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大島 克己; 小田 靖久; 高橋 幸司; 寺門 正之; 池田 亮介; 林 一生*; 森山 伸一; 梶原 健; 坂本 慶司
JAEA-Technology 2015-061, 65 Pages, 2016/03
原子力機構では、ITERのEC H&CDシステムの開発に向け、ITERのPlant Control Design Handbookに準拠したジャイロトロン運転システムローカル制御システムのプロトタイプ開発を行った。本システムは、ITER CODAC Core Systemを使用して開発し、ジャイロトロン運転システムの状態遷移管理と監視をはじめ、ジャイロトロンの発振のための電源システムのタイミング制御と運転波形収集の機能を実装した。本システムを用いて、ITERのジャイロトロン運転システムに準拠した電源構成にて、ITER用170 GHzジャイロトロンの大電力発振シーケンスをITER準拠機材で制御する実証試験に成功した。現在、本システムを運用してジャイロトロンの調達に伴う性能確認試験を進めている。本報告書は、ITER準拠制御システムによるジャイロトロン運転システムの概要、基本設計及び機能の詳細、及び最新の運用結果についてまとめたものである。
菖蒲田 義博; Chin, Y. H.*; 大見 和史*; 外山 毅*
Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.1898 - 1900, 2005/00
J-PARCのRCS(Rapid Cycle Synchrotron)では、セラミックチェンバーを採用している。セラミックを使う理由は、ビームが引き起こす渦電流を回避するためである。また、このチェンバーの外側は、ビームが引き起こす電磁場がそとに漏れ出さないように、銅のストライプで覆われており、内側は、二次電子の放出を押さえるためにTiNでコーティングされている。ビームの不安定性を議論するためにこのようなセラミックチェンバーのインピーダンスを知っておく必要がある。従来の検討では、このインピーダンスを計算する際、簡単のため、銅のストライプを完全導体のパイプに置き換えて議論している。この論文では、銅のストライプやTiNの抵抗についても考慮しながら、銅のストライプの部分をさらに現実的に扱い、以前の評価が妥当であるかを検討した。
八木 健彦*; 近藤 忠*; 綿貫 徹; 下村 理; 亀卦川 卓美*
Review of Scientific Instruments, 72(2), p.1293 - 1297, 2001/02
被引用回数:28 パーセンタイル:78.09(Instruments & Instrumentation)高温高圧下その場観察型X線回折計システムの立上げをPhoton FacotryとSPring-8の2つの放射光ビームラインにおいて行った。加熱方式は何れもダイアモンドアンビルセル内の試料に直接レーザーを照射して加熱する方式であり、レーザーにはYAGレーザー或いはCOレーザーを用いた。また、両システムとも、検出器にイメージングプレートを用いた角度分散型粉末回折実験用に構築している。本システムを用いて、種々のレーザー加熱実験をしたところ、以下のことが確認できた。タイプIIのダイアモンドアンビルを用いると、アンビルに変形が生じること。COレーザーを用いた場合はYAGレーザーを用いた場合に比べて加熱を安定かつ一様に行うことができること。しかし、YAGレーザーを用いた場合の方がより高温高圧条件を達成できること、などである。
外川 織彦; 山口 勇吉
JAERI-Data/Code 96-003, 25 Pages, 1996/02
原研で開発した被曝線量換算係数算出コードシステムDOSDACでは、放射線データを算出するための基礎データとしてENSDF崩壊データを使用している。ENSDF崩壊データを直接用いる場合、データの不備・欠陥などの注意を要する点が時として見受けられる。DOSDACコードシステムでは、ENSDF崩壊データの更新時あるいは使用時に、4つの支援計算コードを通じてデータの不備・欠陥をチェック・修正することによって、誤った放射線データの算出を避ける工夫をしている。本報告では、線量換算係数の算出のために使用されるENSDF崩壊データの更新と保守の方法を記述した。
