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報告書

ウラン濃縮研究棟の廃止措置

石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人

JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10

JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。

論文

Simulation study on the design of nondestructive measurement system using fast neutron direct interrogation method to nuclear materials in fuel debris

前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:58.8(Nuclear Science & Technology)

In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.

報告書

内圧が上昇した核燃料物質貯蔵容器の開封点検用チャンバーの設計

丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之

JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05

JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB

2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。

報告書

安全研究センター成果報告書(平成27年度$$sim$$平成29年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

論文

Computational and experimental examination of simulated core damage and relocation dynamics of a BWR fuel assembly

Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*

Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM 2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03

原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。

報告書

依頼分析及びガラス工作業務報告書; 平成13, 14年度

伊藤 光雄; 小原 和弘; 樋田 行雄*; 鈴木 大輔; 郡司 勝文*; 渡部 和男

JAERI-Review 2004-007, 65 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-007.pdf:5.53MB

分析科学研究グループでは、研究所内の各課室から要求される依頼分析及びガラス工作業務を実施している。依頼分析では、核燃料,各種材料及び放射性廃棄物をはじめとする非常に多種多様な分析試料に適切に対応した。また、依頼分析に関連する分析技術開発も実施した。ガラス工作では、工作室内でのガラス器具の製作や修理のほかに、実験室等に設置されている大型ガラス製装置,放射性物質を取り扱うガラス製装置の現場修理を行った。平成13年度の依頼分析件数は28件、分析成分数は1285、平成14年度の依頼分析件数は15件、分析成分数は830であり、ガラス工作件数はそれぞれ106件,76件であった。本報告書は、平成13, 14年度に実施した依頼分析,関連技術開発及びにガラス工作業務についてまとめたものである。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 2002 - March 31, 2003

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2003-023, 232 Pages, 2003/09

JAERI-Review-2003-023.pdf:16.58MB

本報告書は、平成14年度におけるエネルギーシステム研究部の研究・開発状況を纏めたものである。エネルギーシステム研究部では、我が国におけるエネルギーの長期安定供給を確保するため、革新的原子力エネルギーシステム及び関連する基盤技術の研究・開発を実施している。軽水炉技術に立脚しながら、プルトニウムの有効利用の可能な革新的水冷却炉(低減速軽水炉)の研究・開発の現状を報告する。また、本報告書には、原子力エネルギーシステムの基礎基盤として重要な炉物理,熱流動,核データ,燃料,材料等の研究活動も掲載されている。これらの基礎基盤研究は、革新的原子力システムの開発や現行システムの安全性・信頼性の向上に不可欠なものである。炉工学施設の維持・管理は、実験的研究を支えるものである。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動状況も取り纏められている。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2003-004, 236 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-004.pdf:16.34MB

本報告書は、平成13年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成13年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究,新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。この他、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

論文

ジルコニア固体電解質を用いた酸素センサの起電力に及ぼす中性子照射効果

日浦 寛雄*; 山浦 高幸; 本橋 嘉信*; 小檜山 守*

日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.202 - 208, 2002/06

原子炉燃料中の酸素ポテンシャルの炉内測定を可能とする酸素センサの開発を行った。本センサは、CaOで安定化したジルコニア電解質の両側に標準極と測定極を接触させて酸素濃淡電池を構成し、発生する起電力から測定極となる燃料中の酸素ポテンシャルを推定する。本開発試験では、センサ標準極にNi/NiO,測定極には燃料の代わりにFe/FeOを用いることとし、さらに長寿命化対策を考慮してセンサを設計・試作して、その起電力特性を炉外試験及びJMTRでの照射下その場試験において調べた。炉外試験では、700$$^{circ}C$$~1000$$^{circ}C$$間の温度変化に対する起電力の温度依存性は理論値とほぼ一致し、起電力経時変化は800$$^{circ}C$$一定の下で980hにわたり4%以内であった。照射下その場試験では、高速中性子(E$$>$$1 MeV)照射量8.0$$times$$10$$^{23}$$ m$$^{-2}$$(照射時間1650h)までの700$$^{circ}C$$~900$$^{circ}C$$間の温度変化に対する起電力の温度依存性は炉外試験時に得られた結果とよく一致し、800$$^{circ}C$$一定下での起電力経時変化は理論値の6%以内であった。以上のことから、中性子照射下における燃料中の酸素ポテンシャルの測定が本センサにより可能であることがわかった。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 2000 - March 31, 2001

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2002-005, 280 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-005.pdf:18.05MB

本報告書は、平成12年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成12年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究、新型燃料の研究,核変換システムの研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 1999 - March 31, 2000

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2001-010, 322 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-010.pdf:27.21MB

本報告書は、平成11年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告書では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 1998 - March 31, 1999

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 99-031, p.320 - 0, 2000/01

JAERI-Review-99-031.pdf:16.21MB

本報告書は、平成10年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、高速中性子体系における炉物理実験及び解析、炉特性解析コードの開発、原子炉制御及びセンシング技術の開発、伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究、舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

報告書

核熱利用システムの構築に必要な基礎検討

稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠; 小川 益郎; 有富 正憲*; 神前 康次*; 桑原 信一*; 野村 眞一*; 小坂 伸一*; 小林 繁鋪*; et al.

