$^{circ}$$Cでの15dpa, 1400appm He, 10000appm Hのトリプルイオンビーム照射とFe, Heのシングル及びデュアルビーム照射の結果を微小押込み試験により、比較した。T91の硬さの増加は、おもに、Feイオンによるはじき出し損傷により、He及びHイオンはわずかな硬さの増加をもたらした。さらに、イオン照射材の微小押込み試験結果から引張特性を評価する手法の開発状況を述べた。

報告書

高レベル廃液からのアクチニド分離プロセスの研究(共同研究)

森田 泰治; 館盛 勝一; 駒 義和*; 青嶋 厚*

JAERI-Research 2002-017, 20 Pages, 2002/08

JAERI-Research-2002-017.pdf:1.32MB

本レポートは、核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)と日本原子力研究所(原研)との間で、「高レベル廃液からのアクチニド分離プロセスの研究」のテーマのもと、平成10年9月より平成14年3月末までの3年半の間実施した共同研究の成果をまとめたものである。共同研究の目的は、サイクル機構で開発中のTRUEX/SETFICSプロセス及び原研で開発中のDIDPA抽出プロセスのそれぞれのアクチニド分離プロセスについて総合的な評価を行って、共通的な課題を摘出し、効率的なプロセス開発に資することにある。評価検討の結果、アクチニド分離の主工程は異なっていても、廃溶媒の処理やDTPA廃液の処理等の分離後の処理,溶媒リサイクル等の副次的な工程では多くの共通的な課題が存在することが明らかになった。工学実証規模に移すためには、これらの課題を解決するとともに、副次的な工程を含むプロセス全体について一貫した試験を実施することが必要であると結論した。さらに、プロセス全体について高い視点から評価すると、経済性向上と二次廃棄物発生量低減の2項目が重要であり、これらを念頭に置いたうえで、より合理的で効率的なアクチニド分離プロセス開発のため、今後も継続して研究開発を推進することが必要である。

論文

Back-extraction of tri- and tetravalent actinides from diisodecylphosphoric acid (DIDPA) with hydrazine carbonate

渡邉 雅之; 龍ヶ江 良三*; 森田 泰治; 久保田 益充*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 252(1), p.53 - 57, 2002/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.21(Chemistry, Analytical)

効率のよい分離プロセスをデザインするにあたって、単純な試薬を用いることは、プロセスを簡略化するうえでも、二次廃棄物を消滅するうえでも非常に有利である。以前、著者らは、炭酸ヒドラジンがDi(2-ethylhexyl)phosphoric acid(HDEHP)に抽出された三価及び四価アクチノイドを効率的に逆抽出できること、また、その逆抽出メカニズムについて明らかにした。本報では、Diisodecylphosphoric acid(DIDPA)から三価及び四価のアクチノイドの逆抽出について明らかにすることを目的とした。Am(III),Eu(III)及びNp(IV)については、HDEHPと同様の逆抽出挙動を示すが、Pu(IV)についてはHDEHPの場合とは大きく異なる挙動を示すことが明らかになった。その結果、Np(IV)とPu(IV)との間の分離係数は、六倍ほど向上し、25程度となり、炭酸ヒドラジンによってNp(IV)の選択的な分離が可能であることが明らかとなった。

報告書

ITER-FEATにおけるタングステン不純物の輸送解析

村上 好樹*; 天野 恒雄*; 清水 勝宏; 嶋田 道也; 小川 雄一*

JAERI-Research 2001-049, 58 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-049.pdf:3.11MB

1.5次元輸送コードTOTALに任意アスペクト比及び衝突周波数での不純物の新古典粒子束を計算できるコードNCLASSを結合し、ITER-FEATプラズマ中での高Z不純物の挙動を解析した。種々の密度分布に対して、タングステン原子分布及び線輻射パワーを評価した。密度分布が平坦で温度勾配による遮蔽が効果的な場合には全線輻射パワーはコロナ・モデルの1/2程度になることがわかった。核融合出力が700MW(Q=10)の場合、プラズマ性能を大きく劣化させることなくプラズマ境界でのタングステン密度7$$times$$10$$^{15}$$/m$$^{3}$$(電子密度の0.01%,Zettの増加が0.39)程度まで許容可能で、このときの線輻射パワーは約90MWになる。この値は制動放射等を含めると全加熱パワーの半分以上になり、ダイバータ部流入パワーが大幅に低下でき、ITER-FEATにおける高出力運転の可能性を示している。

