検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~   年
検索結果: 102048 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Benchmark study of DFT with Eu and Np M$"o$ssbauer isomer shifts using second-order Douglas-Kroll-Hess Hamiltonian

金子 政志; 渡邉 雅之; 宮下 直*; 中島 覚*

Hyperfine Interactions, 239(1), p.20_1 - 20_10, 2018/12

fブロック化合物に対する密度汎関数計算の精度向上を目指し、$$^{151}$$Eu, $$^{237}$$Npメスバウアー異性体シフトを指標として、二次Douglas-Kroll-Hess(DKH2)ハミルトニアンを用いて相対論密度汎関数法のベンチマーク研究を行った。純粋な密度汎関数法による電子交換相互作用とHartree-Fockによる厳密な電子交換相互作用の混合パラメータを変えて、メスバウアー異性体シフトの実験値に対する平均二乗誤差を比較した。その結果、$$^{151}$$Eu, $$^{237}$$Npメスバウアー異性体シフトに対して、厳密な交換相互作用の割合が、それぞれ30, 60%のときに、平均二乗誤差が最小になることが明らかになった。

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

Radiocesium interaction with clay minerals; Theory and simulation advances Post-Fukushima

奥村 雅彦; Kerisit, S.*; Bourg, I. C.*; Lammers, L. N.*; 池田 隆司*; Sassi, M.*; Rosso, K. M.*; 町田 昌彦

Journal of Environmental Radioactivity, 189, p.135 - 145, 2018/09

東京電力福島第一原子力発電所事故により、環境中に放出された放射性セシウムは土壌中の粘土鉱物に強く吸着されていることがわかっているが、その吸着メカニズムは今も解明されていない。本論文は、これまで蓄積された粘土鉱物による放射性セシウム吸着現象に関する実験結果と、最新のシミュレーション研究の進展をまとめたものである。論文では、実験結果についてまとめられ、それらの結果を基にした最新のシミュレーション研究によって明らかにされた、次のような研究結果について説明されている:(1)粘土鉱物表面におけるセシウム吸着のエネルギースケール、(2)実験では観測が難しい粘土鉱物エッジの原子レベル構造についての理解の進展、(3)粘土鉱物の水和した層間におけるセシウム吸着現象の詳細、(4)ほつれたエッジにおけるイオン半径と層間距離の関係と吸着の選択性、(5)層間におけるセシウムの深部への移動、(6)放射性セシウムの核崩壊の影響。さらに、これらの知見に基づいた除染による廃棄土壌の減容技術開発の可能性についても述べられている。

論文

Characterizing regional-scale temporal evolution of air dose rates after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

Wainwright, H. M.*; 関 暁之; 三上 智; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 189, p.213 - 220, 2018/09

本研究では、福島第一原子力発電所周辺の特定の区域における空間線量率の時間的な変化を定量化し、将来の空間的な線量の分布を予測した。我々は、まず、異なる規模・解像度・範囲・精度を持つ線量測定のデータセット(歩行サーベイ, 車両サーベイ, 航空機サーベイ)の統合のため、Wainwright等によって開発された地理統計的なベイズ手法を使った。そして、この手法を3年間(2014年から2016年)のデータに適用した。これによって作成した3つの統合マップからわかる時間的変化から、放射性物質による線量の空間的・時間的なダイナミクスが特徴付けられた。

報告書

幌延深地層研究計画におけるオーバーパック腐食試験; 模擬オーバーパック、緩衝材およびヒーターの製作、設置

中山 雅

JAEA-Technology 2018-006, 43 Pages, 2018/08

JAEA-Technology-2018-006.pdf:5.32MB
JAEA-Technology-2018-006-appendix(CD-ROM).zip:29.19MB

幌延深地層研究計画は、堆積岩を対象に深地層の研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発を実施しており、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、幌延URLの試験坑道3において、オーバーパック腐食試験を実施している。本試験は、幌延の地質環境を事例に再冠水までの過渡期を対象として、セメント影響を考慮した腐食現象を評価することを目的としている。オーバーパックは直径10cm、緩衝材は直径30cmの縮小スケールとし、試験孔には低アルカリ性コンクリート支保を設置した。ヒーターによりオーバーパック内部から加熱して試験を実施している。本報告では、オーバーパック腐食試験において、ヒーターによる加熱および計測開始までに実施した、試験孔の掘削、模擬オーバーパックの製作、コンクリート支保の設置、試験体の設置および各種計測センサーの設置について述べる。

