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論文

Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01

福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。

論文

Development of a radiological characterization submersible ROV for use at Fukushima Daiichi

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(9), p.2565 - 2572, 2018/09

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

福島第一原子力発電所の格納容器内に水没した燃料デブリを探査する技術の開発に貢献するため、小型の放射線検出器とソナーを搭載した遠隔水中ロボット(ROV)システムの開発を行っている。線量率モニタリングおよび$$gamma$$線分光法のための臭化セリウム(CeBr$$_{3}$$)シンチレータ検出器をROVに統合し、実験室および水中の両条件で$$^{137}$$Cs線源を用いて実験的に検証した。さらに、IMAGENEX 831Lソナーと組み合わせたROVは、水プール設備の底に置いた模擬燃料デブリの形状およびサイズを特徴付けることができた。

論文

A Remote-operated system to map radiation dose in the Fukushima Daiichi primary containment vessel

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

Proceedings of 5th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (ANIMMA 2017) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

福島第一原子力発電所の原子炉内部のマッピングを目的とし、放射線検出器を組み合わせた潜水可能なROVシステムを開発している。$$gamma$$線強度のマップを得るとともに放射性同位体を同定するため、CeBr$$_{3}$$無機シンチレータ検出器をROVに組み込んでいる。ROVは、直径約150mmの円筒形状で、自由度5で制御可能な5つのポンプを持つ2つのエンドキャップを備えている。CeBr$$_{3}$$検出器は、熱中性子束をマッピングすることが可能な$$^{6}$$Liホイルを有する単結晶化学蒸着中性子検出器で置き換えることが可能である。

論文

Compact neutron sources for energy and security

上坂 充*; 小林 仁*; 呉田 昌俊; 糠塚 重裕*; 西村 和哉*; 井頭 政之*; 堀 順一*; 鬼柳 善明*; 田儀 和浩*; 關 善親*; et al.

Reviews of Accelerator Science and Technology, 8, p.181 - 207, 2015/00

本報では、小型加速器を用いたエネルギー分野における核データや核物質の測定技術、セキュリティ分野における爆薬や隠匿核物質の探知技術について記す。90keVの静電重水素加速器が非破壊測定のために商業的に利用可能である。核データ測定用途では、静電イオン加速器やLバンドやSバンドの電子線線形加速器が中性子源として使用されている。小型または可搬型のXバンド電子線線形加速器型中性子源は開発中である。小型の陽子線線形加速器中性子源が特に固体中の水分の非破壊測定用途で使用されている。陽子線や重水素加速器を用いて、より中性子源強度を高める努力がいくつかなされている。

論文

きっづ光科学館ふぉとんにおけるエネルギー環境教育の展開; 地域の行政,教育機関及び学校と連携した活動

星屋 泰二; 西村 昭彦; 佐々木 和也*; 西川 雅弘*

エネルギー環境教育研究, 4(2), p.49 - 56, 2010/07

きっづ光科学館ふぉとんは、日本原子力研究開発機構関西光科学研究所に附置され、展示,映像及び実験・工作の三つの方法から光の不思議に迫り、科学する心を育む国内外で唯一の光科学をテーマとする体験学習型科学館として運営されている。とりわけ、地域の行政,教育機関及び学校と連携して行う連携講座,サイエンス・フェスティバル,教員研修等で実施する実験・工作教室等、多種多様な活動を展開している。理解度や探究心,効果の視点から、最近実施した連携講座,実験屋台村,サイエンスウォーカーなどエネルギー環境教育活動の概要について概説する。

論文

Evaluation of bending strain dependence of critical current of Nb$$_{3}$$Al conductor for coils with react-and-wind method

木津 要; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 安藤 俊就*; 菱沼 良光*; 小泉 徳潔; 松川 誠; 三浦 友史*; 西村 新*; 奥野 清; et al.

