※ 半角英数字
 年 ~ 
検索結果: 101 件中 1件目~20件目を表示


Initialising ...



Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...




丹羽 正和; 植木 忠正*; 星 博幸*; 杉崎 雄一*

JAEA-Research 2020-003, 33 Pages, 2020/07




Waste management in a hot laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 1; Overview and activities in chemical processing facility

野村 和則; 小木 浩通*; 中原 将海; 渡部 創; 柴田 淳広

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(5), p.209 - 212, 2019/00

Chemical Processing Facility of Japan Atomic Energy Agency is a basic research field for advanced back-end technology developments with using actual high-level radioactive materials. Most of them were treated properly and stored in the liquid waste vessel, but some were not treated and remained at the experimental space as a kind of legacy nuclear waste, which we must treat in safety and dispose if we continue research activities in the facility. Under this circumstance, we launched a collaborative research project called the STRAD project, which stands for Systematic Treatment of Radioactive liquid waste for Decommissioning, in order to develop the treatment processes for wastes of the nuclear research facility. In this project, decomposition methods of certain chemicals, which have been directly solidified without safety pretreatment but may cause a troublesome phenomenon, is developing and a prospect that it will be able to decompose in the facility by simple method. And solidification of aqueous or organic liquid wastes after the decomposition has been studied by adding cement or coagulants. Furthermore, we treated experimental tools of various materials with making an effort to stabilize and to compact them before the package into the waste container. It is expected to decrease the number of transportation of the solid waste and widen the operation space. The project is expected to contribute beneficial waste management outcome that can be shared world widely.


Research and development on pyrochemical treatment of spent nitride fuels for MA transmutation in JAEA

林 博和; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 津幡 靖宏

NEA/NSC/R(2017)3, p.427 - 432, 2017/11



Heat treatment of phosphate-modified cementitious matrices for safe storage of secondary radioactive aqueous wastes in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc$'i$a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120$$^{circ}$$C)の開放系及びリファレンスとして20$$^{circ}$$Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。$$geq$$ 90$$^{circ}$$Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60$$^{circ}$$CのCAP中で発見され、90$$^{circ}$$Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120$$^{circ}$$CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90$$^{circ}$$CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。


Estimation of the inventory of the radioactive wastes in Fukushima Daiichi NPS with a radionuclide transport model in the contaminated water

柴田 淳広; 駒 義和; 大井 貴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.1933 - 1942, 2016/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

For planning and investigating on treatment and disposal of the wastes on Fukushima Daiichi NPS, it is necessary to quantify the radioactivity inventory of them. The secondary wastes from the water treatment system are one of the major wastes and the analysis of the water of the treatment system holds the promise of giving the useful information on the inventory of damaged fuel. Therefore, the inventories of the secondary wastes and damaged fuel were estimated with a radionuclide transport model in the contaminated water. The model was developed based on unknown factors that are initial concentration in the hypothetical volume assuming the instantaneous homogeneous mixing and continuous release rate from damaged fuels. In the numerical analysis using this model, the key parameters, initial concentration C$$_{0}$$, continuous release rate F and inventory of source of continuous release I$$_{S0}$$ were given by fitting the model with analysis data of the contaminated water. By using these parameter values, the nuclides inventories in the damaged fuel and secondary waste were calculated.


Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:18.31(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.


核燃料施設の解体技術開発; 旧JWTF廃止措置に係る解体工法の検討

森田 健司; 森本 誠; 久田 雅樹; 福井 康太

JAEA-Technology 2015-038, 30 Pages, 2016/02




Schiff based ligand containing nano-composite adsorbent for optical copper(II) ions removal from aqueous solutions

Awual, M. R.; Eldesoky, G. E.*; 矢板 毅; Naushad, M.*; 塩飽 秀啓; Alothman, Z. A.*; 鈴木 伸一

Chemical Engineering Journal, 279, p.639 - 647, 2015/11

 被引用回数:142 パーセンタイル:0.72(Engineering, Environmental)

A novel Schiff base ligand based nano-composite adsorbent (NCA) was prepared for the detection and removal of copper (Cu(II)) ions in wastewater samples. Upon the addition of Cu(II) ions to NCA at optimum conditions, the clear color was visible to the naked-eye in the detection system. This NCA exhibited an obvious color change from yellowish to dark green in the presence of Cu(II) ions in aqueous solution. The NCA could detect the Cu(II) ions over other foreign ions with high sensitivity and selectivity. For adsorption behaviour, influences several factors such as solution pH, contact time, concentration for Cu(II) ion adsorption was investigated by batch experiment in detail. The results showed that neutral solution pH was suitable to get optimum Cu(II) ions adsorption.