報告書

幌延深地層研究計画; 平成30年度調査研究計画

花室 孝広

JAEA-Review 2018-011, 20 Pages, 2018/08

JAEA-Review-2018-011.pdf:2.77MB

本計画は、原子力機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している。原子力機構の第3期中長期計画では、幌延深地層研究計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めることとしており、全体の期間は20年程度を考えている。平成30年度は、地下施設での調査研究段階(第3段階)を継続しながら、第3期中長期計画の3年度目として、同計画に掲げた3つの課題を達成していくための調査研究を実施する。

報告書

中部日本東濃地域における珪長質火成岩類の記載岩石学データ

植木 忠正; 丹羽 正和

JAEA-Data/Code 2018-005, 94 Pages, 2018/08

JAEA-Data-Code-2018-005.pdf:15.6MB

山地の発達過程は、隆起量・侵食量に加え、動水勾配の変化に伴う地下水流動の長期的な変化にも影響を及ぼす要因となる。山地の隆起開始時期や発達過程を把握するための地質学的研究手法の一つとして、後背地解析がある。東濃地科学センターではこれまで、後背地を推定するための個別要素技術の整備を進めており、それらの適用性の確認として、中部日本東濃地域を対象とした事例研究を行ってきた。本報告書は、その事例研究の結果得られた基盤岩(珪長質火成岩類)の肉眼および顕微鏡下による岩石記載、および走査型X線分析顕微鏡による測定に基づく岩石表面の元素分布のデータを資料集として取りまとめたものである。

論文

Radiocesium distribution in aggregate-size fractions of cropland and forest soils affected by the Fukushima nuclear accident

小嵐 淳; 西村 周作; 安藤 麻里子; 松永 武*; 佐藤 努*; 長尾 誠也*

Chemosphere, 205, p.147 - 155, 2018/08

福島原子力発電所事故の長期的な影響を評価するためには、土壌に沈着した放射性セシウムの挙動の理解が重要であるが、土壌の団粒構造が放射性セシウムの移動性や生物利用性に及ぼす影響は未解明である。本研究では、福島原子力発電所事故の影響を受けた農耕地及び森林の表層土壌を対象に、土壌の団粒化と放射性セシウムの団粒サイズ間における分布や抽出性を調べた。その結果、農耕地土壌では団粒の発達が乏しく、セシウムの多くは粘土サイズの土壌粒子に強く固定されているが、森林土壌では団粒が発達し、大きな団粒に比較的抽出されやすい状態で保持されているセシウムの割合が多いことが明らかになった。

論文

原子力発電所の廃炉技術最前線; 福島第一原発の廃止措置に向けた取り組み,1; 現状と課題、求められる技術

小川 徹

電気学会誌, 138(8), p.518 - 521, 2018/08

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向けた技術課題を解説記事としてまとめた。1Fの放射線環境の現状をTMI-2やJPDR廃炉と対比させて紹介する。放射線管理や遠隔技術の高度化に向けた課題について議論する。

論文

原子力発電所の廃炉技術最前線; 福島第一原発の廃止措置に向けた取り組み,3; 放射線分布の可視化技術の開発

鳥居 建男

電気学会誌, 138(8), p.525 - 528, 2018/08

福島第一原子力発電所の廃炉を円滑に進める上で放射線源の強度とその分布を知る必要がある。そのための様々な取り組みが行われている。本稿は、そのような放射線分布を把握するための研究開発の取り組み、特にガンマカメラを中心に紹介するとともに、今後必要となる課題について報告する。

論文

Dynamic properties of nano-confined water in an ionic liquid

阿部 洋*; 山田 武*; 柴田 薫

Journal of Molecular Liquids, 264, p.54 - 57, 2018/08

Nano-confined water (a water pocket) was spontaneously formed using an ionic liquid (IL), 1-butyl-3-methylimidazolium nitrate ([C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]), in [C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]-H$$_{2}$$O and [C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]-D$$_{2}$$O mixtures. The static average size of the water pocket in [C$$_{4}$$mim][NO$$_{3}$$]-80 mol% D$$_{2}$$O has been estimated to be around 20${AA}$, determined via small-angle neutron scattering measurements. In this study, the dynamics of the water pocket in the IL were directly examined using incoherent quasielastic neutron scattering. Using the H-D difference of a neutron incoherent scattering cross section, the extent of the diffusion of the water molecules in the water pocket was determined. The water pocket could be characterized due to the slow dynamics of the water compared with those of bulk water.