JAERI-Tech 96-019, 122 Pages, 1996/05

JAERI-Tech-96-019.pdf:4.42MB

本来核エネルギーの持つ大きな可能性を、長期的な世界のエネルギー需給において現実に利用可能なものとしていくために、核熱利用の様々な可能性を具体的な利用システムとして構築していく必要がある。本検討では、資源としては豊富に存在するが、取り扱う物量や環境影響という点で最も大きな問題を抱えている石炭と、物量という点で最もコンパクトな原子力を組み合わせたシステムの可能性について重点的な考察を行った。まず石炭の改質技術の最近の開発状況について、石炭ガス化技術開発の立場から検討した。また高温核熱と石炭改質を組み合わせたシステムを比較・検討し、このようなシステムを総合的に評価するモデルの開発を行った。さらに、核熱利用と化学原料製造の関係や開発途上国等での核熱利用の開発状況を調査した。そしてこれらにより、核熱利用システムの有用性を示した。

論文

核燃料・原子炉材料等の分析

渡部 和男; 田村 修三

ぶんせき, 1993(11), p.883 - 889, 1993/00

核燃料・原子炉材料の分析及び環境物質中の長半減期核種分析について、手法開発、実試料分析等の最近の進歩をとりまとめた。

論文

放射性物質輸送容器の衝突解析用簡易計算コードの開発,第1報; 緩衝体付き輸送容器衝突計算コードCRUSH

幾島 毅; 浅田 和雄*

日本原子力学会誌, 33(4), p.381 - 390, 1991/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

放射性物質輸送容器の衝突解析において、HONDO-II、DYNA2D、DYNA3Dら有限要素法およびPISCESのような有限差分法による詳細計算コードが使用されるようになってきた。しかしながら、これらの計算コードによる解析は多くの費用と計算時間が必要である。このため簡易計算コードの必要性が認識され、CRUSHコードを開発した。CRUSHコードは静的計算コードであり、輸送容器本体の最大加速度および緩衝体の最大変位を計算する。CRUSHコードによる計算結果は実験および詳細計算コードDYNA3Dの結果と良い一致が見られ、その有用性が明らかとなった。

報告書

Progress Report of Department ofF Chemistry

化学部

JAERI-M 85-213, 378 Pages, 1986/02

JAERI-M-85-213.pdf:9.65MB

化学部における研究活動を1984~1985年に重点をおいてまとめた。研究内容は主として、核燃料・炉材料の開発、核燃料サイクルの確立、環境安全に資するための基礎研究である。、他に所内外からの、種々材料および燃料についての依頼測定にもこたえている。

口頭

Emission characteristics of microwave-assisted laser plasma induced in air, Ar, and He gases

Khumaeni, A.; 宮部 昌文; 赤岡 克昭; 若井田 育夫

no journal, , 

The use of Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS) to heavier atoms requires a higher resolution power of the LIBS spectrometer to identify each emission line separately. Such a spectrometer is less sensitive and thus requires a more intense source of emission. We developed a novel method of microwave-assisted LIBS to produce a high intense plasma. Gadolinium oxide was used as a simulated sample of nuclear fuel material. The microwave generated by a magnetron was coupled to the plasma by the simple loop antenna in the vacuum chamber to enhance the emission. The plasma was induced in various ambient gases including air, Ar, and He gases, and the emission characteristics with microwave are investigated. The enhancement factor for the case with microwave in Ar and He gas are approximately 70 times higher than the case without microwave, while in air environment, the enhancement factor is approximately 40 times. In these cases, it might be assumed that in air case, thermal excitation process by electron collisions might be predominant, and on the other hand, in Ar and He gases, energy transfer from metastable states of these gases might be assumed a major process. To clarify these phenomena, study on excitation process is necessary.

口頭

Anticipations of NRF-based NDA of nuclear material using monochromatic $$gamma$$-ray beams

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 早川 岳人*; 小泉 光生

no journal, , 

単色$$gamma$$線を使うNRF(核共鳴蛍光)ベースの非破壊測定(NDA)は、核セキュリティにおいては、厚い遮へい体中の核物質の確実な検知、検知対象物あるいは被疑物内部の詳細構造の詳細把握などに使うことが想定される。また、このNDA手法は、保障措置の分野では高放射線環境下(使用済み燃料あるいはキャニスター中の溶融燃料等)中のU/Pu同位体定量詳細測定にも使うことが想定される。さらに、長半減期のマイナーアクチノイド(MA)核種等の核変換を行う加速器駆動未臨界炉燃料の装荷前後のMA核種等の詳細量の測定への適用も想定される。この発表では、これらの対象物に対するNRF-NDAの方法について具体的に紹介する。

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