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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。

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。

報告書

東濃地科学センターにおける電子プローブマイクロアナライザを用いた化学組成分析に基づき重鉱物組成を迅速に推定するための試料処理及び分析手順

代永 佑輔; 清水 麻由子; 佐野 直美; 植木 忠正; 吉川 清盛*; 丹羽 正和

JAEA-Testing 2018-001, 29 Pages, 2018/07

JAEA-Testing-2018-001.pdf:3.82MB
JAEA-Testing-2018-001-appendix(CD-ROM).zip:1.64MB

高レベル放射性廃棄物などの地層処分における地質環境の長期変動に係る評価のうち、地形や地層構造の変化の評価に関しては、隆起速度と浸食量分布を把握することが不可欠である。そのための有効な手法の一つとして、後背地解析技術がある。東濃地科学センターでは後背地解析に係る個別要素技術開発として、電子プローブマイクロアナライザ(EPMA; 日本電子株式会社製JXA-8530F)による化学組成分析に基づき砕屑物や基盤岩中に存在する重鉱物組成を迅速かつ効率よく推定するための「重鉱物スクリーニング」を実施している。本稿では、重鉱物スクリーニングにおける試料の前処理およびEPMA分析の手順を報告する。

報告書

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱の評価

宇佐美 晋; 岸本 安史*; 谷中 裕; 前田 茂貴

JAEA-Technology 2018-003, 97 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-003.pdf:12.54MB

最新のJENDL-4.0ベースの核データライブラリを適用し、現実的な炉心運用方法を反映するとともに、合理的な保守性を有するように評価条件を設定して、高速増殖原型炉もんじゅの重大事故防止対策の有効性評価に用いる崩壊熱について評価した。「FP崩壊熱」、「Cm等崩壊熱」及び「構造材崩壊熱」はFPGSにより計算し、「U-239, Np-239崩壊熱」は「ANSI/ANS-5.1-1994式」により計算し、各々の崩壊熱の不確かさは、不確かさ要因の積上げ、「もんじゅ」性能試験の反応率C/E等に基づき評価した。また、FPGS90による崩壊熱評価手法の妥当性について、高速実験炉「常陽」MK-II炉心の2体の使用済MOX燃料集合体の崩壊熱測定結果との比較に基づき確認した。

報告書

バックエンド技術部年報; 2016年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07

JAEA-Review-2018-008.pdf:2.67MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

土岐花崗岩体の全岩化学組成および鉱物容量比データベース

酒井 利啓

JAEA-Data/Code 2018-006, 75 Pages, 2018/07

JAEA-Data-Code-2018-006.pdf:2.9MB
JAEA-Data-Code-2018-006-appendix(CD-ROM).zip:0.87MB

超深地層研究所計画および広域地下水流動研究における地質学的・岩石学的な基礎情報の整備を目的として、土岐花崗岩体に関する「全岩化学組成データ(主要成分元素, 微量成分元素)」と「鉱物容量比(モード)」を整理し、分析データベースとして取りまとめた。対象は広域地下水流動研究において行われた掘削深度500$$sim$$1000m級のボーリング孔(14孔)の岩石コアと地表露頭から採取した696個の岩石試料、および超深地層研究所計画において行われたボーリング孔(12孔)の岩石コアと研究坑道から採取した636個の岩石試料である。花崗岩類, 貫入岩, 割れ目充填物の岩石試料の分析値に3次元的な位置情報を付した。

報告書

誘導結合プラズマ発光分光分析法による硝酸プルトニウム溶液中の不純物金属元素分析のための固相抽出樹脂を用いたPu, Am, Npの分離除去法の開発

田口 茂郎; 山本 昌彦; 古瀬 貴広*; 真崎 祐次*; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2018-005, 14 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-005.pdf:0.94MB

使用済核燃料から分離回収した硝酸Pu溶液中の不純物金属(Fe, Cr, Ni, Mn, Al, Cd, V, Cu, Si, Zn, Mo, Sn, Ca, Mg, Na, Ag, Pb, B)を誘導結合プラズマ発光分光分析法(ICP-OES)により定量するにあたり、アクチニドに対して高い吸着性を有する固相抽出樹脂を用いて、硝酸Pu溶液中のPu, Am及びNpを吸着除去し、不純物金属成分と分離する手法を開発した。本手法では、TRU樹脂を充填したカラムを2段として、1段目のカラムで主にPuとAmを吸着除去し、次にNpの原子価をNp(IV)に調整した後、2段目のTRUカラムに通液し、1段目のカラムから溶出したAm(III)とNp(IV)を吸着除去した。本分離法により、東海再処理施設において分離回収された硝酸Pu溶液(22g/L)2mLを処理した結果、回収液(100mL定容後)中の全$$alpha$$放射能濃度を$$<$$5.8Bq/mLまで低減することができた。分離後の試料をICP-OESで測定した結果、測定対象の不純物金属元素を全量回収でき、本法が、硝酸Pu溶液中のICP-OESによる不純物金属分析に先立つPu, Am, Np除去のための分離前処理法として有効であることを確認した。

