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大島 貴幸; 松田 俊明; 岩崎 慶太*; 石川 一哉*
NIFS-MEMO-36, p.463 - 466, 2002/06
JT-60では、遠隔実験参加システムを従来から開発している。今回、JT-60中央制御室内とセミナー室をビデオカメラとマイクにて、インターネットを通じて所内と所外へ実験情報をライブで伝えるシステムを構築した。従来から、ISDN電話回線を用いたビデオ会議システムでビデオと音声を双方向通信しているが、それと併用する形でこのシステムを開発した。近年、ネットワークの回線容量が増強され、ビデオ,音声信号 (A/V)をストリーミング配信することができた。このシステムは、A/V信号の処理をReal Producerで加工、そのデータをReal Serverでストリーミング配信し、クライアント側は、無料のソフトウェアであるReal Player Basicをインストールすることにより、簡単に見ることができる。
平田 勝; 石川 一哉*; 黒澤 誠; 福島 奨; 星名 博文*
JAERI-M 92-206, 50 Pages, 1993/01
地震時におけるプルトニウム取扱用グローブボックスの構造強度解析は、プルトニウムの閉じ込め機能を評価するうえで重要である。しかしながら、プルトニウムの閉じ込め機能をより高い精度で評価するためには、地震時に発生するグローブボックス本体の窓枠とアクリル樹脂製窓面との相対変位について解析する方法を検討する必要がある。このため、有限要素法による構造解析コードMSC/NASTRANを用いて、大洗研究所燃料研究棟の標準的なグローブボックスを対象に耐震解析を行った。固有振動数および静的震度法による解析の結果から、グローブボックス窓枠周辺部の最適モデル化の手法について検討した。また、最適モデルについてグローブボックスの地震時における構造強度および窓枠周辺部の変位量を床応答スペクトル法および時刻歴応答法により詳細に評価した。
佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 石川 博久*; 山田 一夫*; 塚根 健一*; 河村 和廣*; 出光 一哉*; 宮原 要*
PNC TN8510 88-005, 294 Pages, 1988/08
本資料は,スウェ-デンにおける使用済燃料の直接処分に関する安全性を立証した報告書(KBS-3)の要約である。スウェ-デンでは,1977年の通称「条件法」により,原子力発電所の運転開始に際し,再処理から発生する高レベル廃棄物または使用済燃料の処分が安全に行えることを立証することが義務づけられた。原子力発電業者は立証作業をスウェ-デン核燃料供給公社(SKBF)へ委託し,1977年から1983年にかけて3つの報告書(通称KBSレポ-ト)が作成された。この報告書は,放射性廃棄物処分の概念に関して,世界の先駆的な役割を果しており,処分の基本概念として,人工バリアと天然バリアを組み合わせた地層処分により,長期的に安全であることを立証している。この報告書の内容は,我が国の地層処分研究開発の第2段階前半で期待される成果に対しており,直接参考となるものである。今回,東海事業所環境工学開発部廃棄物処分技術開発室(WIS)で,KBSレポ-トの中で最新のものであるKBS-3レポ-トを要約しまとめた。この報告書が処分概念の理解と関連報告書等との比較の一助となれば幸いである。
佐々木 憲明; 石川 博久; 出光 一哉; 新井 隆; 広瀬 郁朗; 宮原 要; 芦田 敬; 大井 貴夫; 小原 幸利*
PNC TN8420 88-005, 96 Pages, 1988/07
[目的]現状提案されているガラス固化体の浸出モデルを総括し、モデル間の比較、評価及び妥当なモデルの選定を行い、PNCの従来の浸出データの整理及び今後の浸出試験の計画作成に反映させる。[方法]浸出モデルに関する文献を抄訳し、それを取りまとめる。[結果]ガラス固化体の浸出挙動を予測するモデルとしては、(1)固化体からの核種の拡散による浸出を考慮したモデル、及び(2)固化体から浸出した核種の溶解度による浸出の抑制を考慮したモデルに大別される。このうち、短期的試験で得られるデータから長期的浸出挙動を予想できるモデルは、後者のGrambowモデルが唯一である。このモデルで、アクチニドの浸出挙動を予想する場合、アクチニドの溶解度データを取得することが必要であり、今後の課題として残されている。PNCの浸出データを評価するためには、Grambowモデルが適切と考えられ、その実施にはPHREEQE等の地球化学コード及びアクチニド等の熱力学データの取得、整備が必要と結論される。
湯佐 泰久*; 石川 博久*; 出光 一哉*; 大井 貴夫*
PNC TN4510 88-004, 193 Pages, 1988/05
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佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 石川 博久*; 山田 一夫*; 河村 和廣*; 塚根 健一*; 新井 隆*; 出光 一哉*
PNC TN8510 88-001, , 1988/01
スイスでは同国の公的規定により,1985年以降の原子力発電所の運転に対する必要条件として放射性廃棄物処分の安全性と実施可能性を保証するプロジェクトの実施が前提となった。このプロジェクトはProjestGewahr1985と呼ばれ,スイス政府の委託を受けた放射性廃棄物貯蔵全国組合(NAGRA)により,報告書にまとめられた。(NGB85-01
09)この報告書においてスイスにおける放射性廃棄物の処分は現在の技術と知識に基づいて,長期的に安全であり実施可能であることを示している。 今回,廃棄物処分技術開発室(WIS)でこの報告書の中で全体総括にあたるNGB85-09を要約した。本所の原本(英語版)および日本語訳はWISに保管してある。
佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 石川 博久*; 出光 一哉*; 新井 隆*
PNC TN8440 88-006, 54 Pages, 1988/01
地層処分の性能評価・システム設計を行うために必要となるパラメータをリストアップし,それらの使用法をまとめると共に,現在,取得されているデータの例を示す。 地下水浸出シナリオに基づき,簡易な性能評価コードRELEASE(緩衝材中の核種移行),MGRAT03(均質岩体中の核種移行)等のインプットに関連するパラメータを洗い出した。また既存のデータを用いて,簡易な性能評価計算を行い,いくつかのパラータが被ばく線量に与える影響を示した。 リストアップしたパラメータを8項目(インベントリー,固化体,オーバーパック,緩衝材,岩体,地球化学,生物圏,水理)に分類した。簡易な性能評価の結果から,人工バリアから放出される核種を半減期の長短と放出機構(浸出率律速,溶解度律速)によって4種類に分類した。また,それぞれの核種に対する人工バリアの効果を明らかとした。 今後,特に重点的に取得すべきデータとしては,処分場周辺の化学的環境,水理及び各核種の化学的挙動に関するものが挙げられる。
荒井 康夫; 岩井 孝; 石川 一哉*; 大道 敏彦
JAERI-M 84-171, 19 Pages, 1984/09
多相化学平衡計算プログラムSOLGASMIX-PVを用いて、ウラン炭化物燃料中のFPの化学形態を推定した。各FPを、挙動が類似すると思われる群に振り分け、それらが安定に存在する可能性のある化合物を選定してその標準生成自由エネルギー(
G
)を入力した。燃焼度は2~15%、燃料の温度は1300、1500、1700Kの場合について計算を行った。燃料の初期組成C/U(モル比)により各FPの挙動は著しく異なり、また燃焼に伴うFPの蓄積やそれに伴う燃料全体のC/M(モル比)の変化によっても影響を受けることがわかった。ここで予測したFPの化学形態は、プログラム上の入出力の制約や熱力学データの精度の点で問題があるにもかかわらず、報告されている燃焼度模擬炭化物の実験結果と比較的良い一致を示した。
