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論文

Dynamic properties of human $$alpha$$-synuclein related to propensity to amyloid fibril formation

藤原 悟*; 河野 史明*; 松尾 龍人*; 杉本 泰伸*; 松本 友治*; 成田 哲博*; 柴田 薫

Journal of Molecular Biology, 431(17), p.3229 - 3245, 2019/08

パーキンソン病発症には、脳細胞中の「$$alpha$$-シヌクレイン」というタンパク質が線維状に集合した状態(「アミロイド線維」と呼ばれる)となることが関係すると考えられており、どのようなメカニズムでこのアミロイド線維が形成されるのかに強い関心が寄せられています。そこで研究チームは、タンパク質分子の「動き」に着目し、アミロイド線維のできやすさが様々に異なった条件でのタンパク質の動きを、J-PARCの中性子準弾性散乱装置を用いて調べました。その結果、タンパク質分子の動きの違いによりアミロイド線維のできやすさが変わること、特にアミロイド線維ができるためには、タンパク質同士が集合しやすくなるような特定の動きが必要なことを明らかにしました。

論文

Longitudinal strain of epitaxial graphene monolayers on SiC substrates evaluated by $$z$$-polarization Raman microscopy

齊藤 結花*; 常磐 拳志郎*; 近藤 崇博*; Bao, J.*; 寺澤 知潮; 乗松 航*; 楠 美智子*

AIP Advances (Internet), 9(6), p.065314_1 - 065314_6, 2019/06

Longitudinal strains in epitaxial monolayer graphene (EMG) grown on SiC substrates were evaluated by $$z$$-polarization Raman microscopy. Due to the covalent bonds formed at the interface between graphene and the substrate, strong compressive strains were loaded on the EMG, which were sensitively detected by Raman spectroscopy. Our polarization Raman microscope was specially designed for evaluating the longitudinal ($$z$$-polarization) strain, as well as the lateral ($$xy$$-polarization). $$Z$$-polarization Raman microscopy revealed the relationship between the fluctuation of the local strains and the sample morphology in the SiC-graphene through submicron spatial resolution mapping. The amount of strain estimated through Raman shift and its spatial inhomogeneity have critical influence on the mobility of electrons, which are essential for future device applications of EMG.

論文

Study of SiC-matrix fuel element for HTGR

水田 直紀; 青木 健; 植田 祥平; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

実用高温ガス炉においては、安全性と燃料要素冷却性能の向上が望まれている。耐酸化SiC母材燃料コンパクトを用いたスリーブレス燃料要素と両側直接冷却構造を採用することにより、ピンインブロック型高温ガス炉の安全性と冷却性能の向上が期待できる。燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率は、ピンインブロック型高温ガス炉の核熱設計において重要な物理的性質である。高温ガス炉心の冷却性能を向上させることができる燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率を議論するため、両側直接冷却構造を有するピンインブロック型高温ガス炉の定常運転時の最高燃料温度を解析的に求めた。この結果から、高温ガス炉心の冷却性能向上に望ましい中性子照射後のSiC母材の熱伝導率を議論した。加えて、SiC母材燃料コンパクトに適した製造方法を、焼結温度,純度,大量生産性の観点から検討した。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

Introduction and implementation of physical protection measures including trustworthiness program at Tokai Reprocessing Facilities

中村 仁宣; 木村 隆志; 山崎 勝幸; 北尾 貴彦; 田崎 隆; 飯田 透

Proceedings of International Conference on Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities (Internet), 9 Pages, 2018/09