山本 洋一; 小山 謹二
第15回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.176 - 182, 1994/10
平成3年1月、日本原子力研究所と米国軍備管理軍縮庁との間で遠隔監視技術の信頼性試験に関する研究協定が締結された。本試験の目的は、原研の開発したCASDACと米国サンディア国立研究所(SNL)が開発したタンパー防護センサーから成る統合遠隔監視システムの信頼性を評価し、システムの動作特性を調べることであった。試験は1992年5月から1993年3月まで4段階に分けて実施された。最終段階は6ヵ月間の信頼性試験で、SNLで約300回センサーを作動させそれをCASDACシステムが遠隔監視した。試験終了後、SNLにおける全ての記録と原研で監視したデータの記録とを比較、評価した。その結果、両者の記録間には若干の不一致があったが、それらは全て説明のつくものであった。また、試験期間中CASDACに故障はなく、安定して動作した。これらのことからCASDACシステムは信頼性のあるプロトタイプの遠隔監視システムとして有効であることがわかった。
山本 洋一; 小山 謹二
JAERI-M 93-055, 43 Pages, 1993/03
保障措置及び核物質防護の一環としてCASDAC(封じ込め/監視データ認証通信)システムを開発した。本システムは核物質の保全状況及び保障措置状況の検認を行うための自動遠隔監視システムである。このシステムは2つのサブシステムからなり、1つは中央監視センター、他の1つは施設サブシステムである。本報告書は、施設サブシステムを構成している機器類を統括・制御し、かつ中央監視センターとの通信を行っているオンサイト・マルチプレクサ(OSM)について、その概要及び使用方法についてまとめたものである。なお、本研究はJASPASの一環(JA-1)として実施したものである。
山本 洋一; 小山 謹二
JAERI-M 93-054, 19 Pages, 1993/03
保障措置及び核物質防護の一環としてCASDAC(封じ込め/監視データ認証通信)システムを開発した。本システムは核物質の保全状況及び保障措置状況の検認を行うための自動遠隔監視システムである。このシステムは2つのサブシステムからなり、1つは中央監視センター、他の1つは施設サブシステムである。本報告書は、施設サブシステムを構成している機器類のうち、中央監視センターとの間でメッセージ伝送を行うためのデータ端末装置(DTE)について、その概要及び使用方法についてまとめたものである。なお、本研究はJASPASの一環(JA-1)として実施したものである。
山本 洋一; 小山 謹二
JAERI-M 93-053, 17 Pages, 1993/03
保障措置及び核物質防護の一環としてCASDAC(封じ込め/監視データ認証通信)システムを開発した。本システムは核物質の保全状況及び保障措置状況の検認を行うための自動遠隔監視システムである。このシステムは2つのサブシステムからなり、1つは中央監視センター、他の1つは施設サブシステムである。本報告書は、施設サブシステムを構成している機器類のうち、C/Sセンサの情報を連続監視しているモニタリング・ユニット(MU)について、その概要及び使用方法についてまとめたものである。なお、本研究はJASPASの一環(JA-1)として実施したものである。
外川 織彦
JAERI-M 93-022, 35 Pages, 1993/02
アスタチン放射性同位体のうち、ICRP Pub l.30に記載されていないAtとAtに対して、ICRP Pub l.30に示されている方法を用い、年摂取限度と濃度限度の算出を試みた。これらの値を計算するために必要な単位放射能摂取当りの標的器官の預託線量当量及び荷重預託線量当量の値は、評価済核構造データファイル崩壊データを使用して、原研で開発した線量換算係数算出システムDOSDAより算出した。計算された濃度限度を現行法令で定められた値と比較すると、空気中濃度限度と排気中濃度限度については6桁から7桁程度、排液中濃度限度については4桁程度緩い値となった。
外川 織彦
保健物理, 28, p.67 - 69, 1993/00
