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論文

JAEA知財の企業製品化への展開; JAEA成果展開事業の紹介

青嶋 厚; 鈴木 義晴; 滑川 卓志

日本原子力学会誌, 55(12), p.733 - 736, 2013/12

日本原子力研究開発機構では原子力技術研究開発の過程で得られた特許等の技術知財を民間企業に開放して企業の製品開発に生かす活動を10年以上に渡り実施してきており、現在までに各種の特徴ある開発製品群を生み出している。また、平成23年度からは従来の成果展開事業に加えて3.11の東日本大震災の発生を受け、新たに震災対応のための製品開発という枠組みを作り製品開発を実施している。本報告では、これらの成果について最新の情報を報告する。

論文

Operating manipulator arm by robot suit HAL for remote in-cell equipment maintenance

北村 哲浩; 滑川 卓志; 平松 宏介*; 山海 嘉之*

Nuclear Technology, 184(3), p.310 - 319, 2013/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Nuclear Science & Technology)

セル内設備の遠隔保守技術として、筑波大学山海研究室で開発された装着式ロボットアームHALと三菱重工業汎用ロボットPA10を組合せたマスター・スレーブシステムを開発し、その適用性を評価した。本システムには、人間の腕の筋肉の特性を時々刻々とロボットアームに反映することで自分の腕のようにマニピュレートできるよう、オペレータの発する生体電位信号を読み取り関節トルクを推定し力支援を行う随意制御アルゴリズムが組み込まれている。モックアップ試験を実施した結果、インピーダンス特性の異なるスレーブロボットであっても自分の腕のように意識せず自由に操作が可能となり、有用なシステムであることが示された。

論文

In-cell maintenance by manipulator arm with 3D workspace information recreated by laser rangefinder

北村 哲浩; 中井 宏二; 滑川 卓志; 綿引 政俊

Nuclear Engineering and Design, 241(7), p.2614 - 2623, 2011/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

レーザレンジファインダにより復元した三次元作業空間情報に基づき、マニピュレータアームを遠隔操作する遠隔コントロールシステムを開発した。本システムのパフォーマンスを評価するため、モックアップ機器を用いて遠隔操作を行い、カメラ映像のみの遠隔操作方式と比較した。また、操作者の印象を収集し、NASA TLXテストを行うことにより、遠隔操作時の操作者のストレスを調査した。その結果、本システムはカメラ映像のみを用いたものに比べ、操作時間が短く、操作者に与えるストレスも小さいことがわかり、遠隔操作時の視認性を高めることを確認した。

論文

Numerical study on holdup of low-decontaminated MOX powder in proposed confinement box

鈴木 美寿; 滑川 卓志; 浅野 隆; 仁井田 浩二*

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

高速増殖炉燃料サイクル研究開発プロジェクトの先進的MOX燃料製造プロセスにおいて、MOX粉末の飛散を抑えるために提案されている閉じ込めボックス内のプルトニウム計量管理特性について調べるための研究が実施された。ボックス内の強制対流によって誘起された流速場を計算し、MOX粒子の挙動を数値的に評価した。また、キュリウム及びプルトニウムから放出される自発及び誘導核分裂中性子による放射線場を、モンテカルロ計算コードであるPHITSによって計算した。非破壊検査手法を用いたプルトニウムの遠隔監視技術を、将来の保障措置手段として適用する可能性について調べた。

論文

Current status on fuel cycle system of Fast reactor Cycle Technology Development (FaCT) project in Japan

船坂 英之; 中村 博文; 滑川 卓志

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

FaCTプロジェクトにおける燃料サイクルシステムの開発として、先進湿式再処理と簡素化ペレット法燃料製造の開発を実施している。先進湿式再処理においては、晶析によるUの粗回収,U-Pu-Npの一括抽出,抽出クロマト法によるMA分離を組合せ、溶媒取扱量を合理化し、経済性が高く核拡散抵抗性に優れた技術開発を目指している。また、簡素化ペレット法燃料製造においては、粉末取扱工程の合理化及び有機物添加剤量の極少化等を図ることでプロセスを簡素化し、さらに遠隔保守技術開発を組合せ、低除染TRU燃料の製造に最適なシステムの開発を目指している。主要な技術開発課題として、再処理と燃料製造においてそれぞれ6課題を選定し、2015年までの計画で技術開発を進めている。これらの技術開発の現状を報告するとともに成果のトピックスを報告する。

