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論文

Material data acquisition activities to develop the material strength standard for sodium-cooled fast reactors

豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.

論文

Design and actual performance of J-PARC 3 GeV rapid cycling synchrotron for high-intensity operation

山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 32 Pages, 2022/02

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。

報告書

9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について

矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01

JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB

安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850$$^{circ}$$C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。

論文

Development of a supplementary outboard side thruster system for dynamic positioning control of autonomous surface vehicle

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚; 藤井 俊*

International Journal of Offshore and Polar Engineering, 31(3), p.316 - 324, 2021/09

 被引用回数:0

自律面の進行方向を維持できるサイドスラスターシステム(車両(ASV))の開発について説明する。現在、海洋研究開発機構,日本原子力研究開発機構,東京海洋大学と共同で泥中放射能の調査に取り組んでいる。日本の福島県の河口に寄託され、主な目的はASVを使用した無人の泥の収集である。マッドコレクションでは、サイドスラスターシステムを開発し、ASVに実装した。ジョイスティックを使用してASVを1人で操作するためのスラスターシステムにより、ジョイスティックでASVの動作を確認した。

論文

Penetration factor and indoor deposition rate of elementary and particulate iodine in a Japanese house for assessing the effectiveness of sheltering for radiation exposures

廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 加藤 伸之*; 松井 康人*; 米田 稔*

Journal of Radiological Protection, 41(3), p.S139 - S149, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

屋内退避は原子力事故時の放射線被ばくに対する防護対策の一つである。屋内退避の効果は低減係数によって表される。本研究では、低減係数を屋内外の積算放射能濃度比または線量比で定義した。屋内濃度は主に空気交換率,浸透率及び室内沈着率によって支配される。浸透率と室内沈着率は表面材質と隙間材質に依存する。I$$_{2}$$と粒子のこれらのパラメータについて実験的に調査した。実験は2軒のアパート及び3軒の戸建て住宅に加えて、実験室のチャンバーで実施した。浸透率は、0.3$$sim$$1$$mu$$mの粒子で0.3$$sim$$1、I$$_{2}$$で0.15$$sim$$0.7であり、いずれも空気交換率に依存していた。室内沈着率は、0.3$$sim$$1$$mu$$mの粒子で0.007$$sim$$0.2h$$^{-1}$$、I$$_{2}$$で0.2$$sim$$1.5h$$^{-1}$$であり、いずれも床面材質に依存していた。

論文

Development of the multi-cubic $$gamma$$-ray spectrometer and its performance under intense $$^{137}$$Cs and $$^{60}$$Co radiation fields

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1010, p.165544_1 - 165544_9, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Instruments & Instrumentation)

2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故以来、世界各地で廃止措置措置に入る原子力施設が増加している。これらの原子力施設では、放射性物質の適切な管理が要求されている。そこで、ガンマ線スペクトル測定技術は、放射性物質の重要な情報を得ることができるため、有益なツールである。さらに、放射性物質の空間情報も重要であるため、ガンマ線イメージングについて求められている。しかしながら、これらの施設には、強度放射線場が広がるため、ガンマ線スペクトル測定やガンマ線イメージングが困難になる。そのため、寸法が5mm $$times$$ 5mm $$times$$ 5mmの小さなCeBr$$_3$$シンチレーター4個で分割した$$gamma$$線スペクトロメーターを開発した。上記の4個のシンチレーターは、強度放射場に特化したマルチアノード光電子増倍管と組合わせた。私たちは、$$^{137}$$Csと$$^{60}$$Coの放射線場で照射試験を実施した。$$^{137}$$Cs照射場の線量率1375mSv/hにおいて、相対エネルギー分解能が、それぞれのチャンネルで、9.2$$pm$$0.05%, 8.0$$pm$$0.08%, 8.0$$pm$$0.03%, 9.0 $$pm$$0.04%であった。

論文

Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。

論文

Impacts of freeze-thaw processes and subsequent runoff on $$^{137}$$Cs washoff from bare land in Fukushima

五十嵐 康記*; 恩田 裕一*; 脇山 義史*; 吉村 和也; 加藤 弘亮*; 小塚 翔平*; 馬目 凌*

Science of the Total Environment, 769, p.144706_1 - 144706_9, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

The impact of freeze-thaw processes and subsequent runoff affecting the Cs-137 ($$^{137}$$Cs) flux and concentration in sediment discharge were revealed in bareland erosion plot following the Fukushima Nuclear Power Plant accident by detailed monitoring and laser scanner measurement on the soil surface. We found that surface topographic changes due to the frost-heaving during the winter- spring period, and rill formation during the summer. We also found the evident seasonal changes in $$^{137}$$Cs concentration; high during the early spring and gradually decreased thereafter, then surface runoff from the plot frequently occurred during spring and autumn when rainfall was high and reached a maximum in summer.