論文

Temperature measurement for in-situ crack monitoring under high-frequency loading

直江 崇; Xiong, Z.*; 二川 正敏

Journal of Nuclear Materials, 506, p.12 - 18, 2018/08

J-PARCの核破砕中性子源では、SUS316L製の水銀ターゲット容器は陽子及び中性子による損傷を受けると同時に、水銀中の陽子線励起圧力波により繰返し応力が負荷される。ターゲット容器は、1MW条件で2500時間という設計寿命中にひずみ速度約50s$$^{-1}$$で2億回を越える繰返し負荷を受ける。これまでに、SUS316L材のギガサイクルの疲労強度を調べるために超音波疲労試験を実施し、疲労き裂が発生し、試験片の共振周波数が変化する直前に表面温度が急激に300度程度増加する現象を観測した。本研究では、この温度上昇現象のメカニズムを知るために、サーモグラフィを用いた試験片表面の温度分布を計測した。その結果、温度上昇はき裂先端周囲の局所的な領域で生じ、最高温度点がき裂の進展と共に移動することを確認した。さらにLS-DYNAにより非線形構造解析を実施し、要素のひずみエネルギーから温度上昇を導出した結果、き裂の摩擦による温度上昇よりもき裂先端の塑性変形による温度上昇が支配的であることを明らかにした。

論文

Cavitation damage in double-walled mercury target vessel

直江 崇; 涌井 隆; 木下 秀孝; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 原田 正英; 高田 弘; 二川 正敏

Journal of Nuclear Materials, 506, p.35 - 42, 2018/08

J-APRCの核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(SUS316L製)は、ビーム窓と呼ばれる厚さ3mmの先端部分が、陽子線励起圧力波よるキャビテーションにより壊食損傷する。この損傷は容器の構造健全性を低下させ、容器の寿命の決定因子となっている。我々は、2014年からキャビテーション損傷及びそれを誘発する圧力波を低減するために、気泡注入に加えて狭隘流路を設置することで、ビーム窓の水銀流速を速める2重壁構造を採用し、300$$sim$$500kWの強度で運転を行った。使用済みの容器を切断し、内壁を観察した結果、狭隘流路の内側で最大深さ約25$$mu$$mの帯状の損傷が観測された。この原因を調べるために、負圧の持続時間に着目した圧力波伝ぱ解析を実施した結果、ビーム入射直後から1msまでに生じる負圧の持続する時間をマッピングした結果と、形成された損傷の分布がよく対応しており、比較的短時間の負圧によって生じるキャビテーションが損傷形成に寄与していることを示唆した。

論文

Neutron inelastic scattering study of the $$f$$-electron states in NdPd$$_5$$Al$$_2$$

目時 直人; 山内 宏樹; 鈴木 博之*; 北澤 英明*; 蒲沢 和也*; 池内 和彦*; 梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘

Journal of the Physical Society of Japan, 87(8), p.084708_1 - 084708_7, 2018/08

$$f$$電子化合物NdPd$$_5$$Al$$_2$$の中性子散乱による研究を行った。0K, 35.4K, 88.3K, 101.5K, and 198.8Kの結晶場レベルを励起スペクトルから明らかにした。$$Gamma_6$$基底状態は主として$$J_z=pm9/2$$の軌道によって構成され、これが大きな負の$$B_{20}=-1.4$$Kと一軸異方性を生じる。結晶場から計算された磁気モーメント, 帯磁率, 磁化曲線, 比熱は実験をよく説明する。CePd$$_5$$Al$$_2$$やPrPd$$_5$$Al$$_2$$と共通した電荷分布の存在は同じ構造を持つアクチノイド化合物においても局在的な性質が重要で、UPd$$_5$$Al$$_2$$の局在5$$f$$電子状態やNpPd$$_5$$Al$$_2$$の重い電子系超伝導にその価数の不安定性が重要な役割をすることを示している。

論文

平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞して,1

成川 隆文

核燃料, 53(2), P. 5, 2018/08

日本原子力学会2017年秋の大会における発表「非照射ジルカロイ-4被覆管のLOCA時破断限界の不確かさ評価」が評価され、同学会の平成29年度核燃料部会賞(学会講演賞)を受賞した。今回の受賞に関する所感を同部会報に寄稿する。

