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日本原子力学会誌ATOMOΣ (26)
日本原子力学会 年会・大会予稿集 (10)
日本原子力学会誌 (10)
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島田 雅 (5)
大矢 恭久 (4)
波多野 雄治 (4)
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2014 年 (7)
2008 年 (6)
2018 年 (6)
2019 年 (6)
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強い核拡散抵抗性を有するPuを生成する革新的原子炉技術開発(P3計画)
(XI)ATR照射・照射後試験
*小山 真一, 北村 了一, 伊藤 正彦, 相楽 洋, 齋藤 正樹
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2008年 2008f 巻 O50
発行日: 2008年
公開日: 2008/10/08
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2008f.0.270.0
会議録・要旨集
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原子炉照射による核拡散抵抗性の高いPu生成を実験的に実証するため、米国
アイダホ国立研究所
(INL)の試験研究炉ATR(熱中性子炉)を利用して、U-Npサンプルの照射及び照射後試験を行った。
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金属燃料の乾式再処理プロセスの合理化に関する技術開発
(18)電解精製槽からのアクチニドおよび核分裂生成物の移行評価
*塚田 毅志
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2007年 2007f 巻 O19
発行日: 2007年
公開日: 2007/10/29
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2007f.0.644.0
会議録・要旨集
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米国
アイダホ国立研究所
(INL)で操業中の電解槽から、塩やCdのサンプルを採取し、酸化物等のロスとなる固形物を分析した。また、発生する被覆管ハルに含まれる核燃料物質等も分析した。これらの結果から、実燃料を処理している実規模電解槽において、燃料物質等のロスが目標値(0.5%)以下であることを確認した。
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トリチウムプラズマ照射した金属材料表面および内部のトリチウムプロファイリング
*大塚 哲平, 島田 雅, 上田 良夫, 波多野 雄治, 田辺 哲朗, Kolasinski Robert, Calderoni Pattrick, Shape Phil
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2009年 2009f 巻 P58
発行日: 2009年
公開日: 2009/11/09
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2009f.0.798.0
会議録・要旨集
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アイダホ国立研究所
(INL)のトリチウムプラズマ実験装置(TPE)において、ステンレス鋼、モリブデンおよびタングステンへのトリチウムプラズマ照射実験を行った。これら材料表面および断面のトリチウムプロファイルをイメージングプレート法により計測し、表面および内部のトリチウム蓄積挙動を明らかにした。
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中性子照射されたタングステンおよびモリブデン中の水素同位体滞留挙動
*波多野 雄治, 大矢 恭久, 小田 卓司, 張 鯤, 原 正憲, Calderoni Pattrick, 島田 雅, Sharpe J. Phillip, Sokolov Mikhail, Kolasinski Robert
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2010年 2010s 巻 M35
発行日: 2010年
公開日: 2010/04/13
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2010s.0.606.0
会議録・要旨集
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日米協力事業TITAN計画の一環として、中性子照射したモリブデンおよびタングステン中の水素同位体リテンションを測定した。すなわち、オークリッジ国立研究所HFIRで80℃において0.001~0.3 dpa照射したMo試料および0.1 dpa照射したW試料を
アイダホ国立研究所
に輸送し、線型プラズマ装置TPEで重水素プラズマに曝露した。その後、昇温脱離法により重水素の滞留量を測定した。
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2020年米国研修派遣体験記
世界トップレベルの原子力の環境を見て,日本で原子力を志す若者として感じたこと
和田山 晃大, 島津 美宙, 鈴木 航介
日本原子力学会誌ATOMOΣ
2020年 62 巻 10 号 603-604
発行日: 2020年
公開日: 2021/02/10
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesjb.62.10_603
解説誌・一般情報誌
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文部科学省機関横断的人材育成事業の一環で2020年2月17日~29日に米国研修派遣が行われ,テキサスA&M大学,世界銀行,在米日本大使館,
アイダホ国立研究所
(INL) を見学した。テキサスA&M大学では学生同士の討論・研究施設見学を行った。世界銀行,在米日本大使館では米国の原子力政策動向について講義を受けた。INLでは研究炉の見学,研究開発動向について講義を受けた。研修を終え,今の日本で原子力を志す私たちが何を見てどんな想いを抱いたか紹介する。
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(686K)
金属燃料の乾式再処理プロセスの合理化に関する技術開発
(3)電解精製槽におけるアクチニドおよび核分裂生成物の性状分析
塚田 毅志, *尾形 孝成
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2006年 2006f 巻 K51
発行日: 2006年
公開日: 2006/11/06
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.618.0
会議録・要旨集
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電解精製槽におけるアクチニドおよび核分裂生成物(FP)の挙動を詳細に追跡するため、米国
アイダホ国立研究所
で稼働中の電解精製槽から採取した塩/Cd界面サンプルの観察、電解精製前後の照射済金属燃料の被覆管内面の元素分析などを実施している。これまでの観察や分析の結果から、電解精製槽内の塩とCdの界面におけるアクチニド酸化物等の滞留は認められないこと、被覆管内面の核分裂生成物やPuを含む反応層は電解精製によって取り除かれることなどがわかった。
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制御システムセキュリティ技術としてのモデルベース縮退運転システム
澤田 賢治
システム/制御/情報
2018年 62 巻 4 号 141-146
発行日: 2018/04/15
公開日: 2018/10/15
DOI
https://doi.org/10.11509/isciesci.62.4_141
解説誌・一般情報誌
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(1371K)
ヘリウム照射したタングステンのトリチウム蓄積挙動
