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論文

Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

論文

Cryogenic sample environments shared at the MLF, J-PARC

河村 聖子; 高橋 竜太*; 石角 元志*; 山内 康弘*; 中村 雅俊*; 大内 啓一*; 吉良 弘*; 神原 理*; 青山 和弘*; 坂口 佳史*; et al.

Journal of Neutron Research, 21(1-2), p.17 - 22, 2019/05

MLF試料環境チーム低温・マグネットグループは、J-PARC MLFにおいて、利用者の実験のための冷凍機やマグネットの運用を行っている。これまでトップローディング型$$^4$$He冷凍機、ボトムローディング型$$^3$$He冷凍機、希釈冷凍機インサート、超伝導マグネットを導入してきた。これらの機器の使用頻度は、ビーム出力、課題数の増加に伴い、ここ2年間で急激に高くなってきている。この状況に対応するために運用経験を加味しながら、これらの機器の性能向上作業を進めている。例えば、$$^3$$He冷凍機の制御ソフトには、自動の初期冷却および再凝縮のプログラムが備わっていたが、新たに、$$^3$$He potにヒーターを焚くことなくsorbの温度制御のみで$$^3$$He potを温調するプログラムも作成した。また2017年は、超伝導マグネット用に、揺動型ラジアルコリメーター付きのOVCテールを製作した。このラジアルコリメーターの導入によりデータの質は劇的に向上し、中性子非弾性散乱実験でも超伝導マグネットが使用できるようになった。

報告書

Results and progress of fundamental research on fission product chemistry; Progress report in 2015

逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.*; 鈴木 知史; 宮原 直哉; 小畠 雅明; 岡根 哲夫; 鈴木 恵理子

JAEA-Review 2016-026, 32 Pages, 2016/12

JAEA-Review-2016-026.pdf:6.18MB

シビアアクシデント時の軽水炉内の各領域における核分裂生成物(FP)化学に関するデータベースの構築、及びそれらに基づくFP化学モデルの改良を目的として、2012年度よりFP化学挙動の解明に向けた基礎研究を開始した。研究成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉研究開発及び軽水炉安全性向上のための基礎的知見として反映する。1F特有の課題やソースターム関連研究における優先度を考慮して、FP挙動に与えるホウ素(B)放出速度及び熱水力条件の影響、構造材へのセシウム(Cs)化学吸着・反応挙動、FP化合物の熱力学及び熱物性データベースの拡充、及びFP挙動再現及びFP含有化合物の化学形直接測定のための実験・解析技術確立の4つの研究項目を設定した。本報告書は、FP化学挙動の解明に向けた基礎研究の2015年の研究成果及び進捗を述べるものである。2015年の成果として、FP放出移行挙動再現実験装置の導入を完遂したことが挙げられる。また、Cs化学吸着に関しての有用な基礎的知見を取得した。4つの研究項目に加えて、1F炉外サンプル分析によりFP挙動を評価するための試みについても検討した。

論文

Bromate removal from water samples using strongly basic anion exchange resin Amberlite IRA-400; Kinetics, isotherms and thermodynamic studies

Naushad, M.*; Khan, M. R.*; Alothman, Z. A.*; Awual, M. R.

Desalination and water treatment, 57(13), p.5781 - 5788, 2016/03

 被引用回数:15 パーセンタイル:9.07(Engineering, Chemical)

The removal of bromate from aqueous medium by Amberlite IRA-400 anion exchange resin was explored in order to identify the capability of this resin to remove bromate from real water samples. The effects of several physicochemical parameters such as contact time, initial bromate concentration, initial pH, and temperature were studied. The concentration of bromate was determined using ultra-performance liquid chromatography tandem mass spectrometry. The adsorption kinetics and isotherms were well fitted by pseudo-second-order model and Freundlich model, respectively.

