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報告書

JMTR・UCL系統冷却塔の健全性調査

大戸 勤; 浅野 典一; 川俣 貴則; 箭内 智博; 西村 嵐; 荒木 大輔; 大塚 薫; 高部 湧吾; 大塚 紀彰; 小嶋 慶大; et al.

JAEA-Review 2020-018, 66 Pages, 2020/11

JAEA-Review-2020-018.pdf:8.87MB

令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。その倒壊に至った原因調査及び原因分析を行い、4つの原因が重なって起こったことが特定された。これを受け、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同時期に設置された木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行った。健全性調査項目は、UCL系統冷却塔の運転状態の把握、UCL冷却系統の構造材料の劣化状態、点検項目及び点検状況、過去の気象データの確認である。この調査結果から、当該設備を安全に維持・管理するため、点検項目の改善、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び今後のUCL系統冷却塔の使用計画を策定するとともに、既存UCL系統冷却塔に代わる新規冷却塔の更新計画を策定した。本報告書はこれらの健全性調査の結果をまとめたものである。

論文

Synchronized gravitational slope deformation and active faulting; A Case study on and around the Neodani fault, central Japan

小村 慶太朗*; 金田 平太郎*; 田中 知季*; 小嶋 智*; 井上 勉*; 西尾 智博

Geomorphology, 365, p.107214_1 - 107214_22, 2020/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Geography, Physical)

本研究では、岐阜・福井県境の重力変形地形と、近接する根尾谷断層上で掘削調査を実施した。その結果、重力変形地形では少なくとも4回の成長イベントが検出され、それぞれの年代が240cal BP以降、1710-340cal BP、4730-3970cal BP、5570-5340cal BPに絞り込まれた。一方、根尾谷断層本体でも少なくとも計4回の古地震イベントが明らかとなり、それぞれの年代が新しいものから1891年濃尾地震、2010-1220cal BP、7180-2110cal BP、9540cal BPと推定され、本研究では重力変形地形のイベントが毎回根尾谷断層の活動に誘発されているものと結論付けた。また、クーロン応力変化のモデリングによると、本研究地域は根尾谷断層の活動により正断層運動が著しく促進されることが明らかとなった。従来、地震に伴う大規模地滑りや重力変形は地震動のみで論じられることが多かったが、本研究地域のように活断層のごく近傍では、地震動だけでなく、断層運動による地殻の静的歪みが重力変形の発生・成長に大きな影響を与えている可能性がある。

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

論文

Growth of large protein crystals by a large-scale hanging-drop method

垣之内 啓介*; 中村 努*; 玉田 太郎; 安達 宏昭*; 杉山 成*; 丸山 美帆子*; 高橋 義典*; 高野 和文*; 村上 聡*; 井上 豪*; et al.

Journal of Applied Crystallography, 43(4), p.937 - 939, 2010/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:50.4(Chemistry, Multidisciplinary)

本論文は蛋白質の大型結晶成長法について報告である。カットしたピペットチップを用いてハンギング蒸気拡散法による結晶化のための大容量ドロップ(最大で200$$mu$$l)を作製する。結晶は蒸気-液体界面において成長する。成長した結晶は液-液接触により、マクロシーディングを繰り返し実施することや、キャピラリーへのマウントが可能となる。この大容量ハンギングドロップ蒸気拡散法を用いて、古細菌${it Aeropyrum pernix}$ K1由来の抗酸化蛋白質(ApTPx)とニワトリ卵白リゾチームの大型結晶を効率的に産生することが可能となった。この手法により得られたApTPxの大型結晶(6.2mm$$^{3}$$)を用いた中性子回折実験の結果、3.5${AA}$分解能を上回る回折点を確認できた。