*大塚 哲平, 島田 雅, 徳永 和俊, 橋爪 健一
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2013年 2013s 巻 K08
発行日: 2013年
公開日: 2013/07/31
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2013s.0.600.0
会議録・要旨集
認証あり
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予めヘリウムを照射したタングステンの表面にプラズマからトリチウムを注入し、その注入されたトリチウムの表面分布および内部深さ分布をイメージングプレート法により調べた。これらの結果をもとに、ヘリウム注入領域および内部深さ方向へのトリチウムの進入/滞留機構を議論する。
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(237K)
先進燃料サイクルシステムに関する国際会議GLOBAL2007に参加して
尾形 孝成
日本原子力学会誌ATOMOΣ
2008年 50 巻 2 号 122
発行日: 2008年
公開日: 2019/06/17
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesjb.50.2_122
解説誌・一般情報誌
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(372K)
HOTLAB 2017;第54回ホットラボ・遠隔操作会議
2017年9月17〜22日(茨城県,水戸市)
湊 和生
日本原子力学会誌ATOMOΣ
2018年 60 巻 6 号 365
発行日: 2018年
公開日: 2020/04/02
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesjb.60.6_365
解説誌・一般情報誌
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(758K)
核燃料国際会議 TOP FUEL 2016
2016年9月11〜15日(アイダホ州ボイジー,アメリカ)
垣内 一雄, 松永 純治
日本原子力学会誌ATOMOΣ
2017年 59 巻 2 号 106
発行日: 2017年
公開日: 2020/02/19
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesjb.59.2_106
解説誌・一般情報誌
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(817K)
制御システムとサイバーフィジカルセキュリティ
澤田 賢治, 細川 嵩
計測と制御
2019年 58 巻 8 号 618-623
発行日: 2019/08/10
公開日: 2019/08/10
DOI
https://doi.org/10.11499/sicejl.58.618
ジャーナル
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(2983K)
リチウム鉛中への水素同位体の溶解度測定
*山本 靖, 登尾 一幸, 小西 哲之, Pattrick Calderoni
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2009年 2009s 巻 M11
発行日: 2009年
公開日: 2009/04/15
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2009s.0.656.0
会議録・要旨集
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リチウム鉛へのトリチウムの溶解度は、リチウム鉛を用いる先進核融合ブランケットにおいて、ブランケット内のトリチウムインベントリー評価、トリチウム回収システムの設計において重要なパラメータであるが、これまで報告されている測定結果は数桁の違いがある。 我々は、日米協力事業のTITANプログラムのタスクとして、トリチウムを実際に用いた溶解度測定を計画している。 今回、トリチウム実験に先立ち制作したプロトタイプ装置により、水素及び重水素の溶解度測定を行ったので報告する。
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イオン照射または中性子照射したタングステン中の重水素滞留挙動
*大矢 恭久, 島田 雅, 小田 卓司, 原 正憲, 波多野 雄治, Pattrick Calderoni, 奥野 健二
日本原子力学会 年会・大会予稿集
2011年 2011s 巻 O19
発行日: 2011年
公開日: 2011/04/18
DOI
https://doi.org/10.11561/aesj.2011s.0.720.0
会議録・要旨集
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核融合炉プラズマ対向材料であるタングステン中の水素同位体滞留挙動は、照射欠陥の形成により大きく変化することが報告されている。これまでに中性子照射したタングステン中の重水素滞留量は未照射材と比較して大きく増加するとともに、高温側に新たな脱離ピークが形成されることが示唆された。そこで本研究では鉄イオンによりタングステン中に照射欠陥を形成させ、重水素滞留挙動を比較することによりイオン照射と中性子照射による重水素滞留挙動を比較検討することとした。
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低炭素と高温ガス炉
丸山 忠司
炭素
2014年 2014 巻 265 号 224-225
発行日: 2014/11/15
公開日: 2014/12/15
DOI
https://doi.org/10.7209/tanso.2014.224
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(283K)
PLCのためのモデルベースホワイトリスト
澤田 賢治
システム/制御/情報
2018年 62 巻 6 号 209-214
発行日: 2018/06/15
公開日: 2018/12/15
DOI
https://doi.org/10.11509/isciesci.62.6_209
解説誌・一般情報誌
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(1061K)
Nuclear News “FUEL特集”を読んで
高田 誠一
日本原子力学会誌ATOMOΣ
2008年 50 巻 12 号 770-771
発行日: 2008年
公開日: 2019/06/17
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesjb.50.12_770
解説誌・一般情報誌
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(568K)
原子力発電所の新規建設は, 今後, 有能な系統試験技術者と起動試験技術者を必要とするが, 十分な人員が確保できるのか
<Nuclear News, 2006年9月号pp. 22-25>
五百旗頭 弘之
日本原子力学会誌
2006年 48 巻 12 号 915-916
発行日: 2006年
公開日: 2019/04/05
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesj.48.915
ジャーナル
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(1463K)
日米サンタフェ会議と米国DOEの藤家賞
2003年11月23~15日 (ワシントンDC, 米国)
神田 啓治
日本原子力学会誌
2004年 46 巻 5 号 352-353
発行日: 2004年
公開日: 2019/01/31
DOI
https://doi.org/10.3327/jaesj.46.352
ジャーナル
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(1384K)
制御システムセキュリティの現代と次世代
澤田 賢治
計測と制御
2019年 58 巻 12 号 906-911
発行日: 2019/12/10
公開日: 2019/12/18
DOI
https://doi.org/10.11499/sicejl.58.906
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