Inventory estimation of $$^{137}$$Cs in radioactive wastes generated from contaminated water treatment system in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

加藤 潤; 目黒 義弘

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 7(2), p.138 - 144, 2015/08



Recovery of the electrical characteristics of SiC-MOSFETs irradiated with gamma-rays by thermal treatments

横関 貴史; 阿部 浩之; 牧野 高紘; 小野田 忍; 田中 雄季*; 神取 幹郎*; 吉江 徹*; 土方 泰斗*; 大島 武

Materials Science Forum, 821-823, p.705 - 708, 2015/07

Since silicon carbide (SiC) has high radiation resistance, it is expected to be applied to electronic devices used in harsh radiation environments, such as nuclear facilities. Especially, extremely high radiation resistant devices (MGy order) are required for decommissioning of TEPCO Fukushima Daiichi nuclear reactors. The development of radiation resistant devices based on Metal-Oxide-Semiconductor (MOS) FETs is important since MOSFETs can easily realize normally-off and low-loss power devices. In this study, we irradiated vertical power 4H-SiC MOSFETs with gamma-rays up to 1.2 MGy, and investigated the recovery of their degraded characteristics due to thermal annealing up to 360 $$^{circ}$$C. The drain current (I$$_{D}$$) - gate voltage (V$$_{G}$$) curves of SiC MOSFETs shift to the negative voltage side and the leakage of I$$_{D}$$ increased by irradiation at 1.2 MGy. After the irradiation, the MOSFETs were kept at RT for 240 h. By the RT-annealing, no significant change in the degraded electrical characteristics of SiC MOSFETs was observed. The degraded characteristics of SiC MOSFETs began to recover by annealing above 120 $$^{circ}$$C, and their characteristics reach almost the initial ones by annealing at 360 $$^{circ}$$C.


Study of treatment scenarios for fuel debris removed from Fukushima Daiichi NPS

鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 山田 誠也*; 紙谷 正仁

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05



Key achievements in elementary R&D on water-cooled solid breeder blanket for ITER test blanket module in JAERI

鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 廣瀬 貴規; 林 君夫; 谷川 尚; 落合 謙太郎; 西谷 健夫; 飛田 健次; 秋場 真人

Nuclear Fusion, 46(2), p.285 - 290, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:92.12(Physics, Fluids & Plasmas)



Analytical study on biaxial strength of structural ceramics under tension-compression condition

塙 悟史; 石原 正博; 本橋 嘉信*

Key Engineering Materials, 297-300, p.40 - 46, 2005/11



Improved cavitation resistance of structural materials in pulsed liquid metal targets by surface hardening

Koppitz, T.*; Jung, P.*; M$"u$ller, G.*; Weisenburger, A.*; 二川 正敏; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.92 - 100, 2005/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.6(Materials Science, Multidisciplinary)



Effects of helium production and heat treatment on neutron irradiation hardening of F82H steels irradiated with neutrons

若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 富田 英樹*; 高田 文樹; 實川 資朗

Materials Transactions, 46(3), p.481 - 486, 2005/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:53.4(Materials Science, Multidisciplinary)

F82H鋼の照射硬化に関するヘリウム生成量依存性を照射温度の関数として調べた。照射量は約2dpaである。本研究に用いた試料はアイソトープ調整したボロン、すなわち$$^{11}$$B, $$^{10}$$B及び$$^{11}$$Bと$$^{10}$$Bを50%ずつ混合させた3種類をそれぞれ60wtppm添加したものである。照射によって生成されたヘリウム量は約15から330appmであった。照射後、引張り試験を行った結果、いずれの照射温度においても照射硬化が生じたが、$$^{10}$$B添加による硬化の増加は300$$^{circ}$$C照射材のみでわずかに生じたが、150$$^{circ}$$C照射材では観察されなかった。$$^{10}$$B添加による硬化の促進効果は照射温度に依存して生じると考えられる。他方、焼もどし時間に対する照射硬化の変化は、150$$^{circ}$$Cで2dpa照射したF82H鋼の引張り特性から解析し、照射による硬化量は焼き戻し時間と温度の増加に伴って増加することがわかった。また、延性脆性遷移温度と降伏応力の照射による変化を解析した結果、照射後のF82H鋼の強度特性は照射前に行う焼き戻し時間や温度の調整によってその性能を向上させることができることがわかった。



