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論文

照射試験炉シミュレータを活用した教育訓練

江口 祥平; 小池 須美男; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 楠 剛

UTNL-R-0492, p.9_1 - 9_8, 2016/03

照射試験炉センターでは、照射試験炉における運転及び照射試験、事故事象等を模擬し、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるシミュレータを開発した。JMTRを基本モデルとして設計し、平成24年5月に完成した本シミュレータを活用して、JMTRの運転員を対象とした教育訓練や、国内外の研究者・技術者を対象とした研修での運転実習を実施した。実施後のアンケートでは、実機に近い状況で操作ができる点や実機では不可能な事故事象等の模擬が行える点が評価されており、その有効性が確認されているため、カリキュラムの改善を図りながら、引き続き実施していく計画である。

口頭

新輸送容器製作による起動用中性子源取扱い作業の安全性向上

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として、$$^{252}$$Cf(3.7GBq$$times$$3個)を炉内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷から輸送容器への収納までは、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。また、中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクが確認された。また、従来の輸送で使用していた輸送容器は、製造から20年経過していたこともあり、新たな輸送容器を製作することとなった。そこで、確認されたリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、新たな輸送容器を製作した。

口頭

低速電子挙動計算コードのPHITS実装計画

甲斐 健師

no journal, , 

日本原子力研究開発機構等で開発を進めている粒子・重イオン輸送計算コードPHITSは、核反応モデルや核データライブラリを用いて任意の三次元体系中における放射線挙動を模擬することが可能で、様々な研究分野で幅広く利用されている。しかしながら、現状のPHITSは1keV以下の低速電子の挙動や媒質の放射線分解を取り扱えないため、これらの現象が特に重要な放射線化学分野への適用は限られている。発表者は、これまでに低速電子が関与する複雑なDNA損傷生成過程を推定することを目的として、100keV以下の電子挙動のみならず放射線分解を解析できる計算コードや、1keV未満の電子の断面積データを開発してきた。本講演では、開発した計算コードによるDNA損傷生成過程の解析成果と共に、PHITSを放射線化学へ適用可能とするための本計算コードの実装計画について発表する。

口頭

HTTRを用いた特性確証試験

本多 友貴; 青野 哲也; 関田 健司; 栃尾 大輔; 高田 昌二

no journal, , 

高温ガス炉の特徴として、高い安全性と多様な熱利用が挙げられる。現在HTTR(高温工学試験研究炉)ではこれらの高温ガス炉の特徴を確証する試験として、特性確証試験を実施している。特性確証験は限界性能試験と核熱供給試験に分類される。再稼働後に実施予定の核熱供給試験は、将来予定している高温ガス炉への熱利用系施設の接続を目指し、熱利用系への冷却材の安定供給が可能であることの実証、また熱利用系施設で異常が発生した場合を想定し、その際の原子炉挙動データの取得を予定している。現在HTTRは長期停止中となっているが、平成26年度及び平成27年度に非核加熱状態での核熱供給試験を実施している。本報は、特性確証試験の概要、結果及び進捗について述べる。

口頭

「常陽」における多量の放射性物質等を放出するおそれがある事故の選定

権代 陽嗣; 山本 雅也; 関根 隆

no journal, , 

試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則が平成25年12月18日に施行され、同規則第53条(多量の放射性物質等を放出する事故の拡大防止)において、試験研究用等原子炉施設は、発生頻度が設計基準事故よりも低い事故であって、当該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがあるものが発生した場合において、当該事故の拡大を防止するために必要な措置を講じたものでなければならないと定められている。本報告では、高速実験炉「常陽」における発生頻度が設計基準事故よりも低い事故であって、当該施設から多量の放射性物質又は放射線を放出するおそれがある事故の選定について紹介する。

口頭

JRR-3における長期停止中の保守管理

松井 泰; 諏訪 昌幸; 和田 茂

no journal, , 

JRR-3は平成22年11月に原子炉の利用運転を停止してから5年以上にわたり停止状態が続いている。平成2年にJRR-3が稼働を開始して以来、現在のような長期間の停止を行ったことは無く、運転再開に向けた保守管理においては通常時と異なる対応が求められる。本発表では、長期停止中の保守管理の一部として、冷却材の水質、冷却ポンプ、炉心構造物、監視機器、冷却系統及び運転員の力量の維持について、対応を紹介する。

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