論文

Current status and development plan on fuel cycle system of fast reactor cycle technology in Japan

伊藤 正徳; 船坂 英之; 滑川 卓志

Proceedings of European Nuclear Conference 2007 (ENC 2007) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/09

日本における高速増殖炉サイクル実用化研究(FaCT)計画を進めるため、先進湿式再処理技術開発として6課題、簡素化ペレット法技術開発課題として6課題が選定された。2010年までに採用する革新技術を決め、2015年までに実用システムへの適用性を見極める。再処理においては、硝析技術とクロマトグラフィによるMA回収技術の開発が重要であり、基礎研究から工学規模の試験まで広範な研究開発を実施していく。簡素化ペレット法については、脱硝転換・造粒技術を開発し流動性の良好なMOX原料粉を製造することが重要である。また、低除染TRU燃料製造を実用化するためには、高い遠隔保守性を有するモジュール化設備の開発とセル内補修システムを開発することが必要である。

論文

Conceptual study of measures against heat generation for TRU fuel fabrication system

川口 浩一; 滑川 卓志

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.290 - 295, 2007/09

環境負荷低減を目的にマイナーアクチニド(MA)を炉内で燃焼させるTRU燃料は、含有するMAの崩壊熱により、高い発熱を示す。簡素化ペレット法燃料製造システムにおいては、原料粉末やペレットの酸化,被覆管の酸化等の影響が懸念される。発熱量20W/kgHM程度の燃料を扱う燃料製造システムにおける除熱対策の概念検討を行い、粉末容器,O/M調整炉,燃料要素バンドルについて熱流動解析によって対策の有効性を確認した。

論文

Conceptual design study and evaluation of advanced fuel fabrication systems in the feasibility study on commercialized FR fuel cycle in Japan

滑川 卓志; 川口 浩一; 小池 和宏; 原口 信吾; 石井 暁

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

実用化戦略調査研究における低除染TRU燃料製造システムについてプラント概念を構築し、システム評価を実施した。簡素化ペレット法は従来法の実績経験を有するため早期の実用化が期待される。ゲル化法は溶液及び顆粒として物質取扱するため微粉飛散が少ない利点がある一方、多量の工程廃液処理によるコスト増大が課題である。射出鋳造法は小規模施設での経済性に優れるが、TRU金属合金スラグ製造性の立証を要する。窒化物燃料に関しては、N-15回収再利用に関する技術開発が必要である。特に、被覆粒子燃料製造においては、コーティング及び集合体形成プロセスで更なる技術開発が求められている。

論文

Chemical thermodynamic representation of (U,Pu,Am)O$$_{2-x}$$

逢坂 正彦; 滑川 卓志; 黒崎 健*; 山中 伸介*

Journal of Nuclear Materials, 344(1-3), p.230 - 234, 2005/09

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.84(Materials Science, Multidisciplinary)

(U,Pu,Am)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャル等温曲線を化学熱力学モデルにより解析した。5つの化学種及びそれらの間の相互作用を考慮した。(Am,U)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルを解析し、Am$$_{5/4}$$O$$_{2}$$とUO$$_{2}$$の間の相互作用を求め、本モデルに導入することにより、実験値を良好に表す曲線を得た。

論文

Oxygen potentials of (U$$_{0.685}$$,Pu$$_{0.270}$$,Am$$_{0.045}$$)O$$_{2-x}$$ solid solutions

逢坂 正彦; 佐藤 勇; 滑川 卓志; 黒崎 健*; 山中 伸介*

Journal of Alloys and Compounds, 397(1-2), p.110 - 114, 2005/07

 被引用回数:21 パーセンタイル:20.31(Chemistry, Physical)