論文

Estimation of porosity and void fraction profiles in a packed bed of spheres using X-ray radiography

伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 青柳 光裕; 松場 賢一; 神山 健司

Nuclear Engineering and Design, 334, p.90 - 95, 2018/08

多孔質媒体を通過する二相流を理解することは、軽水炉のみならずナトリウム冷却高速炉を対象としたシビアアクシデント解析コードを開発する上でも必要なことである。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時には溶融燃料と冷却材が相互作用した結果として、多孔質状のデブリベッド内で気液二相流が形成されると考えられる。このような多孔質媒体中における二相流場の特性を明らかにするためには、局所的な空隙率とその分布を把握することが重要である。本研究では、X線ラジオグラフィを用いて球体充填層内における局所空隙率を測定するとともに、その径方向分布を評価し、従来の空隙率モデルと比較した。さらに、球体充填層内を通過する空気と水の二相流におけるボイド率の径方向分布を得た。

論文

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

竹田 武司; 大津 巌

Nuclear Engineering and Technology, 50(6), p.829 - 841, 2018/08

An experiment was conducted for OECD/NEA ROSA-2 Project using LSTF, which simulated 17% hot leg intermediate-break LOCA in PWR. Core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on upper core plate. Results of uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified influences of combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within defined uncertain ranges. An experiment was performed for OECD/NEA PKL-3 Project with PKL. The LSTF test simulated PWR 1% hot leg small-break LOCA with steam generator secondary-side depressurization as accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for primary pressure, core collapsed liquid level, and cladding surface temperature probably due to effects of differences between LSTF and PKL in configuration, geometry, and volumetric size.

論文

Effect of nitrogen concentration on nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 16, p.230 - 237, 2018/08

In determining the nitrogen concentration specifications, nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel have been investigated as a function of the nitrogen content with the aim of obtaining technical knowledge that makes the specification reasonable. The hardness and tensile strength showed degradation with increasing nitrogen content. For a microstructure, the decrement of residual ferrite phase was confirmed. Since the nitrogen is an austenite stabilizer, the increment of nitrogen enhanced an alpha to $$gamma$$ transformation, resulted in the decrease of the residual ferrite phase. It is considered that the reduction of the strength is due to the decrease of the residual ferrite phase.

論文

The ICRU proposal for new operational quantities for external radiation

Otto, T.*; Hertel, N. E.*; Bartlett, D. T.*; Behrens, R.*; Bordy, J.-M.*; Dietze, G.*; 遠藤 章; Gualdrini, G.*; Pelliccioni, M.*

Radiation Protection Dosimetry, 180(1-4), p.10 - 16, 2018/08

国際放射線単位測定委員会(ICRU)のレポート委員会No.26は、体外放射線に対する放射線防護のためのモニタリング量(実用量)について、実効線量を基に定義し放射線のタイプとエネルギー範囲を拡張するとともに、目の水晶体と皮膚の確定的影響の評価も考慮した新たな提案をした。これらの提案は、現在使われている実用量について、概念及び技術的な欠点を克服するものである。本論文では、提案された実用量について、規制上求められている放射線モニタリング量に関する改善点に焦点をあてながら概要を述べる。

報告書

原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOST)利用マニュアル

高橋 信雄; 末金 百合花; 阪場 亮祐*; 黒澤 卓也*; 佐藤 公一; 目黒 義弘

JAEA-Testing 2018-002, 45 Pages, 2018/07

JAEA-Testing-2018-002.pdf:4.44MB

日本原子力研究開発機構は、原子炉施設, 再処理施設, 核燃料施設, 研究施設等の原子力施設を有している。これら施設は施設の使用目的の終了や老朽化等により、いずれ廃止措置を行うことになるが、廃止措置に先立ち、廃止措置費用を評価する必要がある。これまでに、施設の特徴や類似性、解体工法等を基に廃止措置費用を短時間で効率的に計算できる評価手法(DECOST)を開発してきた。本報告書は、DECOSTの利便性向上を目的に、利用マニュアルとして作成した。DECOSTで用いる評価式を提示し、評価の対象となる原子力施設の種類ごとにその利用方法を具体的に解説した。加えて、評価の際に必要となる施設情報や解体廃棄物量等の設定方法も示した。

102048 件中 1件目~20件目を表示