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論文

再処理施設における分析/試験由来の高放射性固体廃棄物の処理技術

後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07

東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。

論文

Polar rotor scattering as atomic-level origin of low mobility and thermal conductivity of perovskite CH$$_{3}$$NH$$_{3}$$PbI$$_{3}$$

Li, B.; 川北 至信; Liu, Y.*; Wang, M.*; 松浦 直人*; 柴田 薫; 河村 聖子; 山田 武*; Lin, S.*; 中島 健次; et al.

Nature Communications (Internet), 8, p.16086_1 - 16086_9, 2017/06

 被引用回数:80 パーセンタイル:90.61(Multidisciplinary Sciences)

Perovskite CH$$_{3}$$NH$$_{3}$$PbI$$_{3}$$ exhibits outstanding photovoltaic performances, but the understanding of the atomic motions remains inadequate even though they take a fundamental role in transport properties. Here, we present a complete atomic dynamic picture consisting of molecular jumping rotational modes and phonons, which is established by carrying out high-resolution time-of-flight quasi-elastic and inelastic neutron scattering measurements in a wide energy window ranging from 0.0036 to 54 meV on a large single crystal sample, respectively. The ultrafast orientational disorder of molecular dipoles, activated at approximately 165 K, acts as an additional scattering source for optical phonons as well as for charge carriers. It is revealed that acoustic phonons dominate the thermal transport, rather than optical phonons due to sub-picosecond lifetimes. These microscopic insights provide a solid standing point, on which perovskite solar cells can be understood more accurately and their performances are perhaps further optimized.

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

論文

Evaluation of tritium behavior in the epoxy painted concrete wall of ITER hot cell

中村 博文; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.452 - 455, 2005/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.39(Nuclear Science & Technology)

トリチウムに汚染した炉内機器等を取り扱うITERホットセルに関し、セル内に放出されたトリチウムの挙動を解析・評価した。解析は、コンクリートとエポキシ塗装の多層構造壁中におけるトリチウムの1次元拡散モデルと完全混合下での換気によるトリチウム濃度の減衰モデルを組合せて行った。解析の結果、ホットセル内のトリチウム濃度は、トリチウム放出源を取り除いた後すみやかに低下し、数日で300DAC(240Bq/cm$$^{3}$$)から1DAC(0.8Bq/cm$$^{3}$$)まで低下することを明らかとした。また、ホットセル壁中のトリチウムインベントリは20年間の運転後約0.1PBqとなり、壁材の数10%はクリアランスレベルを超えるが、壁から外部へのトリチウム透過は無視し得る量であるとの結果を得た。さらに、コンクリート壁へのエポキシの塗布は、トリチウムの透過やインベントリを数桁低減する効果があることを明らかにした。

報告書

照射済燃料ペレット内FPガス分析技術の開発

畠山 祐一; 須藤 健次; 金澤 浩之

JAERI-Tech 2004-033, 29 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-033.pdf:1.65MB

照射済燃料ペレット内に生成されたKr, Xe等のFPガスは、燃焼度とともに増加し、軽水炉燃料の熱的・機械的特性に大きな影響を与える。このため、軽水炉の高度化計画における燃料の健全性・安全性評価には、FPガス放出に関する基礎的データを蓄積することが重要である。日本原子力研究所・燃料試験施設では、照射済燃料棒のパンクチャー試験により、照射中に燃料棒プレナム部に蓄積したFPガスの測定を実施している。この結果から、FPガスのほとんどは燃料ペレット内に残存しており、より高い燃焼度あるいは事故時に残存しているFPガスが放出されることが予想される。よって照射済燃料からのFPガス放出挙動を調べるため、燃料を段階的に2300$$^{circ}$$Cまで加熱しながら、放出されるFPガスをリアルタイムで測定するアウトガス分析装置(Out Gas Analyzer 以下;OGA)を開発した。

報告書

高温工学試験研究炉の高温照射試験取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計

猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-083.pdf:6.31MB

本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び$$gamma$$線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。

報告書

Research program (VEGA) on the fission product release from irradiated fuel

中村 武彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 西野 泰治; 金澤 浩之; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Tech 99-036, 34 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-036.pdf:1.55MB

原子炉シビアアクシデント時のソースタームを評価するうえでは燃料からのFP放出挙動の評価が重要である。このため欧米で種々の実験が実施されてきた。しかしながら、これらの実験の回数及び実験条件は限られているため、短半減期FP、低揮発性FPの放出、及び燃料溶融を含む高温高圧条件の放出データを中心に大きな不確実性を含んでいる。これらの点を明確にするため、原研では国内の発電用原子炉で照射された燃料を用いてFPの放出挙動を調べるVEGA実験計画を開始した。同実験では、ホットセル内で短尺燃料を事故を模擬した高温まで誘導加熱する。この計画では、燃料を融点を超える高温まで、1.0MPaまでの高圧条件で加熱し、データの少ない低揮発性及び短半減期FPに注目してその放出及び移行挙動を調べる。