Amを含有するMOX燃料の酸素ポテンシャルを測定した。H$$_{2}$$O/H$$_{2}$$, CO$$_{2}$$/H$$_{2}$$気相平衡を用いた熱重量分析により、1123K, 1273K及び1423Kおける酸素ポテンシャルを測定した。測定値をMOX燃料と比べた場合、わずか4.5%のAmであっても酸素ポテンシャルは非常に高いことが分かった。

論文

Design study and evaluaion of advanced fuel fabrication systems for FBR fuel cycle

川口 浩一; 滑川 卓志; 鈴木 嘉浩; 原口 信吾*

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 7 Pages, 2005/05

LWRからFBR燃料サイクルへの転換期の小規模製造システムについて、先進FBR燃料製造システムの概念設計研究を行った。50tHM/年の小規模では、乾式製造システムは湿式に比べ廃棄物発生量が多くなるが、より優れたコストパフォーマンスを有している。

報告書

(U,Pu,Am)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャル; 測定及び解析モデルの構築

逢坂 正彦; 佐藤 勇; 滑川 卓志; 田中 健哉; 石田 貴志*

JNC-TN9400 2004-076, 34 Pages, 2005/03

JNC-TN9400-2004-076.pdf:0.75MB

不定比組成を有する(U$$_{0.685}$$Pu$$_{0.270}$$Am$$_{0.045}$$)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルを、CO$$_{2}$$/H$$_{2}$$及びH$$_{2}$$O/H$$_{2}$$気相平衡を用いた熱重量分析法により、O/M比の関数として、1123 K,1273 K及び1423 Kにおいて実験的に求めた。その結果、僅か4.5 %のAmであっても、(U,Pu)O$$_{2-x}$$へ添加することにより、その酸素ポテンシャルを大幅に上昇させることがわかった。(U$$_{0.685}$$Pu$$_{0.270}$$Am$$_{0.045}$$)O$$_{2-x}$$の欠陥構造を、酸素分圧と定比からのずれの傾きから考察した。その結果、O/M=1.990と1.970の間に見られた大きな傾きは、欠陥が規則化した中間相の形成によるものである可能性が示唆された。これは酸素の部分モルエンタルピー及びエントロピーのO/M比依存性からも裏付けられた。実際の高速炉での照射挙動評価に資するために、化学熱力学モデルを用いて酸素ポテンシャル曲線の解析モデルを構築した。化学種として5つを考慮し、AmとPuの還元比率を一定とした。(U$$_{0.5}$$Am$$_{0.5}$$)O$$_{2-x}$$酸素ポテンシャルの解析から 相互作用を求めて新たに導入することにより、実験値を良好に再現する曲線を得た。

論文

Experimental investigation of fission products release from irradiated FBR MOX fuel

大野 修司; 佐藤 勇; 中桐 俊男; 廣沢 孝志; 宮原 信哉; 滑川 卓志

JAERI-Review-2004-021, p.199 - 208, 2004/10

過渡加熱条件下における混合酸化物燃料からの核分裂生成物(FP)の放出に関する炉外実験を実施した。実験に使用した燃料はプルトニウム割合が30質量%であり、高速実験炉「常陽」で65GWd/tまで照射したものである。実験は2回(FP-1とFP-2)実施した。FP-1では燃料サンプルをまず2000$$^{circ}$$Cに、次に3000$$^{circ}$$Cまで加熱し、30分間保持した。FP-2では加熱温度を1500$$^{circ}$$C、2500$$^{circ}$$Cとし保持時間は同様に30分間とした。揮発性FPであるCsの放出は、燃料サンプルの加熱後すぐに検出された。放出速度は、数分後にピークを持った後、燃料マトリックス中の拡散過程により徐々に低下した。見かけの拡散係数は軽水炉燃料を使った既往実験で報告されている結果に良く一致した。放出割合は両実験で同じ結果であり、Csは約100%、Sbは約100%、Ruは約10%、CeとEuは約0%であった。

論文

Fabrication technology for MOX fuel containing AmO$$_{2}$$ by an in-cell remote process