1991年4月に、日本保健物理学会の専門研究会の一つとして、「体内被曝線量評価コード専門研究会」が設置された。この研究会の目的は、体内被曝線量評価コードの現状を把握し、利用できるような形に整備して、学会員に提供していくための体制を作ることである。当研究会の活動の一環として、標記論文を共同執筆することになり、第3章「国内コードの開発の現状」の3.2節として、原研で開発された計算コードシステムDOSDACの概要をまとめた。このシステムは、核崩壊データ、代謝データ、解剖学的データなどの基礎的なデータから、内部及び外部被曝に関する線量換算係数を系統的に一貫して算出する大型計算機用システムである。
外川 織彦
体内被ばく線量評価コードの開発の現状, p.28 - 36, 1992/09
1991年4月に、日本保健物理学会の専門研究会の一つとして、「体内被曝線量評価コード専門研究会」が設置された。この研究会の目的は、体内被曝線量評価コードの現状を把握し、利用できるような形に整備して、学会員に提供していくための体制を作ることである。当研究会の活動の一環として、日本及び諸外国で開発された体内被曝線量評価コードの現状について調査した結果を標記冊子として共同で作成することになり、この一部として、原研で開発された計算コードシステムDOSDACの概要をまとめた。このシステムは、核崩壊データ、代謝データなどの基礎データから、内部及び外部被曝に関する線量換算係数を系統的に一貫して算出する大型計算機用システムである。本報告では、DOSDACシステムについて、特徴、評価モデル、適用、今後の課題等を記述した。
須賀 新一; 外川 織彦; 田村 務*; 山口 勇吉; 河合 勝雄; 押野 昌夫
JAERI-M 92-110, 74 Pages, 1992/07
加速器から生成する放射性核種の中には、ICRP Publ.30で扱われていない核種も多い。それら78核種の年摂取限度がコードシステムPIEDEC-Rによって計算され、また関係法令に対応する濃度限度等を求める計算が東大核研グループによってなされた。その結果をまとめた論文の発表に先立って、計算の方法と結果を比較し、検証してみることが提案された。本報告は、その提案を受けて、上記78核種中の12核種を選び、コードシステムDOSDACを用いて、それらの年摂取限度を計算し、DOSDACとPIEDEC-Rの結果を比較したものである。また78核種について、PIEDEC-Rで計算された年摂取限度から空気中濃度限度等の算出についても計算結果を比較した。
山本 洋一; 小山 謹二
JAERI-M 92-026, 21 Pages, 1992/03
保障措置及び核物質防護の一環としてCASDAC(封じ込め/監視データ認証通信)システムを開発した。このシステムはRECOVERシステムとTRANSEAVERシステムを基に改良RECOVERシステムとして設計製作された遠隔監視システムである。本システムは2つのサブシステムからなり、1つは中央監視センター、他の1つは施設サブシステムである。両サブシステム間の通信は公衆電話回線網を使用しているので、盗聴等の防止のために通信データを暗号化している。施設サブシステムには無人運転時のデータ保護対策や動作の信頼性を高める工夫が施してある。また、システムプログラムは移植性を考慮して作成された。本報告書は、CASDACシステムの概要及び性能試験について述べたものである。なお、本研究はJASPASの一環(JA-1)として実施したものである。
小山 謹二; 山本 洋一
第12回核物質管理学会年次大会論文集, p.151 - 158, 1991/06
保証措置及び核物質防護の一環として、日本原子力研究所はCASDAC(Containment And Surveillance Data Authenticated Communication)システムを開発した。このシステムは、米国軍備管理軍縮庁との間で遠隔監視技術の信頼性試験を共同で実施するのに用いられる。試験は、国際公衆電話回線を使用し、米国サンディア研究所に設置した施設監視機器で収集するセンサー情報等を日本原子力研究所に設置する中央監視センターで収録し、解析する事により行う。そして、CASDACシステムの動作特性を調べ、その機能を検証し、信頼性のある有効な自動遠隔監視技術の確立に資することを目的とする。本報告では、CASDACシステム及び共同実験計画の概要を紹介している。
矢部 明
NIRS-M-42, p.225 - 235, 1983/00
