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論文

Application of virtual tour for online training safeguards exercises

関根 恵; 助川 秀敏; 石黒 裕大; 大山 光樹; 小畑 敬; 林 和彦; 井上 尚子

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Virtual Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

日本原子力研究開発機構(JAEA)核不拡散・核セキュリティ総合支援センター(ISCN)は、仮想原子力施設のバーチャルツアーを開発した。そのバーチャルツアーを、2020年11月に開催された国内計量管理制度に係る国際オンライントレーニング(Online RTC-SSAC)の設計情報質問書(DIQ)演習に適用した。また2021年2月に開催されたアジア原子力協力フォーラム(FNCA)の核セキュリティ・保障措置プロジェクトのオンラインワークショップにおいて、補完的アクセス(CA)演習にも適用した。これまで、ワークショップ演習は対面形式にて実施してきたが、COVID-19パンデミックの影響を受け今回バーチャルツアーを開発した。バーチャルツアーは、施設見学の代替としてオンライントレーニングに有効なツールであるだけでなく、対面式のトレーニングを行う場合においても強みがあると考える。今回の開発に活用した原子力施設は廃止措置の予定であるが、このバーチャルツアーは、様々な応用が可能である。本論文では、学習目的が異なるDIQ演習とCA演習に用いた、研究炉施設のバーチャルツアーを作成する方法を説明する。施設の特徴をどのように生かしたか、また、実際の施設訪問ができない場合においても、必要な設計情報を提供することの重要性を参加者に伝えること等課題も示す。さらに、同じバーチャルツアーを用いて、CAにおける保障措置関連の検認活動を説明するエクササイズにも活用できた。このように、バーチャルツアーは様々なトレーニングに適用できる可能性がある。

論文

JRR-4の廃止措置計画の概要及びこれまでの状況について

石黒 裕大; 根本 勉; 大山 光樹

デコミッショニング技報, (60), p.8 - 16, 2019/09

JRR-4(Japan Research Reactor No.4)は2017年6月に廃止措置計画、同年11月に保安規定の変更認可を受け、廃止措置に移行した。廃止措置は、原子炉の機能停止、燃料体搬出及び維持管理の段階である第1段階(認可後から2024年度まで)と解体撤去段階である第2段階(2025年度$$sim$$2036年度まで)の2つの段階に大きく分けられ、廃止措置計画に従って進められる。JRR-4は、当初、原子力船「むつ」の遮蔽実験を目的として設置され1965年に初臨界に達し、2010年12月まで約45年間運転を実施してきたが、福島第一原子力発電所事故後に施行された新規制基準への必要経費、高経年化の状況等を考慮し、2013年9月の原子力機構改革により廃止が決定された。本報告では、JRR-4の廃止措置計画の概要とこれまでの実施状況について紹介する。

論文

JRR-4の廃止措置計画の概要及び実施状況について

石黒 裕大; 根本 勉; 山田 佑典; 大山 光樹

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.501 - 505, 2018/07

JRR-4は平成22年12月まで運転後、次回の運転に向け施設定期自主検査中であった。その後、東北地方太平洋沖地震により被害を被ったが、1年後にほぼ復旧した。しかし、平成25年9月の原子力機構改革により廃止が決定した。廃止決定後、平成29年6月に廃止措置計画認可申請書の認可を受けるとともに、同年12月に当該申請書に関連した保安規定の変更認可を受け、廃止措置に移行した。本発表では、JRR-4の廃止措置計画の概要とこれまでの実施状況について報告する。

論文

Conceptual design of experimental equipment for large-diameter NTD-Si

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信

Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.93(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.

報告書

JRR-4反射体要素黒鉛反射材の照射成長に関する調査

八木 理公; 堀口 洋徳; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛

JAEA-Technology 2008-072, 79 Pages, 2008/09

JAEA-Technology-2008-072.pdf:43.31MB

JRR-4において1体の反射体要素の溶接部に割れを確認した。調査の結果、反射体要素の割れの主たる要因は、要素内部の黒鉛反射材の膨張であり、膨張は高速中性子の低温照射によるものと考えられた。また、放射線透過試験の結果、割れを生じていない他の反射体要素についても黒鉛反射材が照射成長により膨張していることを確認した。JRR-4照射環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の外観観察及び寸法測定を行った。その結果、いずれの反射体要素においても黒鉛の寸法は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認できた。また、JRR-4環境下における照射成長係数(単位高速中性子照射量あたりの寸法変化率)は、高速中性子照射量2.5$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$以下において、最大7.13$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/n,最低4.21$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/n,平均5.71$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/nであった。

