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報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2018年度

江口 祥平; 中野 寛子; 大塚 紀彰; 西方 香緒里; 永田 寛; 井手 広史; 楠 剛

JAEA-Review 2019-012, 22 Pages, 2019/10

JAEA-Review-2019-012.pdf:3.37MB

材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。2018年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から11名の若手研究者・技術者が参加し、2018年7月31日から8月7日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2018年度に実施した研修についてまとめたものである。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2017年度

江口 祥平; 柴田 裕司; 今泉 友見; 永田 寛; 谷本 政隆; 楠 剛

JAEA-Review 2017-032, 26 Pages, 2018/02

JAEA-Review-2017-032.pdf:2.44MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度の研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から10名の若手研究者・技術者が参加し、2017年7月24日から8月4日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2017年度に実施した研修についてまとめたものである。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2016年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 柴田 裕司; 谷本 政隆; 楠 剛

JAEA-Review 2017-007, 32 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-007.pdf:3.19MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度は、2016年7月25日から8月5日に実施し、7か国から13名の若手研究者・技術者が参加した。研修では、原子力エネルギー、照射試験研究、原子炉施設の安全管理、原子炉の核特性等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習及びJMTR等の施設見学を行った。研修最終日には、各国のエネルギー政策や展望、参加者の出身国が有する研究炉の概要、参加者の現在の研究内容等について、各参加者による発表と討論を行った。本報告書は、2016年度に実施した研修についてまとめたものである。

論文

照射試験炉シミュレータを活用した教育訓練

江口 祥平; 小池 須美男; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 楠 剛

UTNL-R-0492, p.9_1 - 9_8, 2016/03

照射試験炉センターでは、照射試験炉における運転及び照射試験、事故事象等を模擬し、これらに対応した原子炉及び照射設備の運転操作訓練を行えるシミュレータを開発した。JMTRを基本モデルとして設計し、平成24年5月に完成した本シミュレータを活用して、JMTRの運転員を対象とした教育訓練や、国内外の研究者・技術者を対象とした研修での運転実習を実施した。実施後のアンケートでは、実機に近い状況で操作ができる点や実機では不可能な事故事象等の模擬が行える点が評価されており、その有効性が確認されているため、カリキュラムの改善を図りながら、引き続き実施していく計画である。

報告書

放射線管理区域における作業安全のための管理システムの開発(共同研究)

檜山 和久; 塙 信広; 黒澤 昭彦; 江口 祥平; 堀 直彦; 楠 剛; 植田 久男; 島田 浩; 神田 博明*; 齊藤 勇*

JAEA-Technology 2013-045, 32 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-045.pdf:5.83MB

本報告書は、炉室内で作業する者の入域管理と被ばく管理を同時に行い、さらに、炉室内での位置情報と作業員が倒れていないか等の情報を取得できるリアルタイム多機能入域管理システムの開発についてまとめたものである。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成23年度活動報告

綿引 俊介; 花川 裕規; 今泉 友見; 永田 寛; 井手 広史; 小向 文作; 木村 伸明; 宮内 優; 伊藤 正泰; 西方 香緒里; et al.

JAEA-Technology 2013-021, 43 Pages, 2013/07

JAEA-Technology-2013-021.pdf:5.12MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により、その数は減少しているが、原子力発電の導入を計画している国では、原子力人材育成、科学技術の向上、産業利用、軽水炉の安全研究のために、試験研究炉の必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構では、平成22年度より試験研究炉設計のための環境整備及び人材育成のため、汎用小型試験研究炉の検討を開始し、平成24年度までに概念検討を行う予定である。平成23年度は、汎用小型試験研究炉の炉心構成の検討、汎用性及び実用性の高い照射設備の検討及びMo製造のためのホットラボ設備の検討を実施した。その結果、炉心構成の検討結果として、照射物を考慮した原子炉の未臨界度及び連続運転時間について確認するとともに自動制御運転中における反応度外乱に対する原子炉の過渡応答について、定格出力運転中の汎用小型試験研究炉は、自動制御運転が十分に可能であることを確認できた。また、照射設備の検討としては、Mo-99のような短半減期ラジオアイソトープの効率的な大量生産の実現が期待できることを確認し、ホットラボ設備の検討においては、Mo製造,RI搬出等を考慮したうえで迅速に試料を配布できるセル・設備を考案した。

