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町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 奥村 雅彦; 宮村 浩子; 志風 義明; 佐藤 朋樹*; 沼田 良明*; 飛田 康弘*; 山口 隆司; et al.
RIST News, (69), p.2 - 18, 2023/09
福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害の一つとなっている。この課題解決に資するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の開発)」を受託し、令和3年度より2年間に渡り、放射線源の逆推定と推定線源に対する対策を仮想空間で実施可能とするためのデジタル技術の研究開発を実施してきた。本記事では、上記プロジェクトの成果(以下、前期プロジェクトと呼び、その2年間の研究開発の成果)を紹介する他、令和5年度4月より、新たに開始した継続プロジェクト(以下、後期プロジェクトと呼ぶ)の計画についても報告する。前期プロジェクトにて当初予定していた機械学習技術(LASSO)については、建屋内の複雑な構造情報と汚染源の性質を反映した一つの派生版手法へと結実させた成果を報告する他、実際の原子炉施設での検証結果を示す。更に、開発技術を集約したプラットフォームとしての機能を持つソフトウエア:3D-ADRES-Indoorを紹介し、継続して実施する予定の後期プロジェクトの研究開発計画も紹介する。
丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之
JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05
JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB
2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。
鈴木 敏*; 小松崎 崇*; 田所 秀明*; 大木 耕一
JAEA-Review 2011-039, 74 Pages, 2012/01
JAEA-Review-2011-039.pdf:2.6MB
本報告書は、パッシブガンマ法により200
ドラム缶及びコンテナ(約1m
)に封入されたウラン廃棄物中のウラン量評価に適用する非破壊測定装置の実廃棄物測定結果(内容物の種類,ウラン区分・濃度,発生施設,装置仕様等)についてまとめたものである。結果は次の通りである。(1)ドラム缶廃棄物の測定は、平成23年3月末現在で、18,884本(うちピット廃棄物4,703本)である。(2)コンテナ廃棄物の測定は、平成23年3月末現在で、749基(うちピット廃棄物110基)である。(3)ドラム缶廃棄物については約6割、コンテナ廃棄物については約8割が金属及びコンクリート・土砂類であった。(4)ドラム缶廃棄物は75%が検出下限値未満で、U-238の平均濃度は3.4Bq/gであった。また、コンテナ廃棄物は17%が検出下限値未満で、U-238の平均濃度は2.3Bq/gであった。(5)クリアランスレベル1.0Bq/g(IAEA RS-G-1.7)を基準とした場合、ドラム缶廃棄物,コンテナ廃棄物ともに約8割がクリアランスレベルを下まわっている。
板倉 隆二; 田中 隆嗣*; 桑田 幹哲*; 鈴木 秀明*; 山内 薫*
Chemical Physics Letters, 462(1-3), p.27 - 30, 2008/09
被引用回数：2 パーセンタイル：5.21(Chemistry, Physical)タンデム質量選別器によって質量選別された2-, 3-, 4-メチルアニリンカチオンにナノ秒可視レーザー光(10
W/cm
, 532nm)及びフェムト秒紫外レーザー光(10
W/cm)を照射し、光解離過程を調べた。ナノ秒レーザー照射では、C
H
やCH
などの不飽和度の高いフラグメントイオンが生成される、一方、紫外レーザー照射ではCH, C
H, C
Hなどの比較的小さなフラグメントカチオンが生成することが明らかになった。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：51 パーセンタイル：71.25(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
寺門 嗣夫; 森本 誠; 伊澤 修; 石田 公一; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘
JNC TN9430 2004-003, 87 Pages, 2004/03
JNC-TN9430-2004-003.pdf:2.86MB
本報告書は、MK-Ⅲ総合機能試験の一環として実施された2次主循環ポンプ関係の試験結果について取りまとめたものである。2次主循環ポンプ関係試験は、MK-Ⅲ改造工事により主中間熱交換器、主冷却器を交換し、かつ、2次主循環ポンプ電動機、速度制御盤、抵抗器盤を更新したことから、2次主冷却系統全体の特性を把握するために実施した。本試験はMK-Ⅲ改造工事後の2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備の機能が満足していることを確認する目的のものであり、以下の6項目を実施した。(1)SKS-205-1: 2次主循環ポンプ特性試験・流量制御試験、(2)SKS-205-2: 2次主循環ポンプ特性試験・フローコーストダウン特性試験、(3)SKS-205-3: 2次主循環ポンプ特性試験・連続運転試験、(4)SKS-205-4: 2次主循環ポンプ特性試験・振動測定試験、(5)SKS-212: 2次純化系電磁ポンプ流量制御試験、(6)SKS-213: 2次アルゴンガス系圧力制御試験。試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-Ⅲ改造工事後における2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備がMK-Ⅲ運転に必要な機能を満たしていることを確認した。
道野 昌信; 鈴木 寿章; 会田 剛; 須藤 正義; 齊藤 隆一; 川原 啓孝; 礒崎 和則; 伊東 秀明; 井上 設生; 青木 裕; et al.