報告書

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB

HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。

報告書

JRR-2及びJRR-3保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討

林 宏一; 出雲 沙理; 仲田 久和; 天澤 弘也; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2018-001, 66 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-001.pdf:4.12MB

日本原子力研究開発機構では、研究施設等から発生する低レベル放射性廃棄物を対象とした浅地中埋設処分における廃棄体確認に向けて、廃棄体に含まれる放射性物質の種類ごとの放射能濃度評価方法を構築しておく必要がある。このため、試験研究炉であるJRR-2及びJRR-3の保管廃棄物をモデルに、放射性核種(H-3, C-14, Cl-36, Co-60, Ni-63, Sr-90, Nb-94, Tc-99, Ag-108m, I-129, Cs-137, Eu-152, Eu-154, U-234, U-238, Pu-239+240, Pu-238+Am-241及びCm-243+244)を対象とした放射化学分析データに基づき放射能濃度評価方法の検討を行った。検討の結果、相関係数やt検定により対象核種とKey核種の相関関係を確認することでスケーリングファクタ法を適用できる見通しを得た。また、分散分析検定(F検定)によるグループ分類の要否を確認することでJRR-2及びJRR-3施設共通のスケーリングファクタを適用できる見通しを得た。スケーリングファクタ法の適用の見通しが得られなかった核種については、平均放射能濃度の裕度を確認することで平均放射能濃度法を適用できる見通しを得た。これらの結果は、放射能濃度評価方法を構築する雛形として今後の検討に適用可能である。

報告書

「放射線に関するご質問に答える会」資料の英文化

河野 裕子; 菖蒲 順子; 吉田 智勇*; 生田 優子; 川瀬 啓一; 山下 清信

JAEA-Review 2018-007, 36 Pages, 2018/06

JAEA-Review-2018-007.pdf:6.72MB

「放射線に関するご質問に答える会」に用いた資料を英文化した。「放射線に関するご質問に答える会」は、日本原子力研究開発機構が、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故後、主に福島県内において、広く公衆に放射線の理解を深めてもらうことを目的に、2011年7月の開始以来、2013年2月末までに合計で220回実施した説明会である。多くの図表を用いて視覚的に理解しやすく、平易な文章で作成されている「放射線に関するご質問に答える会」資料は、原子力及び放射線に関する知識普及のためのアウトリーチ活動の促進、支援に本格化的に取り組んでいる国際原子力機関からの関心が寄せられ、2017年5月に開催されたアジア原子力技術教育ネットワーク会合において、資料の提供依頼を受けた。日本の経験を共有する国際貢献の観点から、日本で使用実績のある本資料を英文化し、海外のアウトリーチ活動の教材としても活用できるよう提供する。

報告書

情報セキュリティ教育教材集; 2013年度$$sim$$2017年度

植野 あすか; 矢城 重夫; 宇野 騎一郎*; 青木 和久

JAEA-Review 2018-006, 115 Pages, 2018/06

JAEA-Review-2018-006.pdf:30.8MB

2015年に発生した日本年金機構における不正アクセスによる情報流出事案、2017年に世界各地で猛威を振るったランサムウェアなど、深刻な被害をもたらすサイバー攻撃が継続している。最近では、実在する企業名を騙り、注文書や発送通知を装い、未知の不正プログラムを添付したファイルの開封、悪意あるリンク先の閲覧を巧妙な日本語で促す不審メールが増加するなど、サイバー空間における脅威が増大している。このような中、日本原子力研究開発機構においても情報セキュリティ対策は重要課題であり、システム計算科学センターでは、(1)情報セキュリティ関連規程類の整備、(2)新たな防御技術を実装した情報セキュリティ製品等による対策、(3)職員等の対応能力の維持・向上を図る情報セキュリティ教育・訓練の実施、を三位一体として、プロアクティブな情報セキュリティ対策の推進に取り組んでいる。本報告書は、情報セキュリティ対策の取り組みの一つである情報セキュリティ教育について、eラーニングにより実施している内容を教材集としてまとめたものである。

報告書

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討

深谷 裕司; 笠原 清司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 柴田 大受; 西原 哲夫

JAEA-Research 2018-004, 38 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-004.pdf:1.81MB

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討を行った。はじめに、先行研究の需要調査に対する整理を行った。次に、高温ガス炉の商用炉設計であるGTHTR300の熱バランスとその特徴について調べ整理した。これらの情報を踏まえ、現在の日本の需要に見合う高温ガス炉導入基数を算出した。また、今後の研究の発展に備え、熱バランス評価コードの整備も行った。

報告書

逆解析を用いた地下水流動のモデル化・解析に関する研究,2(共同研究)

尾上 博則; 山本 真哉*; 小橋 昭夫; 尾崎 裕介; 櫻井 英行*; 増本 清*

JAEA-Research 2018-003, 84 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-003.pdf:17.44MB