吉持 宏; 根本 雅直; 門藤 健司; 小山 真一; 滑川 卓志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(8), p.850 - 856, 2004/08

3%及び5%のAmを添加したMOXペレットの遠隔操作による製造技術を開発した。JNCのPIE施設である照射燃料試験室のホットセル内に系統的に機器を設置し、できる限り自動で制御可能なシステムとした。UO$$_{2}$$ペレットの製造を通して粉末性状に応じた基本的な試験技術を確立した後、Amを添加したMOXペレットの製造を行い、5%Amを添加した燃料製造に成功した。特に、ペレット密度と原料粉末の混合条件の関係を明らかにし、本試験では10時間以上の混合が必要であることがわかった。また、均一なペレットを製造するためには、残留粉末の除去が重要であることがわかった。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告 -燃料サイクルシステム技術検討書-

佐藤 浩司; 駒 義和; 井上 明; 米澤 重晃; 高田 岳; 中林 弘樹; 滑川 卓志; 川口 浩一

JNC-TN9400 2004-036, 1051 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-036.pdf:90.95MB

燃料サイクルシステム(再処理と燃料製造の組み合わせ)について、革新技術等を導入して経済性向上を図るとともに、各技術の特長を活用し低除染超ウラン元素(TRU)リサイクルによる環境負荷低減、資源の有効利用、核拡散抵抗性向上等を図ったプラント概念を構築した。経済性については、大型施設として暫定的に設定した200tHM/y処理規模の場合では、いずれの組み合わせケースにおいても燃料サイクル費(再処理費と燃料製造費の合計)の要求値である0.8円/kWhを満足した。一方、小型施設として暫定的に設定した50tHM/y処理規模の場合、経済重視型炉心では、径方向ブランケット燃料削除による平均燃焼度の向上がサイクル費の低減に寄与し概ね要求値を満足した。

報告書

MA含有燃料の物性に関する基礎研究

山中 伸介*; 宇埜 正美*; 黒崎 健*; 逢坂 正彦; 佐藤 勇; 滑川 卓志; 加藤 正人; 木原 義之

JNC-TY9400 2004-001, 111 Pages, 2004/04

JNC-TY9400-2004-001.pdf:2.81MB

MA含有燃料の物性に関する基礎研究として、大阪大学において計算機シミュレーションを、サイクル機構において物性測定をそれぞれ実施し、得られた結果をあわせて、MA含有MOX燃料の相状態や各種基礎物性を総合的に評価した。

報告書

Si$$_{3}$$N$$_{4}$$を母材としたAm含有ターゲット燃料製造プロセスの開発

矢野 豊彦*; 逢坂 正彦; 滑川 卓志

JNC-TY9400 2004-002, 84 Pages, 2004/03

JNC-TY9400-2004-002.pdf:5.9MB

本報告は、東京工業大学が核燃料サイクル開発機構から委託を受けて実施した「Si3N4を母材としたAm含有ターゲット燃料製造プロセスの開発」に関する成果報告書である。 Am酸化物を模擬したCe酸化物を用いて、Si3N4を母材とした高密度ターゲット燃料の製造可能性を総合的に検討した。なお、実際にAmを用いた実用化を前提に、製作において使用できる機器、熱処理条件等、定められた技術仕様のもとで検討を行った。その結果、以下のことが明らかとなった。(1)成形圧と成形体密度は対数関数の関係になっており、成形圧力が大きいほど成形体密度は大きくなった。成形助剤として、ステアリン酸を2wt%添加することが効果的であった。また、助剤の粒径の影響は小さかった。(2)13wt%-Ce含有試料では、5wt%-Al12O3添加試料(焼結温度:1750$$^{circ}C$$),5wt%-ZrO2添加試料(焼結温度:1800$$^{circ}C$$)において理論密度の90%以上の緻密な焼結体が得られた。20wt%-Ce含有試料では、金属酸化物助剤を添加しない試料(焼結温度:1800$$^{circ}C$$),5wt%-ZrO2添加試料(焼結温度:1800$$^{circ}C$$)で同様に理論密度の90%以上の焼結体を得ることができた。(3)成形助剤量(ステアリン酸2et%),焼結助剤組成(Ce含有量が13wt%で助剤無し、13wt%-Ce-5wt%Al2O3、13wt%-Ce-5wt%-ZrO2、20wt%-Ceで助剤無し、20wt%-Ce-5wt%-ZrO2)について特性評価用試料を作製した。焼結温度は、13wt%-Ce-5wt%-Al2O3組成は1750$$^{circ}C$$であり、その他は1800$$^{circ}C$$とした。Ce含有量が13wt%で助剤無しの試料以外の試料は全て理論密度の95%以上の緻密な焼結体が得られた。CeはCe4.67(SiO4)3OあるいはCeSiO2Nとして一部結晶化していることが明らかになった。ZrO2を添加した場合は窒化ケイ素の分解を起こしZrNを生成した。8M硝酸中、沸点にて4時間保持による重量減少はいずれの候補材も1%程度以下であった。熱伝導度はAl2O3添加試料では15W/m・kとやや低かったが、その他は40$$sim$$50W/m/m・k程度と高かった。