Fusion Engineering and Design, 82(5-14), p.1493 - 1499, 2007/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.08(Nuclear Science & Technology)

大型超伝導コイルでは、大きな電磁力が発生するので、電磁力支持,電気絶縁の観点から、超伝導素線を数百本撚り合わせたケーブルを、金属製の鞘(コンジット)に納めたケーブル・イン・コンジット(CIC)型の超伝導導体を使用している。CIC型導体では冷却によるコンジットとケーブルとの熱収縮差に起因する熱歪,導体の曲げによる曲げ歪の影響が問題となる。しかしながら、超伝導コイルでは熱歪や曲げ歪を変化させることはできないので、コイル試験では、超伝導工学上重要な、臨界電流値と熱歪・曲げ歪の関係を幅広い領域で評価することは困難であった。そこで、本研究では、液体ヘリウムにより冷却されたCIC導体サンプルに、クライオスタット外部からシャフトを介してねじりを加えることを可能にする試験装置を開発した。この新しい試験装置に、ねじりばね状のNb$$_{3}$$Al CIC導体サンプルを取り付け、ねじることにより、サンプルに引張り・圧縮歪、及び曲げ歪を連続的に印加し、臨界電流と歪の関係を測定することに成功した。また、本研究の結果より、CIC型導体中の撚り線の歪緩和機構が存在することが明らかとなった。

論文

Effects of tensile and compressive strain on critical currents of Nb$$_{3}$$Al strand and cable-in-conduit conductor

木津 要; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 安藤 俊就*; 菱沼 良光*; 小泉 徳潔; 松川 誠; 三浦 友史*; 西村 新*; 奥野 清; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.872 - 875, 2006/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.43(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Al素線の臨界電流値(Ic)は歪みにより減少する。ケーブル・イン・コンジット導体(CICC)中の素線には熱歪みと曲げ歪みが加わる。しかしながら、JT-60定常高ベータ化計画のR&Dにおいてリアクト・アンド・ワインド法によって製作されたNb$$_{3}$$Al-D型コイルにおいては、0.4%の曲げ歪みが印加されてもIcは減少しないことが見いだされている。これは、素線の曲げ歪みがケーブル効果により緩和したことを示唆している。CICCのIcに対する曲げの効果を評価するためには、素線に対する引張り・圧縮歪みの効果と、CICC中の素線の歪み緩和効果を調査する必要がある。そこで本研究では、素線及びCICCサンプルに引張り・圧縮歪みを印加できる装置を開発した。サンプルはベリリウム銅製のねじりコイルばね形状のサンプルホルダー表面に取り付けられ、ホルダーをねじることで歪みが印加される。CICCサンプルを取り付け可能とするために82mm径のサンプルホルダーを製作した。Nb$$_{3}$$Al素線サンプルのIcを外部磁場6$$sim$$12T,歪み-0.86%$$sim$$+0.18%の範囲で測定することに成功した。外部磁場11T,歪み-0.86%でのIcは歪み0%の65%に減少することが見いだされた。

報告書

ガラス固化体からの放射線量に関する検討

若杉 圭一郎; 宮原 要; 牧野 仁史; 石黒 勝彦; 澤村 英範*; 根山 敦史*; 西村 和哉*

JNC-TN8400 2003-022, 84 Pages, 2003/11

JNC-TN8400-2003-022.pdf:9.58MB

本検討では,第2次取りまとめのレファレンスケースで設定したガラス固化体と同様の仕様を想定したガラス固化体を対象に、キャニスタおよびオーバーパックによる遮へいの効果を考慮して、ガラス固化体からの放射線量を定量的に把握した。さらに,ガラス固化体からの放射線量の特徴を遮へいの観点から把握することを目的として,管理区域の基準値までガラス固化体からの放射線量を減衰させるために必要なコンクリート壁の厚さを評価した。