JNC TN9430 2004-001, 103 Pages, 2004/03
JNC-TN9430-2004-001.pdf:4.06MB
本報告書はMK-III改造に伴い実施した総合機能試験のうち、インターロック・動作確認試験として次に示す試験の結果について報告するものである。(1)1次、2次主冷却系インターロック試験(SKS-106、210)、(2)電源喪失試験(SKS-116)、(3)炉内移送、炉外移送自動運転試験(SKS-501、502) 主冷却系では、原子炉スクラム時の1次系、2次系のインターロックが変更されていることから、原子炉スクラム及び外部電源喪失による冷却系全体のインターロック動作の確認試験を実施した。燃料取扱系では、操作の自動化を図った燃料取扱設備の機能をMK-III炉心構成のための燃料取扱前に確認した。試験結果はいずれも判定基準を満足しており、MK-III炉心における冷却系インターロック動作及び燃料取扱系の動作が正常であることが確認できた。
寺門 嗣夫; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘
JNC TN9410 2004-008, 55 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2004-008.pdf:1.82MB
高速実験炉「常陽」では、原子炉の起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を実現し、より一層の運転信頼性を図ることを目的として、ファジィ推論による制御棒操作自動化システムの開発を進めている。制御棒操作自動化システムを実機に据付ける前段階として、MK-Ⅱ原子炉運転時に開発した「制御棒操作自動化オフラインシステム」についてMK‐Ⅲ性能試験中に操作ガイド機能の基礎データを採取し、その適用性を検討した。評価結果は以下の通りである。(1) 制御棒操作量表示機能のうち臨界近接モードは、MK-Ⅲにて臨界点が2
104cpsに変更となったことから、規定ファジィ制御部の構造を一部変更する必要がある。(2) その他の制御モード(核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降)については、出力変化率、系統温度変化率がMK-Ⅱと同じであることから、MK-Ⅲ運転においても良好にガイドを提供できる。(3) 機器運転ガイド機能については、MK-Ⅲ原子炉運転マニュアルを反映したソフトウェアの変更が必要である。 (4) オフラインシステムのハードウェア機能を維持するため、当該システムの更新が必要である。
久保 稔; 伊東 秀明; 大戸 敏弘; 鈴木 惣十
FNCA 原子力安全文化ワークショップ, 0 Pages, 2004/00
2004年2月に、韓国の大田(テジョン)においてForum of Nuclear Cooperation in Asia(FNCA)の原子力安全文化ワークショップが開催される予定である。この会議に、「常陽」に関する原子力安全文化の観点からのセルフアセスメントレポートを提出する。
伊東 秀明; 則次 明広; 鈴木 寿章; 山崎 学; 大川 敏克
サイクル機構技報, (21), p.77 - 97, 2004/00
高速実験炉「常陽」の高度化計画(MK-III計画)に向けて実施してきた、各種運転技術の高度化について述べるとともに、MK-III総合機能試験結果について報告する。
山口 晶大*; 岩舘 満雄*; 鈴木 栄一郎*; 由良 敬; 川北 重恒*; 梅山 秀明*; 郷 通子*
Nucleic Acids Research, 31(1), p.463 - 468, 2003/01