東電福島第一発電所の事故の教訓及びIAEAの核セキュリティ関連指針(INFCIRC/225/Rev.5)を踏まえ、2012年3月に原子力規制関連法令が改正され、原子力施設事業者に新たな規制要件が提示された。東海再処理施設においては、2014年3月までに全ての要件を満足するよう防護措置の改善を完了した。これらの措置は、当施設のセキュリティレベルの向上及び施設の潜在的な安全上のリスクの削減に貢献するものである。一方、2016年に個人の信頼性確認制度に係る新たな規制が導入され、東海再処理施設においては、防護区域(区分I及びII)、PP管理室、第2PP管理室への入域者及び核物質防護情報(秘密情報)を取り扱う従業員に対して当該制度を適用する。この制度は、妨害破壊行為や特定核燃料物質の不法移転及び核物質防護情報の漏えいに対する内部脅威者となりうる可能性がある者が対象であり、2017年秋の施行を予定している。さらに、核セキュリティに係る措置の確立と同様に、全従業員を対象とする核セキュリティ文化醸成も課題であった。東海再処理施設では、実際のセキュリティ事案をもとにした小グループ単位による事例研究や核セキュリティ啓蒙ポスターの作成・掲示等の核セキュリティ文化醸成活動を継続している。本報告では、東海再処理施設における核物質防護措置の概要と今後の効果的な防護措置に係る取組みについて議論する。

論文

Evaluation of heat removal during the failure of the core cooling for new critical assembly

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 辻本 和文

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

加速器駆動核変換システム(ADS)の基礎核特性研究のため、J-PARC計画において核変換物理実験施設(TEF-P)の建設が検討されている。本研究では、崩壊熱の大きなマイナーアクチノイド(MA)燃料を多く使用するTEF-Pにおいて、炉心冷却システムが停止した場合の自然冷却特性の評価、及びその際に炉心が損傷しない設計条件検討を行った。TEF-Pの炉心温度評価においては、炉心周辺部の空格子管領域が断熱層として大きく影響を及ぼすことから、空格子管領域の熱伝達特性を測定するモックアップ試験装置を製作して実験を行い、実験的な熱伝達率を得た。この結果を元に、TEF-P炉心の三次元伝熱解析を実施し、制限温度である327$$^{circ}$$Cを下回る294$$^{circ}$$Cという結果を得た。

論文

J-PARC Transmutation Experimental Facility Program

前川 藤夫; Transmutation Expeimental Facility Design Team

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505045_1 - 2505045_4, 2018/05

分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための有望な可能性を有する。原子力機構では加速器駆動システム(ADS)による分離変換技術の開発を進めており、これを促進するためにJ-PARCの実験施設の1つとして核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、ADSターゲット試験施設(TEF-T)及び核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本講演では、J-PARC TEF建設に向けた施設設計と研究開発に関する最近の進展について述べる。

報告書

幌延の地下施設における地下水の地球化学モニタリング装置を用いた物理化学パラメータ測定結果

女澤 徹也; 望月 陽人; 宮川 和也; 笹本 広

JAEA-Data/Code 2018-001, 55 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-001.pdf:10.63MB
JAEA-Data-Code-2018-001-appendix(CD-ROM).zip:8.57MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、深地層の研究施設を活用した地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。幌延深地層研究センターでは、地層科学研究の一環として、地下施設内の調査坑道において、岩盤中の地下水の水圧・水質変化の観測を目的として開発された地下水の地球化学モニタリング装置を用い、観測を継続している。本報では、140m調査坑道、250m調査坑道および350m調査坑道に設置された地下水の地球化学モニタリング装置を用い、2017年3月31日(平成28年度末)までに取得した水質(物理化学パラメータ)の測定結果をとりまとめた。

論文

Overall approaches and experiences of first-time participants in the Nuclear Forensics International Technical Working Group's Fourth Collaborative Material Exercise (CMX-4)

Ho, D. M. L.*; Nelwamondo, A. N.*; 大久保 綾子; Rameb$"a$ck, H.*; Song, K.*; Han, S.-H.*; Hancke, J. J.*; Holmgren, S.*; Jonsson. S.*; 片岡 修; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 315(2), p.353 - 363, 2018/02

 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

国際核鑑識作業グループが主催する第4回核鑑識共同試料分析演習には、過去最大の17か国からの参加があり、このうち7か国は初めての参加であった。本稿では、演習に初めて参加した5か国のラボラトリが、演習で実施した分析試料の準備および分析内容について情報を共有した。核鑑識共同試料分析演習は、各ラボラトリで確立した分析法のテスト、他の目的で確立した方法の核鑑識への適用化、分析技術の修練に非常に有用であることが確認された。また、演習実施後に開催されたレビュー会合によって、核鑑識シグネチャとその解釈に関する理解を深めることができた。