論文

Current status of JMTR

石原 正博; 木村 伸明; 竹本 紀之; 大岡 誠; 神永 雅紀; 楠 剛; 小森 芳廣; 鈴木 雅秀

Proceedings of 5th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-5) (Internet), 7 Pages, 2012/10

JMTRは軽水減速冷却タンク型の原子炉で、これまで軽水炉,高温ガス炉,核融合炉の燃材料の照射試験、放射性同位元素の生産に利用されてきたが、2006年8月に一旦運転を停止し、2007年度から改修を開始した。改修工事は、予定通り4年間をかけて2011年3月に完了したが、2011年3月11日に東日本大震災が発生し、再稼働のための性能試験の実施が遅れることとなった。さらに、地震後の詳細点検において、原子炉建家周辺等の一部被災が見つかったため、JMTR再稼働を延期し、地震後の補修及び施設の安全評価を実施することとなった。これらを完了させ、JMTRは2012年度中に再稼働し、その後2030年頃まで運転する予定である。

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の施設更新と長期停止期間中の安全管理

井手 広史; 堀 直彦; 五来 滋; 楠 剛

JAEA-Review 2011-019, 24 Pages, 2011/06

JAEA-Review-2011-019.pdf:3.39MB

JMTR(Japan Materials Testing Reactor)は、軽水減速軽水冷却タンク型の原子炉であり、熱出力は50MWである。JMTRは、1968年に初臨界を達成し、1970年より共同利用運転が開始され、JMTR第165サイクルの運転完了(2006年8月)まで38年間運転を行ってきた。その後、利用者からの強い要望等に対応してJMTRを2030年頃まで運転を継続することを決定し、2007年度からJMTRの一部更新を行っている。本報告書では、JMTRの施設更新の状況と長期停止期間中の安全管理について述べる。

報告書

Investigation on integrity of JMTR reactor building

大戸 勤; 木村 正; 深作 秋富; 楠 剛

JAEA-Review 2010-066, 22 Pages, 2011/01

JAEA-Review-2010-066.pdf:3.94MB

JMTRの改修は2007年度初頭から2010年度にかけて実施する予定である。JMTR原子炉建家等のコンクリート構造物の健全性調査を改修期間の初期に実施した。本報告は、排気筒,トレンチ,カナル室,フィルターバンクの調査結果及び補修に関するものである。調査項目は、コンクリートの表面劣化,反発度(非破壊強度推定),コア供試体による圧縮強度,中性化深さ,鉄筋腐食,塩分含有量とした。調査の結果、これらコンクリート構造物の健全性が十分に維持されていることが明らかとなった。予防保全の観点から、調査結果に基づき、排気筒,トレンチ,カナル室について、再塗装等の補修を実施した。

報告書

一次冷却系熱交換器及びタンク類の健全性調査

尾上 龍次; 海老沢 博幸; 深作 秋富; 楠 剛

JAEA-Review 2010-059, 19 Pages, 2010/12

JAEA-Review-2010-059.pdf:4.07MB

JMTRは、軽水減速・冷却のタンク型原子炉である。1968年3月に初臨界を達成した。JMTRの改修作業は、2007年度初頭から2010年に予定されている。2007年度当初に、JMTR建屋のコンクリート構造物,一次冷却系統のタンク類,熱交換器、等について、健全性を確認するために、高経年化設備について調査を行った。本報では、一次冷却系統の熱交換器及びタンク類の高経年化調査について述べる。一次冷却系統に供えられた3基の熱交換器について、渦流探傷試験,内視鏡を用いた外観検査,浸透探傷試験,胴部の減肉検査を行い、健全性を確認した。一次冷却系統のタンク類に対しては、外観検査及び溶接線に対する浸透探傷検査を行い、健全性を確認した。一次冷却系統の熱交換器及びタンク類は、長期的な保全計画に基づく適切な点検を行い、JMTRの今後の運転で継続使用する。