報告書

JRR-4における12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計(受託研究)

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 米田 政夫; 山本 和喜; 加島 洋一

JAEA-Technology 2008-015, 91 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-015.pdf:22.92MB

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計し、JRR-4で照射実験を行う。これによって、照射装置の設計手法の妥当性を確証する。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42$$sim$$+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%$$sim$$5.3%、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、本実験装置における12インチNTD-Siの最適な均一照射条件を導くことができた。

報告書

研究用原子炉JRR-4を用いた運転実習及び原子炉物理実験

横尾 健司; 堀口 洋徳; 八木 理公; 永冨 英記; 山本 和喜; 笹島 文雄; 大山 光樹; 石黒 裕大; 佐々木 勉; 平根 伸彦; et al.

JAEA-Technology 2007-018, 104 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-018.pdf:5.92MB

JRR-4(Japan Research Reactor No.4)では、旧原子炉研修所における研修の一環として、1969年から原子炉運転実習を開始した。その後徐々に内容を拡充し、現在では原子炉の運転実習,制御棒校正実験,各種特性測定等を実施している。今日に至るまで延べ1700名を超える国内外の原子力技術者養成に貢献してきた。JRR-4はゼロ出力から定格出力である3500kWまで多岐に渡る実験が可能であるため、臨界実験装置で行われる臨界近接,制御棒校正,反応度測定といったゼロ出力近傍での実験に限らず、キセノン効果,温度効果,熱量測定による出力校正といった高出力運転が必要な実験にも対応することができる。本書はJRR-4において実習に用いている要領書を基本に、運転実習及び原子炉物理実験のテキストとしてとりまとめたものである。

報告書

JRR-4熱交換器の管理技術

堀口 洋徳; 大山 光樹; 石黒 裕大; 平根 伸彦; 伊藤 和博; 亀山 巌

JAERI-Tech 2005-001, 38 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-001.pdf:2.79MB

JRR-4では、1992年に炭素鋼製からステンレス鋼製の熱交換器に更新した。その後、熱交換器の管理方法の検討を重ねてきた。その主なものが、熱交換器の洗浄技術である。旧熱交換器の冷却性能の回復には化学洗浄のみを行ってきたが、新たな方法として化学洗浄と乾燥洗浄を組合せた回復・維持を行っている。これは、伝熱管や配管への負担を軽減するとともに、コスト面にも大きな役割を果たしている。本書では、実績に基づく熱交換器の管理技術のまとめとして、JRR-4熱交換器の性能管理方法,洗浄方法及び冷却水の管理方法について報告する。

口頭

Irradiation growth of graphite in reflector elements of JRR-4

堀口 洋徳; 柴田 大受; 八木 理公; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛

no journal, , 

研究用原子炉JRR-4は、医療照射(ホウ素中性子捕捉療法),原子力技術者の教育訓練,放射化分析及びその他多くの研究に利用されている。黒鉛反射材を内包する反射体要素のアルミニウム被覆材の溶接部に割れが発見されたため、調査を行い、原因が黒鉛の照射によると推定される成長であることがわかった。他の反射体要素に対して放射線透過試験(RT)を行った結果、すべての黒鉛に成長を確認した。黒鉛の照射量と成長量の関係を明らかにするため、使用履歴の異なる13体の反射体要素を解体し、黒鉛反射材の寸法測定を行った。その結果、黒鉛の温度が200$$^{circ}$$C以下と推定されるJRR-4の使用環境では、黒鉛の成長は、高速中性子照射量の増加とともに大きくなることを明らかにし、黒鉛の寸法変化率を評価した。

口頭

JRR-4反射体要素における黒鉛反射材の照射成長,1; 容器溶接部損傷に関する原因調査

坂田 茉美; 大山 光樹; 八木 理公; 笹島 文雄

no journal, , 

研究用原子炉であるJRR-4は、軽水を減速材及び冷却材に使用した最大出力3,500kWの原子炉である。JRR-4の炉心は、燃料要素の周囲に反射体要素を配置した構成となっている。このうち、黒鉛反射材を内蔵した反射体要素の1体(SD-86-04)の吊手と被覆材ケースの溶接部に割れが確認されたことから、その原因を調査するため、外観観察,寸法測定及び破断部観察を行った。その結果、損傷の主たる原因は、反射体要素に内蔵された黒鉛反射材の高速中性子照射による照射成長により、被覆材ケースに応力がかかり、溶接部において延性破断が発生したものと判断した。