被引用回数：15 パーセンタイル：25.22(Biochemistry & Molecular Biology)拡大FAMSBASEは全ゲノムが判明している41生物種がもつすべてのタンパク質のホモロジーモデリング結果を格納したリレーショナルデータベースである。モデルはFAMSによって構築した。拡大FAMSBASEには各種の検索方法が備わっている; タンパク質名,キーワード,タンパク質と相互作用する低分子名,アミノ酸配列の一致度など。これらのモデルはタンパク質と他の分子との相互作用を研究するよい出発点となる。ドラッグデザインのもととしても利用可能である。現在本データベースには18万以上のタンパク質立体構造が格納されている。本データベースはhttp://famsbase.bio.nagoya-u.ac.jp/famsbase/から利用可能である。
米澤 仲四郎; 松江 秀明; 宮本 ユタカ; 鈴木 大輔; 安田 健一郎; 伊奈川 潤; 齋藤 陽子
実用ガンマ線測定ハンドブック, 366 Pages, 2002/06
ゲルマニウム検出器を使用する
線スペクトロメトリーは、高分解能で、誰にでも使用できる強力な放射線測定法として、放射化分析,環境放射能研究等広い分野で利用されている。線スペクトロメトリーに関する日本語の単行本が少ないため、Gordon Gilmore, John Hemingway著,"Practical Gamma-ray Spectroscopy" (John Wiley & Sons, 1995年)を翻訳した。本書は、ゲルマニウム検出器を用いた線スペクトロメトリーについて、実用面に重点を置いて基礎から応用までを分かりやすく解説してあり、本年6月頃日刊工業新聞社から刷り上がり約500ページの単行本として出版される。
黒木 亮一郎; 鈴木 敏*; 田所 秀明*; 薄井 和也; 入之内 重徳; 安 隆己
動燃技報, (103), p.55 - 63, 1997/09
TRU廃棄物を区分管理するために、TRU核種を極低濃度領域まで測定できる非破壊測定技術として、アクティブ中性子法が有効とされている。プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)では、1990年度よりアクティブ中性子測定装置による測定技術の開発・実証を行っている。この試験で、廃棄物マトリクスによる検出感度への影響があることが実証されている。この影響を補正するため、廃棄物マトリクスの吸収能(中性子吸収断面積)および減速能(水素密度)を用いた補正手法を考案し、その適用性を評価した。この手法により、最大90%あった誤差を、
20%まで補正することが可能となった。ここではその補正手法について報告する。
鈴木 寿章; 伊東 秀明; 大久保 利行; 田村 政昭
PNC TN9410 95-105, 85 Pages, 1995/05
高速実験炉「常陽」の使用済炉心構成要素は、燃料洗浄設備において付着ナトリウムの蒸気と脱塩水による洗浄が行われる。このとき放射性腐食生成物(Corrosion Product:以下CPという)も同時に除去されて系統内に付着・蓄積する。このCPは放射線源となって燃料洗浄室の空間線量当量率を上昇させ、運転・保守時における作業員の主たる被ばく源となっている。空間線量当量率を下げ、運転・保守時の被ぼく低減を図るため、これまでにも化学除染等を実施してきたものの、機器の間隙部に付着したCPは十分に除去することはできなかった。このような背量のもとに、平成3年度から平成6年度にかけて以下の燃料洗浄設備における被ばく低減対策を実施した。(1)放射線映機化装量(RID)による線源部の確認(2)主要機器の遮蔽体設置(3)ドレン配菅の所整理(4)脱塩水循環系配管の更新(5)アルゴンガス循環系ミストトラップの追加設置(6)アルゴンガス系弁ドレンラインの設置この結果、燃料洗浄設備の主要作業エリアである燃料洗浄機器室(A-212室)でのエリアモニ夕の空間線量当量率は、被ぱく低減対策前の約1/3に低減することができた。本報告書は、これまでに実施した被ばく低減対策の実積とその成果についてまとめたものである。