報告書

チタンオーバーパックの水素吸収に関する研究

和田 隆太郎*; 西村 務*; 中西 智明*; 藤原 和雄*; 井上 隆夫*; 建石 剛*; 舛形 剛*

JNC TJ8400 2003-092, 246 Pages, 2003/02

JNC-TJ8400-2003-092.pdf:35.08MB

高レベル放射性廃棄物の処分容器材料として、耐食性に優れたチタンが検討されている。しかしながら、チタンは還元性環境において水の還元反応により生じた水素を吸収し、水素脆化を生じる恐れがある。そこで、還元性環境におけるチタンの水素吸収挙動を評価するために、チタンの腐食・水素吸収に関して実験的検討を行った。また、水素吸収によるチタンオーバーパック破壊挙動を評価するため、破壊力学的な観点から破損モデルを検討した。(1) 低酸素雰囲気において、溶液に浸漬したチタン試験片表面の一部を機械的に除去するスクラッチ試験を実施し、既存皮膜の変化および新生皮膜の成長現象を観察した。(2) 低酸素雰囲気を維持できるアンプル容器を用いて長期反応試験を行い、水素ガス発生量および吸収量の分析および生成皮膜の評価を行った。(3) 低酸素雰囲気下にて、チタン試験片に1000 年間の腐食量に相当するカソード電荷を印加する電気化学的加速試験を実施し、水素吸収、表面皮膜への影響を評価するとともに、自然状態での水素吸収挙動を予測した。(4) 既往の研究を調査から、溶接によるチタンオーバーパックの最大残留応力およびき裂進展挙動を評価した。また、破壊現象のモデル化の可能性を検討し、今後の課題を抽出した。

論文

ITER工学設計

下村 安夫; 常松 俊秀; 山本 新; 丸山 創; 溝口 忠憲*; 高橋 良和; 吉田 清; 喜多村 和憲*; 伊尾木 公裕*; 井上 多加志; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 78(Suppl.), 224 Pages, 2002/01

日本,米国,欧州,ロシアの4極の協定に基づき、1992年7月に開始されたITER工学設計活動(ITER-EDA)は、ITER建設の判断に必要な技術的準備を整え、2001年7月に9年間の活動を完了した。本件は、ITER工学設計活動において完成された最終設計報告書の物理及び工学設計の成果を簡潔にまとめたものである。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

口頭

カルボキシメチルセルロースゲルの生分解性評価

三戸部 格*; 粕谷 健一*; 三友 宏志*; 長澤 尚胤; 吉井 文男; 石井 成明*; 井上 義夫*

no journal, , 

カルボキシメチルセルロース(CMC)の放射線架橋により作製した生分解性ゲルは、優れた吸水性を有するためにさまざまな応用が検討されているが、CMCゲルの生分解性についてはほとんどわかっていない。使用後の廃棄処理としてコンポスト化処理するため、CMCゲルの生分解性を調べ、その分解微生物の同定を行った。一般土壌試料を微生物接種源とし、CMCゲルを唯一の炭素源として液体集積培養し、CMC寒天培地上でコロニー形成後、その周辺部にクリアーゾーンを形成した菌をCMCゲル分解菌と判断し単離した。その単離株を同定するために、16SrDNA解析,生理・生化学的同化テスト,酵素プロファイルテスト等を行った。単離したCMCゲル分解菌10株の内、NKCM7206株は、ゲル分率の違いによらずほぼ100%ゲルを分解し、結晶セルロースも分解するくらい分解能が高いことがわかった。16SrDNA解析よりNKCM7206株は${it Cellulomonas gelida}$と98.9%の相同性を示し、両株の生理・生化学的同化テストや酵素プロファイルテスト結果でも、ほぼ同一で同様の酵素群を分泌し、${it Cellulomonas gelida}$と近縁な種であることがわかった。一般土壌からCMCゲル分解菌を単離・同定できたので、CMCゲル使用後の廃棄処理として同株を使用することによって簡単にコンポスト化処理できる見通しを得た。

口頭

A Demonstration of advanced nuclear fuel cycle transparency concepts

井上 尚子; 入江 勤; 北端 琢也; Rochau, G.*; York, D.*; Mendez, C.*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)と米国サンディア国立研究所(SNL)は将来の燃料サイクル施設の透明性を担保するための「透明性フレームワークコンセプト」の開発を共同で実施している。2005年に両組織は当該コンセプトのデモンストレーションを実施する共同研究に着手した。先進燃料サイクルの透明性フレームワークコンセプトは、取扱が自動化された原子力施設において、運転パラメータや放射線測定データ等の信号に基づき、核物質や技術の安全性と核拡散性リスクをリアルタイムに計算,評価するものである。本コンセプトのデモンストレーションのために、JAEA敦賀本部原子力国際情報訓練センター(ITC)にある高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱施設の訓練用模型に着目した。「もんじゅ」は操作が自動化された施設であり、模型はもんじゅの燃料取扱プロセスを再現している。本コンセプトは核物質と技術の安全と合法的に利用されていることを証明する効率的な透明性システムとして展開すことが期待でき、IAEAと国、あるいは国際社会において将来の燃料サイクルシステムの透明性確保に寄与すると考えられる。本発表は、このコンセプト,研究計画の実施,デモンストレーションプロジェクトの進捗状況について述べる。