報告書

Nondestructive testing by three-dimensional X-ray radiography

米川 実; 相沢 静男; 加藤 佳明; 柴田 晃; 中川 哲也; 楠 剛

JAEA-Review 2010-049, 18 Pages, 2010/11

JAEA-Review-2010-049.pdf:2.09MB

材料試験炉(JMTR)のホットラボ施設(JMTR-HL)は、おもにJMTRで照射した照射物を試験するために設置され、1971年から運転を行ってきた。JMTRは2006年8月に、改修のために停止し、2011年より再稼働する計画である。再稼働後のJMTRでは、高燃焼度燃料及び大型試験片の照射試験が計画されている。JMTR-HLは、今後の発電炉の安全性とプラント寿命管理にかかわる技術的価値の高い照射データの要求を満たすため、三次元X線撮影装置をホットセル内に整備した。三次元X線撮影装置は、従来の二次元のものに比べて欠陥形状を、視覚的にかつ細かく観察する利点を有している。三次元X線撮影装置は、CTスキャナ,X線発生部,回転昇降試料台,X線検出器,コリメータ等から構成される。本報告では、三次元X線撮影装置のシステム設計,製作,ホットセルへの設置及び$$gamma$$線の影響やX線の透過性能を調べるために、照射済燃料棒やRIを用いたホット性能試験について述べる。この三次元X線撮影装置の整備により、高燃焼度燃料や大型試験片の照射後試験において技術的価値の高いデータを供給することができるようになった。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

論文

Conceptual study for the hollow core of a research reactor

米田 政夫; 新居 昌至; 佐川 尚司; 楠 剛

Proceedings of 12th International Group on Research Reactors (12th IGORR) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2009/10

We carried out conceptual study of a future research reactor focused on a hollow core. The hollow core satisfied both utilizations of neutron beam and irradiation. It was indicated that the hollow core with 40.8cm-by-40.8cm had higher neutron flux in the D$$_{2}$$O tank by 30% than a square core with 40.8cm-by-40.8cm. The hollow core could achieve almost same flux as a smaller square core with 35.7cm-by-35.7cm. Because there was the peak flux at the furthest point from the core in the D$$_{2}$$O tank in the case of the hollow core, it was able to obtain more neutrons for neutron irradiation utilization. The hollow core had flat and large (20.4cm-by-20.4cm) irradiation area of fast neutron in the central area. There the fast neutron flux was 7.0$$times$$10$$^{14}$$ (n/cm$$^{2}$$/s). There is not a reactor that has such a large irradiation field of fast neutron. Therefore the hollow core is regarded as an attractive research reactor for irradiation field of fast neutron.

報告書

JRR-4反射体要素黒鉛反射材の照射成長に関する調査

八木 理公; 堀口 洋徳; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛

JAEA-Technology 2008-072, 79 Pages, 2008/09

JAEA-Technology-2008-072.pdf:43.31MB

JRR-4において1体の反射体要素の溶接部に割れを確認した。調査の結果、反射体要素の割れの主たる要因は、要素内部の黒鉛反射材の膨張であり、膨張は高速中性子の低温照射によるものと考えられた。また、放射線透過試験の結果、割れを生じていない他の反射体要素についても黒鉛反射材が照射成長により膨張していることを確認した。JRR-4照射環境下における黒鉛IG-110の照射成長挙動を明確にするため、これまで使用してきた反射体要素を分解し、黒鉛反射材の外観観察及び寸法測定を行った。その結果、いずれの反射体要素においても黒鉛の寸法は高速中性子照射量の増大とともに大きくなることが確認できた。また、JRR-4環境下における照射成長係数(単位高速中性子照射量あたりの寸法変化率)は、高速中性子照射量2.5$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$以下において、最大7.13$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/n,最低4.21$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/n,平均5.71$$times$$10$$^{-25}$$%m$$^{2}$$/nであった。

論文

Full core burn-up calculation at JRR-3 with MVP-BURN

米田 政夫; 山本 和喜; 楠 剛

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/09

近年、MVP-BURNに代表されるモンテカルロ法を用いた燃焼計算コードの普及が進んでいるが、計算能力の問題から、全炉心モデルに対するモンテカルロ法を用いた燃焼計算はほとんど行われてこなかった。そこで本研究では、研究炉JRR-3に対してMVP-BURNを用いた全炉心燃焼計算を行い、炉心特性を評価した。燃焼計算では、燃焼領域の設定によって計算結果に差異が生じる。本研究では、特に可燃性毒物であるカドミウムワイヤーの径方向の燃焼領域設定、及び燃料の高さ方向の燃焼領域設定に着目した。解析の結果、カドミウムワイヤーの径方向の燃料領域分割を行わない場合、40日目(10GWd/t)まではk$$_{eff}$$を過大評価し、40$$sim$$80日目では過小評価となった。高さ方向の燃焼領域の分割を行わない場合、80日目(20GWd/t)までは分割を行ったモデルとk$$_{eff}$$の値は比較的よく一致したが、それ以降は分割を行わないモデルではk$$_{eff}$$を過大評価となった。また、初期炉心に対する実際の運転データと計算結果を比較した結果、16日目(4GWd/t)におけるk$$_{eff}$$の誤差$$Delta$$k$$_{eff}$$は1%以内に納まった。

