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報告書

JRR-2, JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{93}$$Mo, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{126}$$Sn, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{233}$$U, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

「波紋」から先人に学ぶ

武田 全康

波紋, 30(1), p.7 - 8, 2020/02

JRR-3は2018年11月7日付けで原子炉設置変更許可を取得し、原子炉建屋の屋根などの耐震工事を経て、2021年の早期に運転再開を果たす。研究用原子炉を使った中性子科学の将来は、JRR-3の運転再開後にいかに社会的インパクトのある成果を創出できるかにかかっている。この状況において、我々は、波紋に掲載された過去の記事から多くのことを学ぶことができる。

論文

Feasibility study of tritium recoil barrier for neutron reflectors

石塚 悦男; 坂本 直樹*

Physical Sciences and Technology, 6(2), p.60 - 63, 2019/12

試験研究炉運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、$$^{9}$$Beの二段反応で生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためのベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止膜の概念検討として、PHITSで多様な材料のトリチウム反跳を計算した。この結果、3桁低下させるために必要なトリチウム反跳防止厚みは、材料によって依存するが20$$sim$$40$$mu$$m必要であることが明らかとなった。

論文

Calculation of tritium release from driver fuels into primary coolant of research reactors

Ho, H. Q.; 石塚 悦男

Physical Sciences and Technology, 5(2), p.53 - 56, 2019/00

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。JMTRとJRR-3Mの運転中に1次冷却材に放出されるトリチウム放出源を明らかにするために、ドラーバー燃料から放出されるトリチウム量をMCNP6とPHITSコードで計算した。計算の結果、JMTRとJRR-3Mのドラーバー燃料からの放出されるトリチウム量は、1サイクル運転あたり10$$^{7}$$及び10$$^{6}$$Bqであること、この値は測定データより約4桁低いことが明らかとなった。この結果は、両炉のドラーバー燃料から放出されるトリチウム量は無視できるレベルであることを示している。

報告書

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

報告書

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB
JAEA-Technology-2018-001(errata).pdf:0.54MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

論文

Evaluation of tritium release curve in primary coolant of research reactors

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*

Physical Sciences and Technology, 4(1), p.27 - 33, 2018/06

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mについて1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した。トリチウム放出量は、新しいベリリウム要素に交換すると小さくなること、交換後は運転に伴って増加することが明らかとなった。この結果は、ベリリウム要素が1次冷却材中のトリチウム放出に大きな影響を与えていることを示している。1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した結果、$$^{9}$$Beの(n,$$alpha$$)で生成する$$^{6}$$Liがトリチウム放出に影響すること、JMTR及びJRR-3Mの1次冷却材中のトリチウム放出源はベリリウム要素が主因であることが明らかとなった。更に、照射時間に伴うトリチウム放出率データがばらつくこと、バラツキはJRR-3MよりJMTRの方が早期に見られることも明らかになった。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

J-PARC/ANNRIにおける即発$$gamma$$線分析法開発

藤 暢輔; 海老原 充*; Huang, M.; 木村 敦; 中村 詔司; 原田 秀郎

放射化学, (33), p.1 - 9, 2016/03

中性子即発$$gamma$$線分析(PGA)は、中性子捕獲反応に伴って放出される即発$$gamma$$線により元素分析を行う方法で、迅速に多元素を非破壊分析できるという特長がある。そのため、宇宙化学・環境・考古学・材料など幅広い分野で用いられ、多くの研究に貢献している。PGAはこれまでに同時計数法や反同時計数法によって検出限界や峻別性能の改良がおこなわれてきたが、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設(MLF)における大強度パルス中性子ビームによって、飛行時間法を用いた即発$$gamma$$線分析(TOF-PGA)の利用が可能となった。本稿では同時計数法による即発$$gamma$$線分析(MPGA)のほか、MLFに設置された中性子核反応測定装置(ANNRI)の概要と本装置によって可能となるTOF-PGAについて解説する。

論文

Status of JRR-3 after Great East Japan Earthquake

新居 昌至; 和田 茂; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.403 - 408, 2016/03

研究炉に係る国際会議RRFMにおいて、東日本大震災後の復旧したJRR-3の現状に加えて、福島第一原子力発電所事故を受けての新たな規制要求に対してJRR-3が適合していることを示す規制側への申請内容について報告する。

論文

The Investigation of the new multipurpose research reactor succeeding to JRR-3

滝野 一夫; 新居 昌至; 村山 洋二

Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.667 - 676, 2016/03

研究炉加速器管理部ではJRR-3の後継炉となる多目的試験研究炉の概念検討を開始した。研究炉に関する国際会議であるRRFMにおいて次期試験研究炉の概要及び検討状況について報告する。