報告書

HLWガラス固化体周辺の放射線場の解析

澤村 英範*; 根山 敦史*; 西村 和哉*

JNC-TJ1400 2003-003, 300 Pages, 2002/03

JNC-TJ1400-2003-003.pdf:4.83MB

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体周辺において放射線の減衰効果などが、時間と場所によってどの様に変遷するのかを定量的に提示するためのデータセットを準備することを目的として、放射線場の変遷解析を実施した。解析には、モンテカルロ法によるMCNPコード(米国:LANL)及びMcBendコード(英国:UKAEA)を使用した。解析結果としては、ガラス固化体表面から約100mの間での、旧法令及び新法令に準じた線量率を算出した。解析体系については、ガラス固化体+キャニスターの体系にオーバーパックがある場合と無い場合について実施し、ガラス固化体の経過時間については、固化後$$sim$$1000年経過時までの解析を行った。また、モンテカルロ法による詳細な解析結果を使用して、手計算により管理区域設定の基準値を満たすコンクリート壁厚も概算した。これらの結果から、オーバーパックの有無による高レベル放射性廃棄物ガラス固化体周辺の放射線場の変遷を定量的に示すデータセットが作成できた。

報告書

人工バリアシステムの耐震性評価手法の開発(概要)

森 康二*; 根本 敦史*; 田中 由美子*; 西村 和哉*

PNC-TJ1458 98-004, 33 Pages, 1998/02

PNC-TJ1458-98-004.pdf:1.22MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於ける人工バリアの耐震安定性の評価を目的として、以下の研究を実施したものである。(1)実処分場を想定したニアフィールドの耐震安定性評価を目的に、動燃殿で整備している仮想地質モデル情報に基づく地中地震波の推定を行った。(2)前年度に引き続き、3次元地震応答解析コードの機能追加を行った。本年度は地盤中あるいは地盤と構造物間の不連続性を考慮するジョイント要素の追加を行った。(3)改良したコードの妥当性を確認するため、ジョイント要素の基本的な変形モードの確認ならびに汎用有限要素解析コードSOLVIAを用いたベンチマーク解析を行った。(4)1/2.5スケール人工バリアの振動実験データに基づき、解析コードおよびモデルの妥当性の検討を行った。(5)第2次取り纏めに向けたレファレンスケースの諸条件を用いたニアフィールドの地震応答解析を行い、耐震安定性の評価検討を行った。

報告書

人工バリアの地震応答解析モデル/コ-ドの開発(V)(概要)

森 康二*; 根山 敦史*; 田中 由美子*; 西村 和哉*

PNC-TJ1458 97-004, 26 Pages, 1997/02

PNC-TJ1458-97-004.pdf:0.88MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於ける人工バリアの耐震安定性の評価を目的として、以下の研究を実施したものである。(1)実処分場を想定したニアフィールドの耐震安定性評価を念頭に、地下深部に於ける地震観測事例を調査した。(2)前年度に引き続き、3次元地震応答解析コードの機能追加を行った。本年度は実処分環境に於ける周辺岩盤のモデル化に伴い、地盤の半無限性を考慮する粘性境界要素の追加を行った。(3)改良コードの妥当性を確認するため、簡易モデルによる定性的な検証解析、ならびに動燃事業団殿所有の総合地盤解析システムSIGNASによるベンチマーク解析を行った。(4)防災科学研究所で実施された1/5スケール人工バリアの振動実験への情報提供(固有値、緩衝材の乾燥密度の影響など)を目的として、予備解析を行った。(5)実処分場を想定したニアフィールドのパラメータ解析を行い、耐震安定性の評価検討を行った。

報告書

人工バリアの地震応答解析モデル/コ-ドの開発(V)