論文

The Application of radiochronometry during the 4th collaborative materials exercise of the nuclear forensics international technical working group (ITWG)

Kristo, M. J.*; Williams, R.*; Gaffney, A. M.*; Kayzar-Boggs, T. M.*; Schorzman, K. C.*; Lagerkvist, P.*; Vesterlund, A.*; Rameb$"a$ck, H.*; Nelwamondo, A. N.*; Kotze, D.*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 315(2), p.425 - 434, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Chemistry, Analytical)

最新の核鑑識国際共同試料分析演習では、低濃縮ウラン試料について、10か国の核鑑識ラボラトリーが精製年代測定を実施して良好な結果を得た。これらの測定のうち、3つの異なる核種ペアを用いた精製年代測定も実施された。10か国の核鑑識ラボラトリーが提出した精製年代測定の結果は、実際の精製日と概ね一致した。また、質量分析法による結果は、放射線計測法を用いたものに比べて、高精度な結果を示した。さらに、一部のラボラトリーによって示された$$^{235}$$U-$$^{231}$$Pa法と$$^{234}$$U-$$^{230}$$Th法による精製年代測定の結果の一致は、結果の確証性を高めた。

論文

Development of unstructured mesh-based numerical method for sodium-water reaction phenomenon in steam generators of sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛; 渡部 晃*; 高田 孝; 大島 宏之

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1036 - 1045, 2017/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.02(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器におけるナトリウム-水反応現象を評価するため、圧縮性多成分多相流及びNa-水化学反応を対象とした数値解析コードSERAPHIMを開発している。従来のSERAPHIMコードは差分法を用いているが、本研究では、伝熱管の存在する複雑形状領域に対して解析精度を向上することを目的に非構造格子に対応した解析手法を開発した。解析手法妥当性確認の一環として不足膨張噴流実験の解析を実施した結果、解析結果における圧力分布が実験結果と一致する結果を得た。また、Na中へ水蒸気が噴出する現象を対象とした解析を実施し、実現象に対する適用性を確認した。構造格子及び非構造格子を用いた解析から、非構造格子を適用することの効果についても確認した。

論文

Fuel behavior analysis for accident tolerant fuel with sic cladding using adapted FEMAXI-7 code

白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/09

シリコンカーバイド(SiC)は、その耐熱性、化学的安定性、照射安定性の高さより、事故耐性燃料の有力な候補物質となっている。SiCをジルカロイの替わりに被覆管材料として用いた場合の燃料挙動評価を行うために、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7に、物性値や機能の追加などの改良を行った。整備したコードを用い、SiC被覆燃料のふるまい解析を、BWRステップ3(9$$times$$9燃料(B型))を例にして行った。SiC被覆管は、照射により大きくスエリングし、熱伝導率が低下する。このことにより、被覆管-燃料ペレット間のギャップが広がり、燃料ペレット温度の上昇がみられた。また、ジルカロイ被覆管とは応力緩和のメカニズムが異なり、計算の高度化のためには、破断応力等のデータ取得、モデルの改良が必要であることが明らかになった。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

The Applicability of SiC-SiC fuel cladding to conventional PWR power plant

古本 健一郎*; 渡部 清一*; 山本 晃久*; 手島 英行*; 山下 真一郎; 齋藤 裕明; 白数 訓子

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

2015年以降、三菱原子燃料(MNF)は、日本原子力研究開発機構(JAEA)が経済産業省からの受託事業で実施している日本の事故耐性燃料の研究開発プロジェクトに加わった。このプログラムにおいて、MNFは、現行の沸騰水型軽水炉(PWR)において炭化ケイ素複合材料(SiC)を被覆管として導入した場合の影響を評価することを担当している。本論文では、既存のPWRに対してSiCを被覆管として用いる場合の適用性に関する評価結果を報告する。既存PWRへのSiC被覆管の適用性評価として、SiC複合材を用いた場合の解析評価と炉外試験の両方を実施した。解析評価では、三菱独自の燃料設計コードとJAEAが開発した燃料ふるまいコードを用いた。なお、これらのコードは、SiC複合材被覆管を用いた燃料のふるまいを評価するために改良が施されている。一方、炉外試験としては、SiC複合材サンプルの熱伝導度測定とオートクレーブを用いた腐食試験を実施した。合わせて、設計基準事故を模擬した条件下でのSiC複合材の性能評価が行えるようにするために、新たに試験装置も開発した。