報告書

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)製造用JRR-3高性能シリコン照射装置の概念設計

広瀬 彰; 和田 茂; 楠 剛

JAEA-Technology 2007-033, 87 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-033.pdf:4.44MB

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)は高性能のパワーデバイスとしての高品位特性を有し、最近のハイブリッド車の増産に伴い需要が増大している。この需要増大に対応するため、中性子照射に適した日本原子力研究開発機構の研究炉(JRR-3, JRR-4, JMTR)を用いたNTD-Si増産の技術的課題に対する対策を進めている。その有効な対策の一つとしてJRR-3均一照射設備を利用した高性能シリコン照射装置の概念設計を行った。JRR-3の均一照射設備は、Siインゴット全体に対し均一に中性子照射を行うためSiインゴットを軸方向に上下反転して2度照射する方式が採用されており、反転作業を手作業で行っているため、シリコン照射装置内で許容線量率を下回るまで待つ必要があり、48時間以上の待機後に反転作業を行っている。照射設備の運転稼働率を高めSi生産量の増量を図るためには、待機時間を少なくすること及び手作業による操作工程を少なくする全自動化装置の製作を行うことが有効である。本報告書は、JRR-3均一照射設備として使用する高性能シリコン照射装置の概念設計に関するものである。

報告書

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)製造機能拡充のための外部冷却法対応設備の製作(共同研究)

広瀬 彰; 和田 茂; 笹島 文雄; 楠 剛; 亀山 巌*; 会澤 良二*; 菊池 直之*

JAEA-Technology 2006-059, 122 Pages, 2007/01

JAEA-Technology-2006-059.pdf:26.03MB

中性子核変換ドーピングSi半導体(NTD-Si)は高性能のパワーデバイスとしての高品位特性を有しており、最近のハイブリッド車の増産状況等を反映し、その需要が急激に増大するものと見込まれる状況にある。このような需要増大に対応するため、JRR-3を用いたNTD-Si増産の技術的課題の検討が進められている。本書は、その検討の一環として提案されたJRR-3均一照射設備における外部冷却法対応設備の製作に関するものである。JRR-3均一照射設備では、長尺なSiインゴット全体に対し均一に中性子照射を行うためSiインゴットを軸方向に上下反転して2度照射する方式が採用されており、反転作業を人為的に行っている。このため許容線量率を下回るまでの間、Si照射設備内で放射能が減衰するのを待つ必要から長い待機が余儀なくされていた。照射設備の運転稼働率を高めSi生産量の増量を図るためには、待機時間を短縮することが有効と考え、この待機時間を改善する優れた方法として外部冷却法を考案し、今回その製作と実用試験を実施した。この外部冷却法対応設備を有効に活用することにより、増産を見込んでいる。

報告書

JRR-3冷中性子源装置の減速材容器ユニットの更新

羽沢 知也; 永堀 和久; 楠 剛

JAEA-Technology 2006-046, 44 Pages, 2006/10

JAEA-Technology-2006-046.pdf:9.71MB

減速材容器は液体水素を貯留するためのステンレス鋼製の容器で、中性子照射脆化により、その寿命が約7年と定めている。研究炉利用課では国内での製作も視野に入れながら調査を開始、国内で減速材容器を製作し、2006年2月に交換作業を終了した。交換作業終了後、中性子特性測定を行い、従前のフランス製の減速材容器と同等な性能を有していることを確認し、減速材容器の国産化に成功した。

論文

Current status of irradiation facilities in JRR-3 and JRR-4

堀 直彦; 和田 茂; 笹島 文雄; 楠 剛

JAEA-Conf 2006-003, p.15 - 23, 2006/05

JRR-3及びJRR-4の照射設備について紹介を行う。また、キャプセル照射の目的別内訳等により現状についても説明する。

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