論文

Challenge to ultra-trace analytical techniques of nuclear materials in environmental samples for safeguards at JAERI; Methodologies for physical and chemical form estimation

臼田 重和; 安田 健一郎; 國分 陽子; 江坂 文孝; Lee, C. G.; 間柄 正明; 桜井 聡; 渡部 和男; 平山 文夫; 福山 裕康; et al.

International Journal of Environmental Analytical Chemistry, 86(9), p.663 - 675, 2006/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:61.72(Chemistry, Analytical)

IAEAは、保障措置の強化策の一環として、未申告の原子力活動を検知するため、1995年保障措置環境試料分析法を導入した。核物質を扱う原子力活動は、施設内外から採取された環境試料中の極微量核物質を精確に分析することにより、その痕跡を立証できるという原理に基づく。現在は、施設内で拭き取ったスワイプ試料に含まれる極微量のUやPuの同位体比を分析している。将来は、施設外で採取された植物・土壌・大気浮遊塵なども環境試料として想定される。環境試料中の核物質の物理的・化学的形態がわかれば、その起源,取り扱い工程,移行挙動が推定できる。保障措置の観点からは、このような情報も重要である。原研では、CLEARを整備して以来、文科省の要請を受け、我が国とIAEA保障措置に貢献するため、おもにスワイプ試料中の核物質を対象とした高度な極微量分析技術の開発に挑戦してきた。本発表では、(1)原研で開発した極微量環境試料分析技術の全般,(2)物理的・化学的形態評価にかかわる現在の分析技術開発,(3)極微量核物質に将来適用可能な形態分析技術にかかわる方法論について述べる。

報告書

マイナーアクチノイド化合物熱拡散率測定装置の整備(受託研究)

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 湊 和生; 木崎 實

JAERI-Tech 2005-051, 13 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-051.pdf:1.38MB

マイナーアクチノイド(MA)化合物の熱拡散率を測定するための装置を整備した。不活性雰囲気のグローブボックス内に、レーザフラッシュ法熱拡散率測定装置を設置することにより、$$alpha$$崩壊核種のMA化合物の熱拡散率測定を可能にした。また、試料の形状に最適化した試料ホルダーを用いることにより、40mg程度の微小試料の測定を可能にした。さらに、この装置の性能を確認するため、タンタル,ニッケル及びセリウム酸化物の測定を行った。その結果、本装置で得た熱拡散率の値は、文献値及び汎用の熱拡散率測定装置により測定した値とほぼ一致し、微小なMA化合物の熱拡散率測定に本装置が有用であることを確認した。

報告書

福島第二原子力発電所3号機シュラウドサンプル(2F3-H6a)に関する調査報告書(受託研究)

福島第二3号機シュラウドサンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-044, 92 Pages, 2004/05

JAERI-Tech-2004-044.pdf:15.18MB

本報告は、福島第二原子力発電所3号機炉心シュラウド下部リングH6a溶接部外側から採取したき裂を含む材料サンプル(東京原子力株式会社が平成13年度に実施した調査の際に日本核燃料開発株式会社に保管した試料の一部)について、日本原子力研究所が第三者機関として東海研究所の照射後試験施設(ホットラボ等)において各種の検査・評価を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することにより、調査結果の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は溶接金属から約3~9mm離れた位置に3箇所観察され、最大深さは約8mmであった。(2)2箇所のき裂破面を観察した結果、き裂破面のほぼ全面が粒界割れであったが、き裂開口部には約300$$mu$$m範囲に粒内割れが観察された。(3)表面から約500$$mu$$m深さまで、最高Hv400を超える硬化層が形成されていた。また、溶接金属から約3mmまでの表面層には溶接熱影響による軟化が見られた。(4)き裂の内部には、開口部からき裂の先端までほぼ全体にわたり酸化物が観察され、その酸化物は主として鉄の酸化物であった。(5)合金中に主要元素濃度の揺らぎが見られたが、き裂との間に相関性は認められなかった。本調査の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は炉心シュラウド下部リング外表面の加工層において主として粒内型の応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

報告書

福島第二原子力発電所2号機シュラウドサンプル(2F2-H3)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.

JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB

東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。

報告書

福島第一原子力発電所4号機シュラウドサンプル(1F4-H4)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-004, 74 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-004.pdf:31.62MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所4号機(沸騰水型,定格出力78.4万kW)において、第12回定期検査(平成5年9月$$sim$$平成6年2月)の自主点検の際に、炉心シュラウド中間部胴H4溶接部にき裂が発見された。本研究は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含むSUS304Lの材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本研究により、以下の結論が得られた。(1)観察したき裂のほぼ全体が粒界割れであった。き裂内部には腐食生成物が付着し、一部は粒内に成長していた。また、2次き裂の一部は溶接金属に達していた。(2)表面近傍のビッカース硬さは300程度に高くなっていた。また、照射による母材の硬化が認められた。(3)結晶粒界ではCr濃度の低下とNi及びSi濃度の増加が観察された。これら合金元素の濃度変化は照射により誘起された拡散,偏析過程により生じたものと考えられる。本研究の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。

論文

Calibration of heavy ion beam probe energy analyzer using mesh probe in the JFT-2M tokamak

神谷 健作; 三浦 幸俊; 井戸 毅*; 浜田 泰司*

Review of Scientific Instruments, 74(9), p.4206 - 4208, 2003/09

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

メッシュプローブを用いた重イオンビームプローブ用平行平板型エネルギー分析器の直接的な較正手法を確立した。ガス散乱による較正実験においてメッシュプローブ内にサンプル体積を導入した後、ACバイアスを印加することにより、観測される2次ビームの規格化差分量がバイアス電圧に比例することを確認した。同時に、規格化差分量のバイアス電圧に対する勾配が、理論計算から予想されるように分析器への入射角に依存することも確認できた。ビームのメッシュ透過率は約40%であるが、ビーム電流は10マイクロAとすることにより良好なS/Nが得られた。今回の絶対較正結果は誤差10%以下であり、メッシュプローブを用いない通常のガス散乱による較正結果と良い一致を示した。

報告書

原研におけるクリーン化学分析所の整備; 高度環境分析研究棟(CLEAR)

半澤 有希子; 間柄 正明; 渡部 和男; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 郡司 勝文*; 山本 洋一; 高橋 司; 桜井 聡; et al.

JAERI-Tech 2002-103, 141 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-103.pdf:10.38MB

原研で整備した、クリーンルームを有する実験施設である高度環境分析研究棟(CLEAR)について、設計,施工及び2001年6月の運用開始段階における性能評価までを概観する。本施設は、保障措置環境試料分析,包括的核実験禁止条約(CTBT)遵守検証及び環境科学にかかわる研究を目的として、環境試料中の極微量核物質等の分析を行うための施設である。本施設では、クリーンルームの要件と核燃料物質使用施設の要件とを両立した点及び、多量の腐食性の酸を使用した金属元素の微量分析に対応してクリーンルームの使用材料に多大な注意を払った点に大きな特徴がある。そのほか、空調及び空気清浄化の設備,クリーンフード等の実験用設備,分析施設としての利便性及び安全設備についてもその独自性を紹介し、さらに完成したクリーンルームについて、分析操作に対するバックグラウンド評価の結果を示した。本施設の整備により、環境試料中の極微量核物質等の信頼性のある分析を行うための条件が整った。

論文

Behavior of sample volumes of the heavy ion beam probe on JFT-2M

井戸 毅*; 神谷 健作*; 浜田 泰司*; 西沢 章光*; 川澄 義明*; 三浦 幸俊

Plasma Physics and Controlled Fusion, 41(8), p.1013 - 1024, 1999/08

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.48(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mトカマクに設置した重イオンビームプローブ(HIBP)計測装置の観測体積の特性を数値計算,実験の両面から明らかにした。中性ガスによるイオン化を利用した較正実験時には観測体積が発散する現象が現れることがJIPP T-IIUのHIBPにおいて指摘されていたが実験的には明らかにされなかった。本研究においてこの現象の振る舞いを数値計算によって詳細に検討し、また実験においてもこの現象を見いだすことができた。この発散現象はごく限られた領域でのみ現れる極めて特異な現象であり、これらの現象はHIBPの観測位置及びエネルギー分析器の較正に利用できることがわかった。

