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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 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

Decommissioning plan of JRR-4

石黒 裕大; 平根 伸彦; 加藤 友章

Proceedings of European Research Reactor Conference 2018 (RRFM 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/03

JRR-4は、軽水減速冷却スイミングプール型の熱出力3500kWの研究用原子炉である。JRR-4は、1965年1月に初臨界を迎えてから2010年12月までの約45年間運転してきた。その後、2011年3月11日に東日本大震災が発生した。JRR-4に致命的な被害はなかったが、種々のことを考慮してJRR-4を廃止することを決定した。その後、JRR-4は、原子力規制委員会に廃止措置計画を申請し、2017年6月7日に当該計画の認可を受けた。また、当該計画に関する保安規定の認可後の2017年12月15日から廃止措置の第1段階に入った。

論文

JRR-4の廃止措置について

石黒 裕大; 和田 茂

UTNL-R-0494, p.6_1 - 6_14, 2017/03

JRR-4は平成22年12月まで運転を実施し、その後、次回の運転に向けて施設定期自主検査中であった。平成23年3月に東北地方太平洋沖地震が発生し、被害を被ったが、約1年後にほぼ復旧した。しかし、平成25年9月の機構改革により廃止することが決定した。廃止決定後、平成27年12月にJRR-4廃止措置計画認可申請書、平成29年2月にJRR-4廃止措置計画認可申請書(補正)を原子力規制庁に提出した。本発表では、JRR-4の廃止の経緯及び平成29年2月現在に規制庁に申請したJRR-4廃止措置計画認可申請書(補正)について紹介する。

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低濃縮ウランシリサイド燃料の炉心特性; 初期炉心及び燃焼後

石黒 裕大

JAEA-Technology 2007-017, 91 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-017.pdf:4.93MB

研究炉JRR-4(Japan Research Reactor No.4)は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、1998年7月14日に初臨界を達成した。その後、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。本報告書は、SRACコードを用いてJRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料の初期炉心の過剰反応度,制御棒反応度価値,中性子束分布,出力ピーキングファクター及び燃焼後の過剰反応度といった炉心特性を解析し、実験値と比較してSRACコードの検証を行った。また、燃焼後の出力ピーキングファクター等の炉心特性をSRACコードにより解析した。その結果、実験値に対して、初期炉心の過剰反応度は、実験を模擬した解析手法を用いて約1%$$mathit{Delta}$$k/kの誤差、出力ピーキングファクターは、約1%の誤差、制御棒反応度価値は、約14%の誤差となった。以上より、SRACコードは、低濃縮ウランシリサイド燃料の初期炉心及び燃焼後の炉心において、精度よく評価できることを確認した。

報告書

JRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の特性試験

平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.

JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB

JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。

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。

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