論文

Safety evaluation of accident tolerant fuel with SiC/SiC cladding

佐藤 寿樹*; 武内 豊*; 垣内 一雄*; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

2015年以降、既存軽水炉に事故耐性燃料を適用するための技術基盤を整備することを目的に掲げて、新たに日本国内の研究開発プロジェクトが立ち上がった。炭化ケイ素(SiC)は、事故耐性燃料候補材料の一つであり、本プログラムにおいて適用性に関する広範囲の研究が実施されている。本プログラムの研究の一つとして、設計基準内での燃料ふるまい解析を含めた新たな手順を開発し、それを用いて予備的な解析を実施した。解析の結果として、ジルカロイとSiCでは、典型的な過渡事象や冷却水喪失挙動において大きな違いは無いことが結論付けられた。

論文

Reliability estimation of neutron resonance thermometry using tantalum and tungsten

甲斐 哲也; 廣井 孝介; Su, Y.; 篠原 武尚; Parker, J. D.*; 松本 吉弘*; 林田 洋寿*; 瀬川 麻里子; 中谷 健; 及川 健一; et al.

Physics Procedia, 88, p.306 - 313, 2017/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.64

Neutron resonance thermometry, which measures material temperature by analyzing the Doppler broadening of a neutron resonance peak, is one of the applications of energy-resolved neutron imaging at RADEN of J-PARC. Although this technique is promising, advantages and disadvantages have not been discussed in practical applications. The authors measured neutron transmission rates of tantalum and tungsten foils in a heater chamber up to 300 degrees Celsius at RADEN. The energy-dependent neutron transmission rates with different statistics were obtained after the measurements by selecting arbitrary measuring intervals from one measurement, and the temperatures of the foils were estimated from those transmission rates with different statistics. The reliability of the neutron resonance thermometry with statistical accuracy, irradiation time and spatial resolution are discussed.

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

論文

Progress in the geological disposal program in Japan

出口 朗*; 梅木 博之*; 植田 浩義*; 宮本 陽一; 柴田 雅博; 内藤 守正; 田中 俊彦*

LBNL-1006984 (Internet), p.12_1 - 12_22, 2016/12

我が国における高レベル放射性廃棄物の地層処分については、1999年に「第2次取りまとめ」として技術的信頼性が取りまとめられたが、その後10年以上が経過するとともに、東北地方太平洋沖地震などの自然事象が発生していることから、政府は、地層処分の技術的信頼性について、改めて最新の科学的知見を反映した再評価を行った。この再評価結果を受け、政府は、「特定放射性廃棄物の最終処分に関する基本方針」を変更し、国が「科学的有望地」を提示するとともに、国が調査への協力を自治体に申し入れることを定めた。原子力発電環境整備機構(NUMO)および関係研究開発組織(原子力機構および原子力環境整備センター)は、地層処分の技術的信頼性の向上のため研究開発を進めている。また、NUMOは、一般的なセーフティケースの構築を進めている。

論文

Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

報告書

Proceedings of the 2015 Symposium on Nuclear Data; November 19-20, 2015, Ibaraki Quantum Beam Research Center, Tokai-mura, Ibaraki, Japan

岩本 修; 佐波 俊哉*; 国枝 賢; 小浦 寛之; 中村 詔司

JAEA-Conf 2016-004, 247 Pages, 2016/09

JAEA-Conf-2016-004.pdf:26.48MB

2015年度核データ研究会は、2015年11月19日$$sim$$20日に、茨城県東海村のいばらき量子ビーム研究センターにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターと原子力学会北関東支部が共催した。今回、チュートリアルとして「少数多体系理論の最近の話題」、「核データ共分散の利用法2015」の2件を、講演・議論のセッションとして「最近の話題」、「AIMACプロジェクトの進捗」、「JENDL評価ファイルの現状」、「核データの応用」の4件を企画・実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は99名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告書は、本研究会における口頭発表13件、ポスター33件の論文をまとめている。

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