報告書

FCA XVII-1炉心におけるB$$_{4}$$C及びPu反応度価値の軸方向空間分布の解析

長家 康展; 大野 秋男; 大杉 俊隆

JAERI-Research 95-003, 40 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-003.pdf:1.37MB

高速炉における物質反応度価値の予測精度向上を目的として、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いてB$$_{4}$$C及びPu反応度価値の軸方向空間分布を測定し、その解析を行った。測定に用いられた炉心はXVII-1炉心で、典型的な酸化物燃料炉心である。実験ではこの炉心の中心軸方向にサンプルを挿入して余剰反応度を測定し、サンプルを挿入していないときの余剰反応度との差から反応度価値を求めた。解析はいくつかの計算モデルを用いて行い、その結果を比較した。更にDUO$$_{2}$$燃料板のコーティング剤に含まれている水素の影響、炉心間ギャップの影響、輸送効果、メッシュ効果を調べ、実験値と比較した。B$$_{4}$$C及びPuの場合とも、炉心領域ではよい精度で計算値は実験値と一致するが、ブランケット領域では測定方法及び計算精度改善について検討する必要があることが明らかになった。

論文

Experimental study on reactivity worth for absorber material in high conversion light water reactor using FCA-HCLWR core fueled with enriched uranium

岡嶋 成晃; 大杉 俊隆; 桜井 健; 田原 義寿*

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(10), p.950 - 959, 1990/10

高転換軽水炉における吸収材の反応度価値に関する実験的研究を原研FCAを用いた一連の実験において実施した。実験は、濃縮度の異なるB$$_{4}$$C及びHfを用いて、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値をウラン燃料装荷FCA-HCLWR炉心において測定した。$$^{10}$$B濃縮度依存性が、中心試料反応度価値及び模擬制御棒反応度価値で観測された。実験結果は、JENDL-2とSRACシステムを用いた計算結果と比較した。計算は、B$$_{4}$$Cについては、両反応度価値とも実験値と良く一致するが、Hfについては、過小評価することがわかった。

論文

Gibbs free energies of formation of molybdenum carbide and tungsten carbide from 1173 to 1573K

岩井 孝; 高橋 一郎; 半田 宗男

Metall.Trans.,A, 17, p.2031 - 2034, 1986/00

CH$$_{4}$$/H$$_{2}$$ガス平衡法を用いてMo$$_{2}$$CおよびWCの炭素ポテンシャルを広い温度範囲(1173~1573K)で測定した。脱水剤を用いて系内の水分濃度を低減し、測定中の試料酸化を防止した。系内のガスを循環させ平衡に達したのち、一部のガスを採取して水素炎検出器付きのガスクロマトグラフでその成分分析を行った。同法を用いた従来の報告は1273K以下の温度に制約されていたが、今回得られた測定結果はCO/CO$$_{2}$$ガス平衡法を用いた測定結果とよい一致を示した。

論文

Investigation of oxides formed in the corrosion of SUS-304 in high temperature water through the measurement of evolded hydrogen and radiochemical analyses

立川 圓造; 星 三千男; 佐川 千明; 米澤 仲四郎; 中島 幹雄

Nuclear Technology, 65, p.138 - 145, 1984/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.09(Nuclear Science & Technology)