口頭

もんじゅを利用した透明性フレームワーク概念の検討; もんじゅ燃料取扱模型を使用したデモンストレーション研究

北端 琢也; 井上 尚子; 入江 勤; Rochau, G.*; Cleary, V.*; York, D.*

no journal, , 

高速増殖原型炉もんじゅの燃料取り扱いモデル装置の運転信号を米国サンディア研究所に転送して、モデル装置における核拡散抵抗性をリスク評価手法等を用いて評価する「透明性フレームワーク」試験システムを製作し、将来の原子力施設への適用可能性を検討した。

口頭

もんじゅ燃料取扱模型を使用した透明性フレームワーク概念研究

勝村 聡一郎; 鈴木 美寿; 橋本 裕; 井上 尚子; 北端 琢也; 入江 勤; Rochau, G.*; Cleary, V.*; McMcfadden, K.*; Mendez, C.*

no journal, , 

原子力施設の運転時の核拡散抵抗性をリスク評価手法等を用いて評価する「透明性フレームワーク」の試験システムの開発を行ってきた。試験システムでは高速増殖原型炉もんじゅの燃料取扱模型装置の運転信号を用いリスク評価手法の開発を行ってきた。今回新たに模型の運転制御プログラムと運転信号の調査を行い、Extrinsic Sensorと外部信号発生装置及びシーケンサーを模型に設置した。試験システムでは「もんじゅ」の燃料取扱模型の運転データをリアルタイムに受信し、転用リスクを評価する見通しが立った。模型のIntrinsic Sensor及びExtrinsic Sensorと外部信号発生器による人工的なデータを活用し、予測データと観測データ間の解析を行うことができるようになった。今後さらに客観的なリスク評価手法の開発を行う予定である。

口頭

JSFR実用炉の概念設計,3; 高燃焼度炉心・燃料

皆藤 威二; 大塚 智史; 井上 賢紀; 浅山 泰; 大久保 努; 水野 朋保; 大久保 良幸*; 小竹 庄司*

no journal, , 

JSFRの炉心・燃料には、経済性向上の観点から、優れた耐照射特性と高温強度特性を有するODS鋼を燃料被覆管に採用することにより、取出平均燃焼度約150GWd/tの達成を可能とする炉心・燃料設計概念の構築を目指している。これらの革新技術についてJSFR炉心への採否判断のための評価を実施した結果を報告する。

口頭

硝酸溶液中における酸化物分散型強化型フェライト鋼の腐食特性

竹内 正行; 小泉 務; 井上 賢紀; 小山 真一

no journal, , 

高速炉燃料被覆管の材料として、酸化物分散強化型鋼(以下、ODS鋼)の開発が進められている。中でもCr含有量の低い9Cr-ODS鋼については、硝酸溶液中で不働態化しにくいため、再処理工程での被覆管溶出量の増大につながる懸念がある。本件では、実効Cr量(不働態皮膜の形成に寄与可能なCr量)の低い9Cr-ODS鋼材を対象に、純硝酸及び使用済燃料溶解液中の腐食傾向を調査した。浸漬試験の結果から、本供試材では、硝酸濃度1$$sim$$3.5Mの低硝酸濃度条件で溶解反応を伴った著しい重量減少が認められた。一方、硝酸濃度がさらに高い条件では逆に腐食減量が抑えられ、安定した全面腐食を呈した。使用済燃料溶解液中では純硝酸溶液中よりも大幅に腐食が抑制される傾向を示し、使用済燃料溶解液と模擬溶解液中の腐食速度は1$$sim$$2mm/yとほぼ一定であった。以上の結果から、Cr含有量の少ない9Cr-ODS鋼では、酸化力の低い低硝酸濃度条件では不働態化に至らず、活性溶解を呈する場合がある。また、酸化力の高い高硝酸濃度条件や酸化剤を含む使用済燃料溶解液中では不働態化しやすく、腐食反応が抑制されるものと考えられる。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。

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