論文

原子力災害の防護方策の意思決定; リスクトレードオフとステークホルダー関与

神田 玲子*; 本間 俊充*; 高原 省五; 坪倉 正治*; 大迫 政浩*; 川口 勇生*; 加藤 尊秋*

リスク学研究, 30(3), p.133 - 139, 2021/04

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故から約10年が経過し、原子力災害時における防護措置について多くの経験が蓄積されてきた。1F事故後の防護措置では、住民へのパターナリスティックな介入や脆弱な集団の避難による健康リスクの増加などの問題が明らかになった。また、除染等の長期的な管理においても、次世代や県外の住民等のステークホルダー間において、リスク・トレードオフが発生しており複雑で継続的な課題と向き合うことになる。これらの事例は、原子力災害の特徴としてリスクが地理的にも時間的にも広範にわたるため、現実の対応では個々の事例に則した対応が不可欠であることを示している。今後、原子力防災の改善にあたっては、国等による合理的な防災計画に加えて住民等の理解や考え方を防災計画に反映することで、トップダウン的アプローチとボトムアップ的アプローチをバランスよく取り入れていく必要がある。

論文

Gamma-ray spectroscopy with a CeBr$$_3$$ scintillator under intense $$gamma$$-ray fields for nuclear decommissioning

冠城 雅晃; 島添 健次*; 加藤 昌弘*; 黒澤 忠弘*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄司 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 988, p.164900_1 - 164900_8, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.22(Instruments & Instrumentation)

近年、2011年の東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故より、世界各地で、廃止措置になる原子力施設が増加している。一方、原子力施設の廃止措置工程においては、放射性廃棄物や使用済み核燃料を適切な管理下で回収しなければならないため。そこで、本研究は、高線量率下でのガンマ線スペクトロメトリを実現するため、5mm$$times$$5mm$$times$$5mmの微小CeBr$$_{3}$$スペクトロメーターを構築した。さらに、(1)毎秒ギガサンプリング率のデジタル信号処理、(2)後段3段ダイノード電圧印加機能付光電子増倍管により、1Sv/hを超える線量率でのガンマ線スペクトル測定に成功した。$$^{137}$$Cs放射線場で、662keVのエネルギー分解能(半値幅)が、22mSv/hで4.4%であり、それが1407mSv/hでは5.2%である。対して、$$^{60}$$Co放射線場では、1333keVのエネルギー分解能(半値幅)が、26mSv/hで3.1%であり、それが2221mSv/hでは4.2%である。これらは、$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{60}$$Co, $$^{154}$$Euのガンマ線を分解できる要求を満たており、同時に1Sv/h以上で上記核種のガンマ線分析が可能なことを示唆するものである。

論文

Invention of automatic movement and dynamic positioning control method of unmanned vessel for mud mining

藤井 俊*; 加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚

Proceedings of 26th International Symposium on Artificial Life and Robotics (AROB 26th 2021), p.280 - 285, 2021/01

近年、自律的に航行する無人船が活発に研究されており、これらの船の多くは観察や輸送などの無人作業を実行するように設計されている。一方、この研究では通常の船では困難な海底の泥を集めるムーンプール付きの無人船を使用している。地域以来使用する船舶は風による乱れが大きいため、泥抜きの際は定点と方位を維持する必要がある。船にはサイドスラスターが装備されており、定点と船首方位を保持することができる。この研究では、制御方法は固定小数点と方位を維持するために考案され、制御方法は、堅牢なスライディングモード制御に基づいている。提案した制御方法をシミュレーションにより検証し、所望の挙動を確認した。

論文

Development of side thruster system for ASV

加藤 哲*; 川村 大和*; 田原 淳一郎*; 馬場 尚一郎*; 眞田 幸尚

Proceedings of the 30th (2020) International Ocean and Polar Engineering Conference (ISOPE 2020) (USB Flash Drive), p.1255 - 1260, 2020/10

This paper describes the development of side thruster system can keep the heading direction for ASV (Autonomous Surface Vehicle). At present, JAMSTEC, JAEA, and TUMSAT are jointly working on the investigation of radioactivity in mud deposited in estuaries in Fukushima Prefecture, Japan. The main objective of this project is unmanned mud collect using the ASV. We developed and controlled the side thruster system for applying ASV to mud collecting operation. As the result of the bollard test, turn and parallel movement test, we confirmed that it can maintain the heading direction for the ASV.