口頭

原子炉反射体要素の割れに関する放射線透過試験

前田 彰雄; 大山 光樹; 菊地 泰二

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の研究用原子炉JRR-4において、平成19年12月に炉心を構成する反射体要素1体のアルミニウム製容器溶接部に割れが発見された。本反射体要素を解体調査の結果、アルミニウム製容器溶接部割れの発生は黒鉛反射材の高速中性子照射に伴う照射成長による膨張が原因と判断された。よって使用を想定していた反射体要素33体について、黒鉛反射材の膨張量を把握し、今後の継続使用の良否を判断する目的から、放射線透過試験を実施した。本発表は、高放射線量下で実施した放射線透過試験の撮影方法等について報告する。

口頭

JRR-4反射体要素における黒鉛反射材の照射成長,2; 黒鉛の照射成長に関する調査

横尾 健司; 八木 理公; 堀口 洋徳; 大山 光樹; 楠 剛

no journal, , 

研究炉JRR-4における黒鉛反射材の成長は中性子の照射による効果と推定した。JRR-4のような低温使用環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の寸法測定を行うことにより、照射成長と高速中性子照射量の関係について調査した。その結果、いずれの反射体要素においても、黒鉛反射材の幅は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認された。黒鉛反射材の寸法変化率は、被覆材ケース寸法以下では高速中性子照射量の増大とともに線形的に大きくなるが、ケース寸法を超えて全長が成長したものは黒鉛の寸法変化率と高速中性子照射量の関係にバラツキが多かった。この原因として、黒鉛反射材と被覆材ケースが接触することにより、黒鉛の寸法変化が抑制されたものと考えられる。

口頭

JRR-4反射体要素の容器溶接部損傷に関する原因調査

佐々木 勉; 八木 理公; 大山 光樹

no journal, , 

研究用原子炉JRR-4において、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、割れの原因調査を行うとともに使用していた他の反射体要素についても点検を行った。割れの原因調査の過程で内蔵された黒鉛反射材の膨張が割れの主たる要因と推定されたため、継続使用を予定していた他の反射体要素について外観検査による点検の他に放射線透過試験を実施した。これらの調査の結果、問題の黒鉛反射材を含め、すべての黒鉛反射材が膨張していることがわかった。一方、反射体要素内部への水の浸入はなく、被覆材ケースの溶接部の施工不良はなかった。そのため、反射体要素の溶接部に割れが生じた原因は、黒鉛反射材の高速中性子照射による照射成長により、被覆材ケースに応力がかかり、溶接部において延性破断が発生したものと推定した。

口頭

JRR-4制御棒駆動機構モータドライバ故障の原因調査

木村 和也; 大山 光樹

no journal, , 

研究用原子炉JRR-4において、制御棒駆動機構の一部である制御棒駆動用回路(モータドライバ)の故障により、微調整棒が動作不良となる事象が発生した。フォールト・トゥリー解析によりモータドライバ故障の原因調査を行った結果、モータドライバ内部の電源用コネクタ部にフレッティング現象による酸化膜の形成を確認した。この酸化膜がコネクタ部の電気抵抗を増大させ、CPU制御電圧の電圧降下を誘引し、故障が発生したと判断した。フレッティング現象は、錫メッキ端子に顕著に現れるもので、当該モータドライバのコネクタ部を金メッキとした対策済みの製品を使用していくこととした。

口頭

JRR-4反射体要素の製作と管理

佐々木 勉; 八木 理公; 平根 伸彦; 大山 光樹

no journal, , 

研究用原子炉JRR-4において、1体の反射体要素の溶接部に割れが確認された。このため、割れについて原因を調査した。その結果、反射体要素に内蔵している黒鉛反射材が、JRR-4のような低温照射環境での中性子照射による影響から、設計段階の評価を上回って膨張して溶接部に引張応力が発生していたことが、割れの主たる要因と推定された。その後、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の寸法測定を行うことにより、黒鉛反射材の照射成長と中性子照射量の関係を定量的に調査した。以上の調査結果をもとに新たな反射体要素を設計し、製作した。本報告は、JRR-4反射体要素の被覆材溶接部に発見された割れの原因調査結果及び新たな反射体要素の設計,製作と今後の管理に関するものである。

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