論文

Back-extraction of uranium(VI) from organophosphoric acid with hydrazine carbonate

渡邉 雅之; 龍ヶ江 良三*; 白橋 浩一; 森田 泰治; 久保田 益充*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 250(2), p.377 - 379, 2001/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.85(Chemistry, Analytical)

以前、著者らは、炭酸ヒドラジンがDi(2-ethylhexyl)phosphoric acid(HDEHP)に抽出された三価及び四価アクチノイドを効率的に逆抽出できること、また、その逆抽出メカニズムについて明らかにした。本報では、HDEFP及びDiisodecylphosphoric acid(DIDPA)から六価のウランの逆抽出について明らかにすることを目的とした。その結果、HDEHPからの逆抽出とDIDPAからの逆抽出とでは、挙動が、異なることが明らかとなった。

報告書

JMTR改良LEU炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルのLEU炉心との比較

長尾 美春; 竹本 紀之; 武田 卓士

JAERI-Tech 2001-069, 83 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-069.pdf:4.76MB

JMTRでは、第142運転サイクル(2001年11月)から、炉心構成を従来のLEU炉心(LEU燃料を27本装荷した炉心)から改良LEU炉心(LEU燃料を29本装荷した炉心)に変更する。そこで、この炉心構成の変更が照射試験に対して及ぼす影響を検討するため、照射場の核的な特性について連続エネルギーモンテカルロコードMCNPにより解析を行った。その結果、燃料領域において高速中性子束は従来のLEU炉心とほぼ同じであること、熱中性子束は燃料領域で数%増加すること、中性子スペクトルは大きな相違がないことを確認した。また、第144運転サイクルからは運転日数が増加することに伴い、1サイクルあたりの中性子照射量は10数%増加する。

論文

JAERI/KEK target material program overview

菊地 賢司; 粉川 広行; 佐々 敏信

JAERI-Conf 2001-002, p.1251 - 1258, 2001/03

大強度陽子加速器計画におけるターゲット材料R&D計画の概要を述べてある。中性子散乱施設の水銀ターゲットでは、3GeV, 333$$mu$$A(1MW), 25Hzの陽子入射条件で、SS316ステンレス鋼を用いて設計した結果、設計のガイドラインとして用いた条件を全て満たすことがわかった。例えば窓材の最高温度は170$$^{circ}$$Cであり、水銀による腐食は無視できる。また、加速器駆動システム(ADS)の実験施設で用いようと計画している鉛ビスマスターゲットについては、主要パラメーター600MeV, 333$$mu$$s(200kW)による計算で、窓材で年間5dpa程度の材料照射が可能であることがわかった。

論文

Characterization of neutron field for stainless steel irradiation experiments in JMTR

島川 聡司; 長尾 美春; 藤木 和男

Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment (ASTM STP 1398), p.244 - 251, 2001/00

これまで困難であったJMTRのような高出力試験炉での正確かつ繊細な照射キャラクタリゼーションを実施した。対象とした実験は、中性子スペクトルの違いによる材料照射特性の変化を調べることを目的としたステンレス鋼を用いた一連のスペクトル調整照射実験である。本報告では、高速、中速、熱中性子照射量の測定評価に加えて、中性子スペクトル、はじき出し損傷量(dpa)、ヘリウム生成量を誤差付きで評価する方法ならびにそれらの評価結果について述べる。

論文

JENDL PKA/KERMA file for IFMIF project

深堀 智生; 千葉 敏; 柴田 恵一; 池田 裕二郎; 有賀 武夫; 渡辺 幸信*; 村田 徹*; 山野 直樹*; 川合 將義*

Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment (ASTM STP 1398), p.591 - 598, 2001/00