森 康二*; 根山 敦史*; 田中 由美子*; 西村 和哉*

PNC-TJ1458 97-003, 179 Pages, 1997/02

PNC-TJ1458-97-003.pdf:5.75MB

本研究は、高レベル放射性廃棄物の地層処分システムに於ける人工バリアの耐震安定性の評価を目的として、以下の研究を実施したものである。(1)実処分場を想定したニアフィールドの耐震安定性評価を念頭に、地下深部に於ける地震観測事例を調査した。(2)前年度に引き続き、3次元地震応答解析コードの機能追加を行った。本年度は実処分環境に於ける周辺岩盤のモデル化に伴い、地盤の半無限性を考慮する粘性境界要素の追加を行った。(3)改良コードの妥当性を確認するため、簡易モデルによる定性的な検証解析、ならびに動燃事業団殿所有の総合地盤解析システムSIGNASによるベンチマーク解析を行った。(4)防災科学研究所で実施された1/5スケール人工バリアの振動実験への情報提供(固有値、緩衝材の乾燥密度の影響など)を目的として、予備解析を行った。(5)実処分場を想定したニアフィールドのパラメータ解析を行い、耐震安定性の評価検討を行った。

報告書

人工バリアの地震応答解析モデル/コードの開発(4)(概要)

明石 浩一*; 根山 敦史*; 西村 和哉*; 田辺 和夫*

PNC-TJ1458 96-002, 72 Pages, 1996/02

PNC-TJ1458-96-002.pdf:1.47MB

本研究は、緩衝材の粘弾塑性を考慮した人工バリアシステムの地震応答解析モデル/コードの開発を目的として以下の項目を実施した。(1)平成6年度に引き続き、地震応答解析モデルを開発するうえで、重要な入力パラメータである土質材料の振動時の物性及び挙動に関する調査を行うとともに開発中のコードの機能検証を行うためのデータの調査検討を行った。(2)平成6年度研究委託で得られた成果をもとに、非線形解析機能の追加等の改良・開発検討を行った。(3)人工バリアの振動実験データをもとにモデル/コードの妥当性の評価及び課題の抽出を引き続き行った。

報告書

人工バリアの地震応答解析モデル/コードの開発(4)

明石 浩一*; 根山 敦史*; 西村 和哉*; 田辺 和夫*

PNC-TJ1458 96-001, 190 Pages, 1996/02

PNC-TJ1458-96-001.pdf:4.12MB

本研究は、緩衝材の粘弾塑性を考慮した人工バリアシステムの地震応答解析モデル/コードの開発を目的として以下の項目を実施した。(1)平成6年度に引き続き、地震応答解析モデルを開発するうえで、重要な入力パラメータである土質材料の振動時の物性及び挙動に関する調査を行うとともに開発中のコードの機能検証を行うためのデータの調査検討を行った。(2)平成6年度研究委託で得られた成果をもとに、非線形解析機能の追加等の改良・開発検討を行った。(3)人工バリアの振動実験データをもとにモデル/コードの妥当性の評価及び課題の抽出を引き続き行った。

口頭

Nb$$_{3}$$Al素線とケーブル・イン・コンジット導体の臨界電流に対する引張り・圧縮歪みの影響

木津 要; 安藤 俊就*; 奥野 清; 小泉 徳潔; 島田 勝弘; 妹尾 和威*; 高畑 一也*; 玉井 広史; 土屋 勝彦; 西村 新*; et al.

no journal, , 

トカマク国内重点化装置トロイダル磁場コイルの候補線材であるニオブアルミ(Nb$$_{3}$$Al)素線とケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の引張り・圧縮歪みによる臨界電流(Ic)の変化を測定することを目的に、コイルばね状に成形したベリリウム銅製サンプルホルダー,ホルダーの外表面に取り付けられる超伝導サンプル、及びこれらのサンプルに低温中で連続的に異なる歪みを印加し、Ic特性を取得できる新たな実験装置を製作した。サンプルは、サンプルホルダーの外表面にNb$$_{3}$$Al素線を取り付けたもの(素線サンプル)と、Nb$$_{3}$$Al素線2本,銅線1本をステンレス鋼製のコンジットに入れたCIC導体をサンプルホルダーに取り付けたもの(CICサンプル)を製作した。これより素線サンプルは-0.88%$$sim$$+0.15%の、CICサンプルは-0.91%$$sim$$+0.26%の歪み領域のIcの測定に成功し、Nb$$_{3}$$Alの歪みによるIcの減少がニオブスズより小さいことを確認した。また、素線サンプルとCICサンプルの臨界電流密度(Jc)の比較よりCICサンプルの歪みによるJcの減少は素線サンプルより緩やかであるという結果が得られた。これはCIC導体中の素線の歪みの緩和を示唆しており、導体中の素線が撚られていることに起因すると推察される。