昭和56年12月3日,4日に第9回放医研環境セミナー「環境と人体におけるトリチウム研究の諸問題」として行われたセミナーで発表した問題の講演の記録である。内容は、1.トリチウム被曝評価における基本的考え方、2.トリチウム体内被曝防護基準、3.体内被曝線量(トリチウム)の評価法の順で記されている。
原山 泰雄; 泉 文男; 石橋 明弘*
JAERI-M 9631, 71 Pages, 1981/08
プログラムFREGシリーズは、燃料棒内の温度分布とそれに基づく蓄積熱量を計算する。温度分布は燃料棒の照射履歴に従って計算される。燃料棒内の温度は,燃料ペレット表面と被覆内面との間のギャップ熱伝達係数に強く影響される。したがって、FREGもこの熱伝達係数をいかに求めるかに重点がおかれている。FREG-4は、FREG-3の拡張プログラムである。FREG-3からの主要な変更点は、ギャップ熱伝達に影響を持つF.P.ガスの放出率の取扱いてある。すなわち、ペレット残留のガスと放出されたガスを区別して取扱う。この報告書は、FREG-3から修正されたモデルと入力手引を記載している。
小林 晋昇; 豊川 俊次
JAERI-M 8274, 53 Pages, 1979/06
本報告書は、NSRRで計画されている軽水動力炉の運転条件を模擬した燃料破損実験に使用する高温高圧水カプセルについての試作・開発の結果についてまとめたものである。試作・開発した装置については、設計・製作後に行った機能試験および性能試験の結果、試作目的全般にわたって所定の成果が得られた。今後、これらの得られた資料を十分に活用しインパイル実験のための製作を行うつもりである。
柳原 敏; 塩沢 周策; 斎藤 伸三
JAERI-M 8200, 22 Pages, 1979/05
本研究は、NSRR実験で照射した燃料について、被覆管外表面の酸化膜厚さを円周方向に測定し、酸化膜厚さと被覆管表面の最高温度が強い相関を持つことから、円周方向の最高温度分布を推定した結果についてまとめたものである。実験の結果以下のことが明らかになった。(1)熱電対の取り付け部では、熱電対がフィンとして作用したことによる冷却効果等により、他の部分に比べて常に温度が低い。(2)被覆管の横断面についてみると、円周方向で大きな温度差が生じており、測定温度が約1200C以上の場合には、約100C~600Cの温度差が出来ていることが予想された。この温度分布は、円周方向に沿って展開すると正弦波状になることが多いことから、ペレットが偏心してギャップ幅に差を生じ移動熱量が異なったことによるものと考えられる。
武田 常夫; 永井 斉
JAERI-M 7855, 51 Pages, 1978/09
欠損(ピンホール付)燃料体が存在する場合、原子炉の起動および停止などの外乱時に冷却水中FP濃度が定常時と異なり、一時的に高くなる。このFP追加放出現象については既に知られている。本報では、その現象の概要・OWL-1を用いて行われている実験の概要ならびに解析用計算コードの概要について記した。また、計算コードから得られた知見をもとに、実験結果について種々の検討を加えた。さらに、今後の解析および計算モデルの改良上の問題点などについても検討を加え整理した。その結果、FP追加放出は、欠損孔を通して燃料ピン内フリースペース(プレナムおよびギャップ)に流れ込みまた流れ出る水あるいはその蒸気の挙動に大きく依存していることが明らかになった。また、当面の目標として、フリースペース内FP蓄積量と追加放出率の評価方法の検討が必要であることが明らかになった。
武田 常夫
JAERI-M 7758, 235 Pages, 1978/07
本報では、照射時間および冷却時間に依存する全核分裂生成物累計の放射能を、18種の中性子束について求め等高線図(生成マップ)および表としてまとめた。本計算に使用した照射条件およびその他の概要は、下記の通りである。中性子束(nth)の変化範囲 110~6.810n/cm/sec(18種) ウラン原子数 1mole(610個、約271gUO) U-235濃縮度 2.7% 照射時間の変化範囲 60~610sec(1分から1.9年) 冷却時間の変化範囲 0および60~610sec(1分から1.9年) 計算対象核分裂生成物 約600核種 使用計算コード CADAC-No.6 約68,000組の照射時間・冷却時間および中性子束の組合せに対して、全FP総生成量が求められている。