280$$^{circ}$$C脱気した水中でのSUS-304の腐食挙動を腐食に伴い発生する水素量と金属酸化物の分析から調べた。腐食反応は3Fe+4H$$_{2}$$O$$rightarrow$$Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$+4H$$_{2}$$、2Cr+3H$$_{2}$$O$$rightarrow$$Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$、Co,Ni+H$$_{2}$$O$$rightarrow$$CoO,NiO+H$$_{2}$$の金属と水との反応で進み、実験条件下での全腐食量は 93+0.066$$times$$t(時間)$$mu$$g/cm$$^{2}$$で表される。腐食の際に水中の放出されるSUS構成元素の放出度はFe,Mn$$>$$Co,Ni$$>$$Crである。一方、原子炉であらかじめ照射した試料の腐食量および水中への放出量は非照射のものより約1.5倍多い結果を示した。

論文

放射性ヨウ化メチルの空気中における光吸収スペクトル

野口 宏; 松井 浩; 村田 幹生

日本原子力学会誌, 25(8), p.658 - 663, 1983/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

太陽光による放射性ヨウ化メチルの分解反応を明らかにするため、空気中における低濃度の放射性ヨウ化メチルの光吸収スペクトルを調べた。微量の放射性ヨウ化メチルと空気を封入した反応容器に、波長180nmから400nmの間の所定の波長の単色光を照射した。元素状ヨウ素の生成割合などをハイパックサンプラで測定し、吸収スペクトルを求めた。その結果、放射性ヨウ化メチルの吸収係数は、波長200nmと260nmにおいて極大値を、波長220nmにおいて極小値を有していること、波長が260nm以上になると吸収係数は急速に減少すること、さらに本実験結果は自然環境条件と異なった条件で行われた従来の実験結果とほぼ一致していることなどが明らかとなった。

論文

サンプル数の少ないブラッドフォード曲線の信頼性

清水 健宏; 仲本 秀四郎

ドクメンテーション研究, 32(9), p.427 - 431, 1982/00

1976~78年の3年間に、原研職員によって発表された1300件の論文に引用された雑誌805誌、引用数7726件を母集団として、母集団より少ないサンプル数を、反復を許さずに、無作為に抽出した場合のブラッドフォード曲線の期待値を確率計算によって求めた。そして、サンプル中の重要雑誌が母集団中で占める引用数の割合の期待値は、サンプル数の減少とともに小さくなることが確認された。従って、ブラッドフォード曲線によって雑誌選定を行う場合、サンプル数の少ないデータでは、母集団における引用数の上位の雑誌と下位の雑誌を間違える確率が大きくなり、雑誌選定を誤まる可能性が大きくなることを確認した。

報告書

メイパックサンプラによるヨウ素種の定量的評価法

野口 宏; 村田 幹生; 土岡 吉喜*; 松井 浩; 国分 守信

JAERI-M 9408, 35 Pages, 1981/03

JAERI-M-9408.pdf:1.18MB

メイパックサンプラは、浮遊性の放射性ヨウ素の簡便な性状弁別装置として、広く用いられてきた。しかし、その定量的測定については多くの問題点が残されている。そこで、種々の放射性ヨウ素に対するメイパックサンプラの詳細な捕集特性を調べ、各ヨウ素種の存在割合を精度よく求めるための評価法を検討した。

論文

Production of elemental iodine from radioactive methyl iodide under sunlight

松井 浩; 野口 宏; 吉田 芳和

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(7), p.527 - 530, 1979/00

原子力施設から放出される放射線ヨウ素の環境条件下における性状変化を明らかにするため、その第1段階として、放射性ヨウ化メチルの太陽光による性状変化を調べた。初期濃度10$$^{-}$$$$^{6}$$~10$$^{-}$$$$^{4}$$g/cm$$^{3}$$の放射性ヨウ化メチルを、温度10~25$$^{circ}$$C、相対湿度20~40%、濾過空気1気圧の条件下で、数時間太陽光に曝した。その結果、元素状ヨウ素は最大0.3%生成されたが、大部分はヨウ化メチルの形で存在していた。反応容器内に銀が存在する場合には、ヨウ化メチルは多く分解し、銀と反応した元素状ヨウ素は約80%に達した。

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