口頭

スプリング法で測定したNb$$_{3}$$Al CIC導体の臨界電流密度の歪依存性

木津 要; 安藤 俊就*; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 松川 誠; 玉井 広史; 小泉 徳潔; 奥野 清; 西村 新*; 菱沼 良光*; et al.

no journal, , 

Nb$$_{3}$$Alケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の臨界電流値(Jc)の曲歪による影響に関する研究の一環として、スプリング法によるCIC導体に歪印加する装置を製作し、2本のNb$$_{3}$$Al素線と1本の純銅線の3本線からなるNb$$_{3}$$Al CIC導体サンプルについて臨界電流値と歪の関係について測定を行った。その結果、Nb$$_{3}$$Al CIC導体は、Nb$$_{3}$$Al素線より歪に対してJcの低下が小さいことが確認された。本結果はコイルの設計付近の-0.7%歪みにおいてのJcが0.2%程度ずれた値に相当することを示している。

口頭

Nb$$_{3}$$Al CIC導体のIcの曲歪み依存性

木津 要; 安藤 俊就*; 土屋 勝彦; 島田 勝弘; 松川 誠; 玉井 広史; 小泉 徳潔; 奥野 清; 西村 新*; 菱沼 良光*; et al.

no journal, , 

Nb$$_{3}$$Alケーブル・イン・コンジット(CIC)導体の臨界電流値(Ic)の曲歪による影響に関する研究を核融合科学研究所のLHD計画共同研究の支援を得て行っている。すなわち、スプリング法によるCIC導体のIcの曲げ歪み効果を、0から約0.6%まで4.2Kの温度で連続的に測定できる装置を製作し、今回実験を行って、貴重なデータを得た。本報では、導体を剛体と仮定して、導体内の磁場分布,歪み分布を考慮したIc計算を試み、実験結果との比較検討を行った結果を報告する。実験結果では、9, 10, 11Tのいずれの外部磁場でも約0.6%の歪みまでほとんどIcは曲歪みによる影響がなかったが、計算では0.5%の曲歪みにおいて、9Tで約20%、11Tで約30%のIcの低下が見られ、実験結果と大きな違いがみられた。そこで、曲歪みの中心軸が導体の中心からずれた場合について計算を行った。実験結果と最も一致する計算値は導体の曲げ加工する内側方向に3.5mm中心軸がずれた場合である。しかし、このズレ値が正しいかの判断は0.6%以上での実験結果での検証が必要である。以上のように実験結果は予想される計算結果より曲加工に影響されないことが明らかになった。

口頭

高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)の開発,1; 概要とスコープ

丹羽 元; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。本発表は4件のシリーズ発表の一部として概要とスコープを紹介するものである。

口頭

高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)の開発,5; 平成19年度の研究開発の進捗

中井 良大; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。

口頭

福島第一原子力発電所廃炉のためのプラント内線量率分布評価と水中デブリ探査に係る技術開発,9; 水中デブリ探査用小型ROVの実証試験

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Lennox, B.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

no journal, , 

原子炉格納容器内の燃料デブリ探査技術に係る技術開発の一環として、燃料デブリの分布及び表面状態を調査するための遠隔水中ロボット(ROV)の実証試験を日本原子力研究開発機構・楢葉遠隔技術開発センターの試験用水槽及び、スロベニアのJozef Stefan InstituteのTRIGA Mark II研究炉で実施した。実証試験では、音響探査装置との連携、ロボットの測位システムの性能、原子炉プールでの動作を確認し、性状模擬デブリの形状の3D画像表示ができることを示した。

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