論文

High-temperature creep deformation in FeCrAl-oxide dispersion strengthened alloy cladding

鵜飼 重治; 加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史

Materials Science & Engineering A, 794, p.139863_1 - 139863_13, 2020/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.43(Nanoscience & Nanotechnology)

著者が代表者として文部科学省の原子力システム研究開発事業(平成25年度$$sim$$平成28年度)で実施したFeCrAl-ODS合金のクリープ試験結果を解析したものである。本合金は軽水炉事故耐性被覆管として開発したもので、転位と酸化物粒子の弾性相互作用と転位の上昇運動による応力緩和効果を考慮して、転位の酸化物粒子からの離脱応力を求めた。この離脱応力を新たに作成した一般化した歪速度-応力関係図の中にプロットすることで、以下のことを明らかにした。設定応力が離脱応力を越える場合、転位は酸化物粒子を乗越えて変形するが、その場合でも転位の上昇運動による応力緩和が重要である。設定応力が離脱応力に達しない場合、転位は酸化物粒子を乗り越えられず、粒界すべりが起こる。事故時1000$$^{circ}$$Cでは粒界すべり支配の変形となる。以上、軽水炉事故耐性用FeCrAl-ODS合金被覆管について、事故時に経験する1000$$^{circ}$$C高温で、低応力・低歪速度で起こる変形予測に適用可能な高温クリープ構成式を変形メカニズムと共に提示した。

論文

Proposal of simulation materials test technique and their constitutive equations for structural tests and analyses simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。

論文

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。

報告書

SUS316及びSUS321の材料試験データ集,1

橋立 竜太; 加藤 章一; 栗原 成計

JAEA-Data/Code 2019-005, 117 Pages, 2019/07

JAEA-Data-Code-2019-005.pdf:2.54MB

SUS316及びSUS321は、高温強度特性等に優れていることから、高速炉の構造材料に使用されている。本報告書は、これまで材料試験において取得された両鋼に関する機械的強度特性データを取りまとめたものである。長時間試験やナトリウム環境下での試験など多くの貴重な試験データを有するものであり、高速炉の構造材料研究に役立つものである。

論文

Study on optimizing microwave heating denitration method and powder characteristics of uranium trioxide

瀬川 智臣; 川口 浩一; 加藤 良幸; 石井 克典; 鈴木 政浩; 藤田 峻也*; 小林 昌平*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 湯淺 朋久*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から混合酸化物への転換において、マイクロ波加熱脱硝法が利用されている。マイクロ波加熱の効率性及び均質なUO$$_{3}$$粉末を製造するための加熱均一性の向上を目的とし、塩化カリウム寒天及び硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱試験、並びに数値シミュレーションによる解析を実施した。硝酸ウラニル溶液の誘電損失に調整した塩化カリウム寒天を用いたマイクロ波加熱試験により、マイクロ波加熱脱硝に最適なサポートテーブル高さは50mmとなることを確認した。また、断熱材を用いた硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱試験により、脱硝時間の短縮によるエネルギー利用効率の向上及び脱硝体の剥離性が改善による収率の向上を確認した。さらに複数のサンプリング位置において採取したUO$$_{3}$$について、いずれも粉末特性が改善し高密度のペレットが作製可能となることが明らかになった。断熱材を設置することで硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱の均一性が向上することが数値シミュレーションにより示された。

論文

Holding force tests of Curie Point Electro-Magnet in hot gas for passive shutdown system

松永 尚子*; 松原 慎一郎*; 加藤 篤志; 山野 秀将; D$"o$derlein, C.*; Guillemin, E.*; Hirn, J.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本論文では、日仏の協力のもとに行われているフランスのナトリウム冷却高速炉(ASTRID)開発プログラムに対する、受動的炉停止機構として設置されるキュリー点電磁石(CPEM)の設計について述べる。CPEMの妥当性を確認するために、日本における自己作動型炉停止機構(SASS)に関する過去の一連の総合試験に基づき、CPEMの認定プログラムが開発される。本論文の主な成果は、設計要求を満たす高温ガス中の保持力試験の結果である。また、数値磁界解析の結果は、保持力試験と同様の傾向を示した。

論文

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:85.54(Materials Science, Multidisciplinary)

一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000$$^{circ}$$Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相が$$alpha$$から$$gamma$$相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。

論文

Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

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