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報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成25年度)

佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.

JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(平成24年度)

佐藤 猛; 武藤 重男; 奥野 浩; 片桐 裕実; 秋山 聖光; 岡本 明子; 小家 雅博; 池田 武司; 根本内 利正; 斉藤 徹; et al.

JAEA-Review 2013-046, 65 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-046.pdf:11.18MB

原子力機構は、指定公共機関として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修の他、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成24年度においては、上記業務を継続して実施するとともに、国の原子力防災体制の抜本的見直しに対し、これまでに培った経験及び東京電力福島第一原子力発電所事故への対応を通じた教訓等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、当センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに取り組んだ。なお、福島事故への対応については、人的・技術的な支援活動の主たる拠点が福島技術本部に移行することとなったため、平成24年9月をもって終了した。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

報告書

JMTRのコンクリート構造物,冷却設備及びユーティリティ設備等の健全性調査概要

海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.

JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07

JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB

2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。

報告書

HTTR第2次燃料体組立,貯蔵作業における燃料取扱い

富本 浩; 加藤 康; 大和田 博之; 佐藤 直; 島崎 洋祐; 小澤 太教; 篠原 正憲; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 野尻 直喜; et al.

JAEA-Technology 2009-025, 29 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-025.pdf:21.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、1989年に初装荷燃料を装荷し、初臨界を達成してから、10年が過ぎ、現在も初装荷燃料にて運転を継続中である。燃料体組立は12種類の濃縮度がある燃料棒4770本を黒鉛ブロックに装荷する。第2次燃料体組立では150体の燃料体を組立てた。燃料棒は設計上、燃料棒の濃縮度誤装荷防止について考慮されているが、さらに確実な取扱いができるように作業上の誤装荷対策をあらかじめ検討した。燃料棒の受入れを2008年6月から開始し、原子炉建家内で組立作業を行い、新燃料貯蔵ラックへの貯蔵を行った。組立,貯蔵作業は、3回の期間に分けて実施し、各々の期間ごとに使用前検査を受検し、2008年9月にすべての作業を完了した。その後、同年11月に使用前検査合格証を受けた。本報告は第2次燃料体の組立,貯蔵作業における燃料取扱いについてまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,2; き裂発生試験用キャプセル(共同研究)

井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.

JAEA-Technology 2008-012, 36 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-012.pdf:10.09MB

軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂発生試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,1; き裂進展試験用キャプセル(共同研究)

井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.

JAEA-Technology 2008-011, 46 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-011.pdf:19.39MB

軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂進展試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。

報告書

燃料集合体内の混合特性に関する研究; クロスフローによる混合現象とサブチャンネル解析の適用性

川又 伸弘; 宮越 博幸; 上出 英樹

JNC TN9400 2004-047, 99 Pages, 2004/08

JNC-TN9400-2004-047.pdf:8.02MB

高速炉の燃料集合体におけるサブチャンネル間クロスフローに伴う混合現象に対して、ナトリウム伝熱流動実験を実施した。炉心の高燃焼度化に伴う燃料ピンの変形は集合体内の流れに影響を及ぼすと考えられ、その熱流動特性を考慮するときの要素としてサブチャンネルを横切るクロスフローが挙げられる。このようなクロスフローを形成させる目的で、ワイヤー巻きの37本ピン模擬燃料集合体に閉塞物を組みこんだ。クロスフローの中に置かれた1本のピンのみが加熱された条件で、その周囲の温度を測定した。これにより、クロスフローが混合特性に及ぼす影響を明らかにした。サブチャンネル解析コードASFREを実験解析に適用した。ASFREは多次元で運動量式を解き、また、ワイヤースペーサーに対する分布抵抗モデルが組み込まれている。 試験および解析から、次の知見が得られた。1)}測定された軸方向温度分布は、閉塞物側からの低温度流体のクロスフローによって、加熱ピン廻りのナトリウム温度が低下することを示した。また、ワイヤースペーサーが存在するサブチャンネルにおいてローカルな温度上昇を生ずることが分かった。2)}ASFREコードは、クロスフローによる温度低下を模擬し、軸方向温度分布の形状は測定データと良く一致した。3)}ワイヤー部分における局所ピークは、ASFREコードによって模擬されたが、ピークの値は実験に比べ低い値であった。クロスフローを伴った混合現象に対する実験的なデータベースがナトリウム冷却高速炉の集合体に対して得られ、ASFREコードがこのような混合特性を評価する上で高い適用性を有することを明らかにした。

論文

Study on mixing due to transversal flow in a fuel subassembly of fast reactor; Sodium experiment using a 37-pin subassembly model

上出 英樹; 宮越 博幸; 川又 伸弘; 大島 宏之

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 49199 Pages, 2004/04

変形集合体内の流れの特徴としてピンを横切る方向の流れ(クロスフロー)による混合特性を37ピン集合体ナトリウム試験により、クロスフローの強さをパラメータに評価した。サブチャンネル解析コードASFRにより、クロスフローを伴う場合の混合特性がよく予測できることを明らかにした。

口頭

1F4未照射燃料から採取した燃料部材の詳細検査,2; 顕微鏡観察及びSEM/EPMA試験結果について

上原 寛之; 小畑 裕希; 遠藤 慎也; 川又 裕; 本岡 隆文; 塚田 隆

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所4号機(1F4)の使用済燃料プールから取り出された未照射燃料集合体より採取されたロックナット等の部材について、原子力機構において、付着物及び表面状態等の詳細な検査を実施した。本報告はシリーズ発表とし、デジタル顕微鏡と走査型電子顕微鏡(SEM)による表面観察、電子線マイクロアナライザ(EPMA)による元素分析結果について、報告する。

口頭

1F4未照射燃料から採取した燃料部材の詳細検査,3; 光学顕微鏡観察及びSEM/EPMAによる断面観察結果について

遠藤 慎也; 本岡 隆文; 上原 寛之; 小畑 裕希; 川又 裕; 上野 文義

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所4号機の使用済燃料プールから取り出された未照射燃料集合体より採取した3種類の部材について、原子力機構において詳細検査を実施した。本報では、光学顕微鏡及びSEM/EPMAによる部材の断面観察の結果について報告する。

口頭

Research and development of $$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc production process by (n,$$gamma$$) reaction under Tsukuba International Strategic Zones

土谷 邦彦; 川又 一夫; 竹内 宣博*; 石崎 博之*; 新関 智丈*; 掛井 貞紀*; 福光 延吉*; 荒木 政則

no journal, , 

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法(放射化法)を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存している。2014年、JMTRを用いた放射化法による$$^{99}$$Mo国産化製造に関する高度化研究がつくば国際総合戦略特区のプロジェクトとして採用され、日本の大学及びメーカと共同でR&Dを行っている。また、本プロジェクトにおいて、JMTRホットラボ施設内に$$^{99m}$$Tc溶液製造のための様々な試験装置が整備された。R&Dの主な項目は、(1)MoO$$_{3}$$ペレットの製造技術開発、(2)$$^{99m}$$Tcの抽出・濃縮、(3)$$^{99m}$$Tc溶液の標識試験及び(4)Moリサイクルである。特に、照射ターゲットとして、高密度MoO$$_{3}$$ペレットの製造を確立するとともに、$$^{99m}$$Tcの模擬元素としてReを用いて、MEKによる溶媒抽出法にて$$^{99m}$$Tc溶液の製造予備試験を行っている。本発表では、R&Dの状況及び今後の計画について報告する。

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