論文

セル内除染作業における作業負担調査,II; 防護服の種類による発汗量の違い

木内 伸幸; 池沢 芳夫

保健物理, 26, p.123 - 126, 1991/00

セル内除染作業においては、内部被ばく、身体汚染防護のために、作業者は、各種の呼吸用保護具、防護服を着用しており、これらの着用による作業負担は著しいものと予測される。この作業負担を定量的に把握するため、作業者の発汗量に着目し測定した。測定結果から、次のようなことがわかった。(1)作業者の作業負担の度合については、エアラインスーツ着用の場合と全面マスクとビニールアノラック着用の場合、浄気式加圧服着用の場合と全面マスクと不織布着用の場合が、それぞれ等価の関係であった。(2)前回(I)との測定結果の比較から、セル内温度の相達による発汗量の差が顕著であった。(3)作業負担を考慮した防護服の選択、作業環境の改善の必要性を認識した。

論文

セル内除染作業における作業負担調査; 腎外水分喪失量(発汗量)の測定

木内 伸幸

保健物理, 25, p.82 - 84, 1990/00

セル内除染作業においては、内部被曝、身体汚染防護として、作業者は、各種の呼吸用保護具、防護服を着用している。しかし、これらの着用による作業者の作業負担は著しいものと予測される。このため、その作業負担を定量的に把握することは、放射線作業における安全性の向上につながると考える。そこで、除染作業における作業者の発汗量に着目し測定した。その結果、以下のことが分かった。(1)除染作業における単位作業時間(1時間)当りの作業者の発汗量は、最大で2l、平均で1lあった。(2)エアラインスーツを着用した除染作業と全面マスクとビニールアノラークを着用した除染作業における作業負担は、発汗量からは、ほぼ等価であった。(3)測定結果と発汗量の適用限界から、各作業者のセル内除染作業時間は、最大2時間が目安になるだろう。

論文

PIE of HTGR fuels and materials; Dimension measuring equipment of OGL-1 irradiated fuels

石田 芳美; 糸永 文雄; 松島 秀夫; 石本 清

Proc.30th Conf.on Remote Systems Technology,Vol.2, p.33 - 36, 1982/00

本報告はANS Winter Meeting(1982年)のRSTD(Remote Systems Technology Division)に提出の論文である。東海研ホットラボでは、多目的高温ガス炉燃料・材料の照射後試験のうちOGL-1照射済燃料体の寸法変化をしらべるため、主たる燃料要素の黒鉛ブロック及び黒鉛スリーブにつき寸法測定装置を開発し、ホットセルに設置して寸法測定を実施した。本装置の特徴は次の通りである。(1)2種類の形状の異なるOGL-1照射燃料体試料(黒鉛ブロックと黒鉛スリーブ)について標準ゲージとの比較測定をすることにより、寸法測定を行なうことができる。(2)計測は電気マイクロメータとパルスエンコーダによって行う。測定精度は外径測定で$$pm$$0.01mm、内径測定で$$pm$$0.02mm、長さ測定で$$pm$$0.1mm、真直度で$$pm$$0.02mmである。本装置により第4次照射燃料体までの寸法測定を実施した。

口頭

Safety management of remote handling and in-cell work for maintenance of spallation neutron production target components in J-PARC

直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 猿田 晃一

no journal, , 

J-PARC物質・生命科学実験施設に設置されている水銀を標的に用いたパルス核破砕中性子源では、SUS316L製の標的容器がキャビテーションによる壊食と照射損傷を受けるため遠隔操作により交換可能な構造としている。キャビテーションによる壊食損傷を定量的に評価するために、使用後の標的容器を遠隔操作で切出し、内壁の損傷を観察している。標的容器交換及び切出しは、長さ40m$$times$$幅13m$$times$$高さ12mのホットセル内で実施するが、準備・片付け作業ではホットセル内に入域する。標的システムからの放射線とホットセル内に残存する汚染のため作業にはリスクがあるため、室内の線量を下げるための遮蔽体の設置、作業環境の線量マップの作成とそれに基づいた作業計画の策定、空気中トリチウム濃度に応じた適切な防護具の着用、作業エリア区画による汚染拡大防止などの作業安全管理を実施した。その結果、外部被ばくは計画値を大きく下回りビーム出力が増加に伴い作業環境の線量が増加しているにもかかわらず前年よりも低い値を維持できた。

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