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論文

ホットラボの廃止措置と将来計画,3

椎名 秀徳; 小野 勝人; 西 雅裕; 宇野 希生; 金沢 浩之; 大井 龍一; 二瓶 康夫

デコミッショニング技報, (61), p.29 - 38, 2020/03

日本原子力研究開発機構(以下、機構という。)原子力科学研究部門原子力科学研究所のホットラボは、日本初の照射後試験施設として、1961年に建設された。施設は、コンクリートケーブ10基、鉛セル38基を備え、機構内外における核燃料物質及び原子炉材料の照射挙動の研究・開発に貢献してきたが、2003年4月から廃止措置を開始した。2010年からはウランマグノックス用鉛セル12基の解体・撤去作業を実施中である。「解体撤去工事は、セル周辺機器の解体撤去、セル内汚染レベル調査に続き、背面扉引抜き、グリーンハウス及び揚重架台の設置、天井・側面板の解体撤去、セル前面部遮蔽体である鉛ブロックの解体の順で実施した。」セル内面の放射性汚染部の剥離には、ストリッパブルペイント等を用いた固着汚染除去方法を用いた。今後も、安全を確保しつつ解体工事の効率化や廃棄物の減容化に向けた取り組みを確実に進める。

論文

Preheat effect on titanium plate fabricated by sputter-free selective laser melting in vacuum

佐藤 雄二*; 塚本 雅裕*; 菖蒲 敬久; 山下 順広*; 山縣 秀人*; 西 貴哉*; 東野 律子*; 大久保 友政*; 中野 人志*; 阿部 信行*

Applied Physics A, 124(4), p.288_1 - 288_6, 2018/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.09(Materials Science, Multidisciplinary)

レーザーコーティングによる高品質な金属膜生成をめざし、本研究ではシンクロトロン放射光実験により、レーザー照射により溶融したチタンの動態を調べた。濡れ性の指標として、レーザ照射中を30keVのシンクロトロンX線により、Ti64ベースプレートとTi球との接触角を測定した。その結果、ベースプレートの温度が上昇すると接触角は低下し、ベースプレートの温度が500$$^{circ}$$Cのときに接触角度は28度まで減少することを確認した。そして予熱をした状態でレーザーコーティングを行うとスパッタリングが少なく、表面粗さも少ない高品質な金属膜の生成に成功したが、この要因として濡れ性の改善が大きく関与していることを明らかにした。

論文

Decommissioning program of Research Hot Laboratory in JAEA; Technical review of dismantling works for the lead cells, 2

椎名 秀徳; 小野 勝人; 西 雅裕; 二瓶 康夫

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

原子力科学研究所のホットラボは1961年以降、燃料および構造材料の照射後試験のための日本初の施設である。ホットラボは、地上2階地下1階でできており、コンクリートセル10基と鉛セル38基が設置されている。ホットラボでは、2003年に照射後試験が完了した後、研究施設の合理化を促進するために、廃炉計画が実施された。プログラムの第一段階として、PIE装置と照射試料の除染および撤去を行った。鉛セルの解体は、2005年に開始された。現在、26基の鉛セルを解体が完了している。本発表では、鉛セルの解体作業の技術内容を報告する。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

Replacement technique for front acrylic panels of a large size glove box using bag-in / bag-out method

遠藤 慎也; 沼田 正美; 市瀬 健一; 西 雅裕; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 冨田 健

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/09

東海研究開発センター原子力科学研究所WASTEFでは、$$alpha$$$$gamma$$セル内機器のメンテナンスやTRU窒化物燃料の基礎物性試験を行うための大型グローブボックス(メンテナンスボックス)が設置されている。当該グローブボックスのアクリルパネルの一部には、劣化による微小き裂が生じており、安全な運転を行うためにパネル交換が必要となった。しかしながら、従来のパネル交換手法では、グローブボックス全体の除染やグリーンハウス内でのALS作業が必要となり、交換作業には多くの時間と人手が必要である。また、ALS作業に伴う汚染等のリスクも高くなる。そこでグローブボックスで物品等の搬出入に用いられているバックイン/バックアウト法を大型グローブボックスのパネル交換に適用したパネル交換手法を開発した。この方法は、交換するパネルを大型バックで覆い、バック内でパネル交換作業を実施するためにグローブボックスの除染やグリーンハウス設置が必要なくなり、パネル交換時のALS作業を削減することが可能となった。本交換手法をWASTEFのメンテナンスボックスのパネル交換に適用し、従来手法と比べて約1/5の人工でパネル交換を実施した。従来手法と比べて作業時間の短縮かつ安全な交換作業及び放射性廃棄物の低減化が可能であることを確認した。