原研核データセンターではシグマ委員会の協力の下、International Fusion Material Irradiation Facility (IFMIF)における照射損傷推定の基礎データであるJENDL PKA/KERMA Fileを整備している。同ファイルには、29元素78核種の一次反跳原子(PKA)スペクトル、KERMA因子、はじき出し断面積(DPA)を10$$^{-5}$$eVから50MeVのエネルギー範囲で格納予定である。中重核に関しては、上記物理量を評価済核データファイルから実行単一粒子放出近似(ESPEA)を用いて計算するために、処理コードシステムESPERANTが開発された。軽核に関しては、PKAスペクトルはSCINFUL/DDXやEXIFONコードを用いて、中性子核データと同時に推定された。本報告では、ESPEAによる処理法の信頼性の検証及びJENDL PKA/KERMA Fileの現状に関して報告する。

論文

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.95

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550$$^{circ}C$$で照射した後、550$$^{circ}C$$でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550$$^{circ}C$$で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

論文

Compression properties of neutron irradiated beryllium pebbles

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.123 - 126, 2000/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.39

ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600$$^{circ}$$Cである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、これまでのデータと比較したところ、ヘリウム生成量が約500appmの場合、dpaが4から8になると強度が約7割に低下することが明らかになった。

報告書

4群群分離プロセスのNUCEF内群分離試験装置によるコールド試験及びセミホット試験

森田 泰治; 山口 五十夫; 藤原 武; 溝口 研一*; 久保田 益充*

JAERI-Research 2000-024, 55 Pages, 2000/06

JAERI-Research-2000-024.pdf:2.24MB

現在開発中の4群群分離プロセスについて、NUCEFのプロセスセル内に設置した群分離試験装置により、模擬高レベル廃液を用いたコールド試験、及び少量の実高レベル廃液とTcを添加した模擬廃液を用いたセミホット試験を実施した。前処理工程、抽出工程、硝酸沈殿工程、活性炭吸着工程及び無機イオン交換体吸着工程の各工程を一連の操作で試験し、Am,Tcを含め各元素はほぼ想定どおり分離されることを確認した。例えば、抽出工程においてAmは、99.99%以上が抽出され、99.92%が抽出溶媒より逆抽出された。脱硝沈殿工程では、Tc沈殿率として96.6%が得られた。以上の試験により、群分離試験装置の元素分離性能を確認することができた。また、実高レベル廃液による群分離試験の結果と比較するためのデータを取得することができる。

報告書

MEU6炉心の核的な照射場特性の評価; 炉心中性子束分布及び中性子スペクトルの混合炉心との比較

長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫; 武田 卓士; 藤木 和男

JAERI-Tech 99-063, 57 Pages, 1999/08

JAERI-Tech-99-063.pdf:2.78MB

JMTRの炉心構成を、第125運転サイクル(98.11.17~)から、従来の混合炉心(MEU燃料2体、LEU燃料20体及びLEUフォロワ燃料5体装荷した炉心)をMEU6炉心(MEU燃料6体、LEU燃料16体及びLEUフォロワ燃料5体を装荷した炉心)に変更した。そこで、今回の炉心構成の変更に伴う照射試験に対しての影響を検討するため、核的な照射場特性の変化について解析を行った。MEU6炉心の核的な照射場特性は、従来の混合炉心とほぼ同等あり、照射試験に対して大きな影響を与えないことを確認した。

報告書

群分離法の開発; 炭酸ヒドラジンによるアクチノイド及びランタノイドの逆抽出

渡邉 雅之; 龍ヶ江 良三*; 高田 清史*; 森田 泰治; 久保田 益充

JAERI-Research 99-034, 55 Pages, 1999/05

JAERI-Research-99-034.pdf:1.7MB

本報告では、ソルトフリー試薬である炭酸ヒドラジンによりDIDPA[Diisodecylphosphoric Acid]又は、HDEHP[Di-(2-ethylhexyl)phosphoric Acid]からの金属の逆抽出挙動を系統的に調べた。その結果、HDEHPからは、アクチノイド、ランタノイド、Zr、Moの逆抽出が可能で、DIDPAからは、アクチノイド、ランタノイド、Moの逆抽出が可能であることがわかった。

57 件中 1件目~20件目を表示