鈴木 伸也; 伊東 秀明; 田村 政昭
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
「常陽」は、昭和52年の初臨界以来、現在までに17年間にわたり順調に運転を行ってきた。この間、高速炉に特有なシステム構成に基づく燃料取扱設備は、多くの運転・保守経験を積み重ねており、それを設備の改善に反映することによって、大きな問題もなく約1800体の燃料取扱実績を得ている。例えば、ナトリウム蒸着による回転プラグの動作不良やプラグ類の引抜き抵抗増大等を経験したが、これらの事象解明に取り組み対策技術を確立した。主要な運転方法及び設備の改善実績やMK-3計画との関連で予定している将来の改造計画について報告する。
衛藤 基邦; 高橋 秀明*; 三沢 俊平*; 鈴木 雅秀; 西山 裕孝; 深谷 清; 實川 資朗
Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.241 - 255, 1993/00
スモールパンチ試験の照射材への適用の妥当性を検討することを目的として、(1)試験法の標準化、(2)SPエネルギーデータの統計的解析手法の確立、(3)低合金鋼等への適用結果の検討の観点からこれまでの成果をまとめた。2~1210
n/m(E≧1MeV)、573~673Kなる照射条件で照射されたF-82,F-82H,HT-9,21/4Cr-1Mo鋼について得られた各種SP試験パラメータは、引張強度、耐力、破壊靱性、延性脆性遷移温度と相関々係があることが分かった。その結果、SP試験はフェライト鋼の照射後の特性評価に有効であることが示唆された。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
中本 香一郎; 圷 正義; 鈴木 惣十; 宮川 俊一; 小林 孝良; 冨田 直樹; 伊東 秀明
PNC TN9080 92-005, 70 Pages, 1992/04
本資料は、PROFIT計画推進会議(平成3年度開催)ならびに「常陽」技術評価専門委員会(平成3年12月開催)で使用したMK-3計画関連OHPを資料集としてまとめたものである。
鈴木 寿章; 伊東 秀明; 江幡 享三*; 久野 修一*
PNC TN9410 91-155, 55 Pages, 1991/04
本報告書は、高速実験炉「常陽」の燃料洗浄設備におけるMK-II炉心移行後の洗浄データをまとめるとともに、洗浄設備の今後の課題について検討したものである。その結果を以下に記す。1)使用済炉心構成要素に付着するナトリウム量は、主として要素の内部構造に依存している。2)洗浄体に付着しているナトリウム量とその洗浄廃液線量当量率には、有意な関係が認められないことから、洗浄廃液中に含有する放射性腐食生成物量は、主として洗浄体の部材表面に付着している放射性腐生成物によって支配されていることがわかった。3)缶詰缶内水に含有するナトリウム量は、洗浄体の種類によって異なっており、最大で約8gであった。4)洗浄設備における脱塩水洗浄時の付着ナトリウム反応速度及び反応量は、洗浄体の種類によって種々であるので、洗浄の効率化を図る上で洗浄体の種類に適した脱塩水洗浄方法を確立していくことが今後の課題となる。
高橋 秀明*; 庄子 哲雄*; 毛 星原*; 浜口 由和*; 三沢 俊平*; 斉藤 雅弘*; 奥 達雄; 古平 恒夫; 深谷 清; 西 宏; et al.
JAERI-M 88-172, 20 Pages, 1988/09
本報告書は、3種類の微小試験片を用い、金属材料の破壊靱性に関連する特性(遷移温度、弾塑性破壊靱性)を推定できる小型パンチ(SP)試験方法(案)について記述したものである。ここでは、推奨される試験装置、試験片、試験手順、試験結果の整理、結果の報告等のSP試験の詳細が述べられている。