論文

Application of neutron imaging plate and neutron CT methods on nuclear fuels and materials

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也; 天野 英俊; 笹島 文雄; 西 雅裕; 堀口 洋二

IEEE Transactions on Nuclear Science, 52(1), p.313 - 316, 2005/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.23(Engineering, Electrical & Electronic)

本稿では、中性子イメージングプレート(IP)法及び中性子断層法など先進的な中性子ラジオグラフィ法を核燃料に適用した結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ第二撮影室TNRF-2において行った。試験に用いた燃料ピンは、形状・寸法及び濃縮度が制御・調整されたペレットを装荷している。中性子IP法では、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、断面像を取得した。試験の結果、IP法・CT法ともに燃料ピン内のペレットの良好な画像を取得できた。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発,3; 中性子イメージングプレート法及びCT法による未照射燃料ピンの撮影

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也; 天野 英俊; 安藤 均*; 笹島 文雄; 西 雅裕; 堀口 洋二

JAERI-Tech 2002-001, 23 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-001.pdf:3.79MB

日本原子力研究所ホット試験室では、照射済燃料・材料中のクラック,形状変化及び水素化物等の欠陥・組成分布等を調べる非破壊検査法として中性子ラジオグラフィの有効性に着目し、中性子イメージングプレート法(IP法)や中性子断層撮影法(CT法)等を用いた先進的な中性子ラジオグラフィ技術の照射後試験(PIE)への適用を検討している。IP法及びCT法を核燃料に応用した例は少ないため、照射後試験への適用を検討するための基礎データの収集を必要としている。本稿では、基礎データ収集を目的として行った未照射燃料ピンを用いた中性子ラジオグラフィ試験の結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ装置TNRF-2において行った。中性子イメージングプレート法は、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、燃料ピンの断面画像データを取得した。試験に用いた燃料ピンは、寸法,形状及び濃縮度の異なる複数の燃料ペレットが装荷されており、画像上及び画像解析処理によりそれらの相違を評価した。試験の結果、中性子イメージングプレート法においては、ペレットの形状,ペレット間の寸法の相違及びペレット間の濃縮度の相違が、画像上から確認され、CT法においても、ペレットの断面形状を示す良好な画像が得られた。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発; 適用可能性の調査・検討

安田 良; 西 雅裕; 仲田 祐仁; 松林 政仁

JAERI-Tech 2000-030, p.20 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-030.pdf:2.2MB

本稿では、中性子ラジオグラフィによる照射済燃料の健全性評価を行うために、国内外における中性子ラジオグラフィ試験の現状及び使用を検討しているJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)の撮影機器などを文献などにより調査し、試験実施の可能性を検討した。照射済燃料の中性子ラジオグラフィ試験は、国外、国内ともに減少傾向にあることを確認した。撮影機器に関しては、高放射性物質が使用可能な第一撮影室(TNRF1)においては、新規に設置して以来使用実績がないこと、中性子TVカメラや断層撮影などの高度撮影システムが設置されていないことを確認した。また、試験条件などの基準データを収集するコールド予備試験を行うことを確認した。

論文

Irradiation behavior of microspheres of U-Zr alloys

小川 徹; 尾形 孝成*; 伊藤 昭憲; 宮西 秀至; 関野 甫; 西 雅裕; 石川 明義; 赤堀 光雄

Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.670 - 675, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.83(Chemistry, Physical)

金属燃料の照射挙動の基礎的理解のために、U-Zr合金微小球を調製しその照射試験を行った。U-Zr合金液滴をHe中を落下凝固させることにより微小球とした。それを各1粒ずつ、Zr箔にくるみ、石英管封入したものをJRR-3キャプセルに装荷した。照射中は外部電気ヒーターにより、温度を正確に制御した。温度は723,873,973K、燃焼率は最大1.5at%であった。照射後に、石英管内に放出されたFPガスの定量、粒子の寸法測定、断面のSEM/EPMA観察を行った。また、結果を金属燃料挙動解析コードによる予測結果と比較考察した。

論文

Investigation of causality in the H-L transition on the JFT-2M tokamak

花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.

Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05

H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T$$_{e}$$)と密度(n$$_{e}$$)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E$$_{r}$$)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200$$mu$$secである。

論文

Oxide layer-thickness measurement on fuel cladding for high burnup HBWR fuel rods using eddy current method (Non-destructive examination)

仲田 祐仁; 天野 英俊; 関田 憲昭; 西 雅裕; 中村 仁一; 古田 照夫; 助川 友英; 石本 清

HPR-345, 0, 9 Pages, 1995/00

ノルウェーのハルデン炉で照射された高燃焼度燃料棒7本が平成3年1月に原研燃料試験施設に搬入され照射後試験が実施されてきた。その照射後試験の中から非破壊による燃料棒の外面酸化膜厚さ測定について、測定技術及び測定結果を報告する。燃料棒の外面酸化膜厚さ測定は、渦電流法を用いた膜厚測定であり、燃料棒の軸方向及び周方向の酸化膜厚さ分布を把握することが可能である。ハルデン高燃焼度燃料棒の酸化膜厚さは、最大で約22$$mu$$mであり、燃焼度及び照射期間からみると商用LWR燃料棒に比べて低い値であった。また、この酸化膜厚さ測定結果を基にして燃料棒直径測定データの再評価を実施し、燃料被覆管の外形変化を求めた。

報告書

一次元トカマク輸送コード・ライブラリ・システム(LIBJT60), 1(使用手引)

平山 俊雄; 谷 啓二; 安積 正史; 滝塚 知典; 中西 雅裕; 折居 茂夫*; 吉田 英俊; 二宮 博正; 関 省吾; 下村 安夫

JAERI-M 82-204, 96 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-204.pdf:2.25MB

大規模なソース・プログラムを管理するライブラリ・システムを開発した。本システムは、大規模プログラムのデータ構造、およびプログラム構造を柔軟性に富んだ構造に変換し、ユーザの多種多様な仕様に対応することを目的としている。ライブラリ・システムを、一次元トカマク輸送コードに適応することにより、汎用トカマクコードは小型で機動性の高い単機能コード群に分離することができた。また、本システムではコード作成時のユーザの負担を軽減するために、システム専用の編集支援ツールを新たに開発した。ユーザは、ライブラリ・システムの特性を踏まえたコードを作成することにより、発展性の高いコードを効率よく開発することがてきる。

口頭

放射性廃棄物減容機の開発

市瀬 健一; 桜庭 直敏; 鈴木 和博; 宮田 精一; 古宮 友和; 西 雅裕; 喜多川 勇; 沼田 正美

no journal, , 

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、施設の運転保守・照射後試験に伴い発生する放射性廃棄物の低減化対策の一環として、$$beta$$$$gamma$$廃棄物及び$$alpha$$廃棄物用放射性廃棄物減容機の開発を実施した。試作機の設計・製作,モックアップ試験による操作性及び減容効果の確認・改良並びに実用化について報告する。

口頭

シアネートエステル/エポキシ混合樹脂を用いた電気絶縁材料の中性子照射特性

西村 新*; 泉 佳伸*; 今泉 雅裕*; 辺見 努; 西嶋 茂宏*

no journal, , 

核融合炉用超伝導マグネットでは、核融合反応によって生じた中性子がブランケットを透過し、また、ポートから漏えいし、超伝導マグネットに到達する。このような中性子によって超伝導マグネットを構成する材料は放射化し、$$gamma$$線を発生するようになる。そのため、原子力機構では、超伝導マグネット材料の中性子照射効果研究体制を構築し、原子力機構のFNSやJRR-3での中性子照射試験を行い、照射後試験方法の確立,照射効果の体系的研究を目指して種々の研究を行ってきた。本研究では、シアネートエステル・エポキシ混合樹脂の硬化過程と試作した絶縁材料の中性子及び$$gamma$$線照射後の層間せん断強度変化について報告する。

口頭

Decommissioning program of research hot laboratory in JAEA; Technical review of dismantling works for the lead cells

椎名 秀徳; 野沢 幸男; 小野 勝人; 西 雅裕; 高野 利夫; 石川 明義

no journal, , 

The Research Hot Laboratory (RHL) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is the first facility in Japan for the post irradiation examination (PIE) on reactor fuels and structural materials, which had contributed to advancement of the fuels and materials since 1961. The building of RHL consists of two stories above ground and a basement, in which 10 heavy concrete and 38 lead cells were installed. In RHL, all operations for PIE had been completed in 2003. Then the decommissioning program has been implemented in order to promote the rationalization of research facilities in JAEA. As the first step of the program, PIE apparatuses and irradiated samples were removed from the cells, which have been managed as radioactive wastes. The dismantling of lead cells was initiated in 2005. At present 20 lead cells are successfully dismantled. This paper shows technical review of dismantling operations and waste management for the lead cells.

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