報告書

JRR-3冷中性子源装置における高性能減速材容器の開発

新居 昌至; 田村 格良; 羽沢 知也

JAEA-Technology 2015-010, 52 Pages, 2015/05

JAEA-Technology-2015-010.pdf:7.11MB

研究炉加速器管理部では、より多くの冷中性子をユーザーに供給するため、既存のCNS減速材容器の約2倍の冷中性子束を取り出すことのできる高性能減速材容器の開発を第2期中期計画で実施している。本報告書では、高性能減速材容器の基本設計仕様に基づき、設計強度評価、試験体を用いた強度試験、液体水素の流動解析、異材接合部の強度評価を行った。評価の結果、開発した高性能減速材容器がJRR-3のCNS減速材容器として適用可能であることを確認した。

報告書

次期研究用原子炉(ビーム炉)のニーズ調査報告書

JRR-3中性子ビーム利用推進委員会 試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォース

JAEA-Review 2014-054, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2014-054.pdf:6.57MB

JRR-3は改造後25年が過ぎたこともあり、次期研究用原子炉の在り方を検討する時期に来ている。研究炉加速器管理部では、JRR-3中性子ビーム利用推進委員会の下に試験研究炉の在り方ニーズ検討タスクフォースを組織し、日本中性子科学会の報告書に基づく将来の中性子ビーム利用のニーズ動向を調査した。本報告書は、同タスクフォースで調査した結果をもとに次期研究用原子炉の在り方をとりまとめたものである。

報告書

平成25年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2014-047, 153 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-047.pdf:23.43MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉、タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は2013年4月1日から2014年3月31日までの研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

論文

中性子パワーで半導体をつくる

米田 政夫; 川崎 幸三*

波紋, 24(特別号), 2 Pages, 2014/11

シリコンドーピングについての解説記事を執筆する。主な内容は次の通りとなる。NTDシリコンの原理、日本におけるNTDシリコンの生産について、世界におけるNTDシリコンの生産について、及びNTDシリコンの今後の動向について。

論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

論文

Multiple prompt $$gamma$$-ray analysis and construction of its beam line

大島 真澄; 藤 暢輔; 木村 敦; 海老原 充*; 大浦 泰嗣*; 伊藤 泰男*; 澤幡 浩之*; 松尾 基之*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 271(2), p.317 - 321, 2007/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:34.67(Chemistry, Analytical)

多重$$gamma$$線検出法を中性子放射化分析と組合せることにより、従来の放射化分析より優れた感度と分解能が得られることを実証した。われわれは今回多重$$gamma$$線検出法を即発$$gamma$$線分析に適用するために、原子力機構(旧原研)研究炉JRR-3の冷中性子ガイドホールに新たなビームラインを設置した。これはビームシャッター,ビーム減衰器,多重$$gamma$$線検出装置,試料交換機,ビームストッパーからなる。この分析のために最適化した高効率多重$$gamma$$線検出装置を建設中であり、その性能をモンテカルロシミュレーションコードGEANT4.5.0で評価した。

報告書

Progress report on neutron science; April 1, 2004 - March 31, 2005

先端基礎研究センター; 中性子利用研究センター

JAERI-Review 2005-045, 191 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-045.pdf:17.2MB

日本原子力研究所では、先端基礎研究センター及び中性子利用研究センターに合わせて13の中性子研究・開発グループがあり、研究用原子炉JRR-3を利用した研究と開発を行っている。分野は中性子散乱(固体物性,高分子,生物,残留応力),即発$$gamma$$線分析,中性子ラジオグラフィ,中性子光学,装置・検出器・デバイス開発と多岐にわたる。本報告書は、これらのグループの活動報告に加えて、2004年4月から2005年3月までの期間に行われたこれらのグループの中性子科学研究,所外との協力研究及び共同研究の成果として91編の研究報告を収録する。

論文

大強度中性子ビームの利用; 基礎研究から産業利用まで

藤井 保彦

原子力eye, 51(9), p.18 - 19, 2005/09

建設中のJ-PARCから発生する大強度中性子ビームを利用して期待される基礎研究から産業利用までの主要な研究分野と、それらの波及効果を概観する。

論文

中性子の産業利用の現状と今後の展望 / 利用研究の現状; 中性子ラジオグラフィ

松林 政仁; 川端 祐司*

放射線と産業, (107), p.4 - 15, 2005/09

中性子の利用はこれまで、生命科学, 物質科学などの基礎・応用研究を中心として進められてきたが、大強度陽子加速器施設(J-PARC)計画を契機として産業利用の重要性が再認識され、新たな取り組みが始められようとしている。国内の代表的研究炉であるJRR-3の施設紹介とともに産業利用の現状を報告し、さらに企業が施設を利用する場合の制度について紹介を行った。加えて、具体的利用研究の現状として中性子ラジオグラフィについて、JRR-3, KUR(京都大学研究用原子炉), 住重試験検査サイクロトロン中性子源を対象とした産業利用の実例を紹介する。

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