塙 悟史; 石原 正博; 本橋 嘉信*

材料, 54(2), p.201 - 206, 2005/02



Corrosion behavior of Al-surface-treated steels in liquid Pb-Bi in a pot

倉田 有司; 二川 正敏; 斎藤 滋

Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.501 - 507, 2004/12

 被引用回数:23 パーセンタイル:17.14(Materials Science, Multidisciplinary)

450$$^{circ}$$C及び550$$^{circ}$$Cの酸素飽和した液体鉛ビスマス中で、Al表面処理を行った種々のレベルのCrを含む鋼について、3000時間の腐食試験を実施した。Al表面処理法として、ガス拡散法及び溶融Al浸漬法の2種類を採用した。ガス拡散法によって作られたAl$$_{2}$$O$$_{3}$$, FeAl$$_{2}$$及びAlCr$$_{2}$$は液体鉛ビスマスに対して耐食性を示したが、溶融Al浸漬法によって作られた表面層では著しい腐食が起こった。溶融Al浸漬法によって作られたFe$$_{4}$$Al$$_{13}$$及びFe$$_{2}$$Al$$_{5}$$は550$$^{circ}$$Cの腐食試験中に消失し、FeAlだけが残存した。


Improvement of dose calculation accuracy for BNCT dosimetry by the multi-voxel method in JCDS

熊田 博明; 山本 和喜; 山本 哲哉*; 中井 啓*; 中川 義信*; 影治 照喜*; 松村 明*

Applied Radiation and Isotopes, 61(5), p.1045 - 1050, 2004/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:44.08(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

JRR-4で実施されているBNCTにおいて、各患者に付与される吸収線量を評価するために、原研ではJCDSを開発した。従来のJCDSでの線量計算方法は、頭部モデルを10$$times$$10$$times$$10mmメッシュに分割したモデル(ボクセルモデル)を作成して計算を実行する。このJCDSの線量計算精度を向上させるために、頭部モデルを5, 10, 20mmの数種類のボクセルを組合せたボクセルモデルを作成して計算を実行できるマルチボクセル手法を開発した。この計算精度を検証するため、ファントム実験値等との比較を行った。この検証結果によって、JCDSのマルチボクセル手法によって効率的に線量計算精度を向上させることができることを確認した。


Application of electron beams for the treatment of VOC streams

廣田 耕一; 酒井 洋樹*; 鷲尾 方一*; 小嶋 拓治

Industrial & Engineering Chemistry Research, 43(5), p.1185 - 1191, 2004/03

 被引用回数:39 パーセンタイル:20.92(Engineering, Chemical)



Main results of static and dynamic corrosion tests in oxygen-saturated liquid lead-bismuth

倉田 有司; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 佐々 敏信

FZKA-6876, p.190 - 198, 2003/12

MEGAPIE(Megawatt Pilot Experiment)の技術開発会議での報告がFZKのレポートとしてまとめられたものである。静的腐食試験では、ガス拡散法によって作られたAl表面処理層が液体鉛ビスマスに対する耐食性を示すのに対し、液体浸漬法よって作られたAl表面処理層は激しい腐食を受けることがわかった。また、550$$^{circ}$$Cでの腐食でオーステナイト系ステンレス鋼はNi及びCrが溶解し、フェライト化,鉛ビスマスの浸透が起こることが示された。ループ腐食試験では450$$^{circ}$$Cの高温部での主要元素の溶解と400$$^{circ}$$Cの低温部でのFe-Crの析出,酸化鉛の沈着が起こり、電磁ポンプの鉛ビスマス流路の狭隘化が生じた。鉛ビスマスループにおいて、フィルターの設置,電磁ポンプ流路の拡大,腐食試験体の内面研磨は、ループの運転に好影響をもたらした。

101 件中 1件目~20件目を表示