本研究では瑞浪超深地層研究所周辺における透水不均質性の高い岩盤を対象とした数値実験を実施し、推定対象とする水理地質構造を絞り込むことや評価対象領域の水理地質構造を考慮した観測点の配置が重要であることを確認した。さらに、原位置で実施した揚水試験データを用いた逆解析を実施し、水圧応答データを用いた逆解析が、重要な水理地質構造の特定や水理地質構造の概念および解析モデルの信頼性の確認・向上といった地下水流動特性評価に有効であることが示された。

報告書

幌延深地層研究施設における掘削影響領域の評価,1; 深度140mを対象とした試験(共同研究)

杉田 裕; 青柳 和平; 窪田 健二*; 中田 英二*; 大山 隆弘*

JAEA-Research 2018-002, 72 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-002.pdf:6.16MB

放射性廃棄物を地層処分する地下深部において立坑や坑道を掘削する場合、掘削時の応力再配分により立坑や坑道の周囲に掘削影響領域が発生する。掘削影響領域における岩盤特性の変化は、放射性核種の移行挙動にも影響すると考えられることから、その領域や経時変化の把握が重要となっている。そこで、掘削影響領域の長期挙動の評価を目的として、日本原子力研究開発機構が進めている幌延深地層研究計画において、深度140mの調査坑道を対象とした原位置試験を、電力中央研究所との共同研究の一部として実施してきている。本共同研究では、坑道壁面の観察やボーリング孔を利用した各種調査(地質調査, 弾性波トモグラフィ, 比抵抗トモグラフィ, 透水試験, 水分量計測, 孔内載荷試験, 内空変位計測等)の結果を総合的に評価することにより、掘削影響領域の範囲や掘削影響領域において生じた物理変化の要因、およびその経時変化を把握した。また、掘削影響領域の評価に適用した調査法で取得された計測データを分析することにより、掘削影響領域の経時変化に係る長期データの取得に向けた課題を明らかにした。

報告書

リスクコミュニケーション実施上の課題の研究; 平成28年度(委託研究)

田中 勝*; 河原 長美*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 川瀬 啓一; 時澤 孝之; 宮川 洋*; 石森 有

JAEA-Research 2018-001, 98 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-001.pdf:2.49MB

平成28年度は、最近の一般廃棄物処分場の建設事例を調査し、環境保全・回復事業等が地域や一般に受け入れられるために必要な施策やコミュニケーションの条件を調査した。その結果、(1)事業者と地域との間で長期にわたる良好な関係が築かれていること、あるいは取り決めが存在すること、(2)事業者が立地選定や施設内容の決定プロセスにおいて複数代替案を合理的に検討し、地域に選定・決定理由の説明ができること、(3)計画公表後であっても、地域の関心や要望に応じて計画を変更できる余地があること、(4)事業が跡地利用を含む地域づくりに向けたコミュニケーションの契機となること、の重要性が示唆された。

報告書

平成29年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(年度評価)

立松 研二; 西原 哲夫

JAEA-Evaluation 2018-001, 71 Pages, 2018/06

JAEA-Evaluation-2018-001.pdf:6.84MB

日本原子力研究開発機構の原子力科学研究部門長は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る平成29年度の研究開発の進捗等及び平成30年度の研究計画について評価を受けた。その結果、平成29年度研究実績の年度評価に関しては、「HTTRの新規制基準への適合性確認の対応」、「産業界との連携」及び「国際協力の推進」が高く評価され、総合的に年度計画を上回る成果が得られたと評価され、総合評価としてA評価を受けた。また、平成30年度の研究計画に関しては、妥当と判断された。本報告書は、高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価方法及び評価結果についてまとめたものである。

報告書

Geant4 physics process for elastic scattering of $$gamma$$-rays

Omer, M.; 羽島 良一*

JAEA-Data/Code 2018-007, 32 Pages, 2018/06

JAEA-Data-Code-2018-007.pdf:2.64MB
JAEA-Data-Code-2018-007-appendix(CD-ROM).zip:22.71MB

原子核蛍光共鳴散乱(NRF)は、核物質の非破壊検査(NDA)において有用な技術である。NRFは同位体に固有のエネルギーをもった$$gamma$$線と物質の相互作用であることから、同位体を識別したNDAを実現できる。しかしながら、NRFと競合する他の光核相互作用が存在し、そのため、NRFによるNDAの測定性能が制限される可能性がある。競合する相互作用のうち原子核による$$gamma$$線の弾性散乱(デルブリュック散乱)は、これまでのモンテカルロコードでは考慮されていなかった。日本原子力研究開発機構では、平成27年度からNRFに基づくNDAシステムの開発プログラムを開始し、その一環として$$gamma$$線の弾性散乱がNRF測定に及ぼす影響を評価するために、Geant4に$$gamma$$線の弾性散乱を追加するためのコードを新規に開発した。今回刊行するJAEA-データ/コードレポートでは、シミュレーションコードの詳細な説明と、コード入力に用いた$$gamma$$線弾性散乱断面積、および、コードの検証と妥当性確認に用いた計算結果を示す。このレポートを公開することで、当該コードの信頼性向上に必要なユーザーからのフィードバックの機会が得られる。本研究は文部科学省の核セキュリティ強化等推進事業費補助金の支援を受けた。

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