論文

Current Status of PIE Activities in O-arai Engineering Center of JNC on FBR MOX Fuel

小山 真一; 逢坂 正彦; 滑川 卓志; 伊藤 正彦

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2003), 0 Pages, 2003/10

ICNC2003(臨界安全に関する国際セミナー)のPIEに関わる特別セッションにおいて、核燃料サイクル開発機構・大洗の照射後試験施設及び技術の概要を、これまでに得ていられる代表的なPIEデータとともに報告する。 測定誤差4%内で取得される照射済燃料の燃焼率は、炉心管理データとして反映され、解析ツールの開発やPIE実施に寄与している。また、照射済MOX燃料中のマイナーアクチニド元素(Np、Am)分析により、照射に伴う組成変化を基に、高速炉における核変換特性を明らかにした。

論文

Measurement of Burn-up in FBR MOX Fuel Irradiated up to High Burn-up

小山 真一; 逢坂 正彦; 関根 隆; 両角 勝文; 滑川 卓志; 伊藤 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(2), p.998 - 1013, 2003/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.45(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクル開発機構の「常陽」MK-II炉心において、0.03$$sim$$125.8GWd/tの範囲で照射された集合体に装荷された燃料ピンの同位体希釈分析による燃焼率測定を行った。運転用ドライバ-燃料及び照射試験集合体用燃料から、それぞれ75試料及び54試料分析した。得られた燃焼率の誤差は4%以内であった。このデ-タを炉心管理用核計算コ-ド「MAGI」及び「ESPRI-J」で計算される燃焼率デ-タと比較した結果,照射による核分裂生成物の蓄積と炉内の反射体による中性子エネルギ-の軟化に伴うと考えられる僅かな差が認められた。しかしながら燃焼率測定値と計算値の差は5%以内であり、良く一致していた。このことは、「常陽」MK-II炉心管理用コ-ドの信頼性が高いことを示している。

報告書

MOX燃料の溶解特性に関する研究

小山 真一; 滑川 卓志

JNC-TN9400 2002-060, 28 Pages, 2002/12

JNC-TN9400-2002-060.pdf:0.91MB

軽水炉で照射された MOX燃料中に存在するネプツニウム(Np)について、基本的な溶解特性の確認と不溶解物質を把握することを目的とした試験を実施した。1)未照射燃料の不溶解残渣には、Npが観察された。 2)溶解液の237Npは未照射燃料で0.06%から0.13%、照射済み燃料溶解液で0.03%から0.10%の範囲であった。 3)試料中の237Np含有率は燃焼度の増加とともに指数関数的に減少する傾向がある。 4)Np溶解率は、未照射燃料で84.1%から98.1%、照射済み燃料で95.9%から99.9%の範囲である。 5)Np溶解率は、未照射燃料、照射済み燃料ともに初期のプルトニウム(Pu)富化度が高いほどわずかに低下した。

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