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荒川 了紀; 野崎 信久
JAEA-Technology 2019-018, 157 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-018.pdf:12.97MB
楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備を設置し、外部利用を受け入れている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60
Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。この試験用水槽の温度上昇挙動を把握するため、室温から60C(最高設定温度)まで昇温させる試験を行い、データを取得した。そこで、開発した評価法を用いて、昇温時, 一定温度保持時(試験時)及び降温時における温度挙動に及ぼす流量, 湿度などの様々な因子の影響を調べ、試験用水槽の温度特性を解析的に明らかにするとともに、合理的な運用方法を提案した。本報告は、昇温時, 一定温度保持時及び降温時の解析的検討結果についてまとめたものである。
野田 耕一; 野崎 信久; 小川 徹; 山田 知典
日本原子力学会誌ATOMO
, 61(12), p.843 - 846, 2019/12
原子力機構の研究開発の最前線を紹介する。1回目となる今回は福島第一原子力発電所(1F)の廃炉と環境回復をめざして(1)について紹介する。
荒川 了紀; 野崎 信久
JAEA-Technology 2018-013, 51 Pages, 2019/02
JAEA-Technology-2018-013.pdf:7.75MB
楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置され、外部利用を受け入れている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。この試験用水槽を昇温させた場合の温度上昇挙動を把握するため、室温から60C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行い、昇温時のデータを取得している。そこで、得られた昇温時のデータを基に温度挙動を評価する伝熱モデルを構築し、水槽の温度挙動評価法として確立した。本報告は、構築した伝熱モデルについてまとめるとともに、昇温時及び降温時の温度評価法についてまとめたものである。なお、本開発において作成した温度評価コードの使用マニュアルも策定した。
荒川 了紀; 野崎 信久; 平田 雄二*
JAEA-Technology 2018-009, 28 Pages, 2019/01
JAEA-Technology-2018-009.pdf:2.94MB
楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。そこで、設置した試験用水槽を昇温させた場合の水槽内の温度分布及び温度上昇挙動を把握することを目的に、室温から60C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行うとともに、解析的検討を行った。本報告は、その昇温試験で得られた実測結果と解析による比較検討結果をまとめたものである。
野崎 信久; 青木 和久
サイクル機構技報, (14), p.105 - 113, 2002/03
核燃料サイクル開発機構では、近年のネットワーク需要の増加に伴いローカルエリアネットワーク(LAN)及び広域ネットワーク(WAN)の高速化に取り組んでいる。所内LANの高速化は平成13年度実施中であるが、WANの高速化については平成12年度に高速化を完了した。本件はWAN高速化とランニングコスト低減に向けたサイクル機構高速ネットワーク構築にあたっての取組みと対応について概説したものである。
野崎 信久*; 細川 隆徳*; 柴 公倫*; 榎戸 裕二*
PNC TN9520 88-001, 211 Pages, 1988/01
高速炉制御棒中性子吸収ピンの設計及び照射挙動解析を目的として、「CORAL」コードの開発に57年度に着目し、その後「常陽」MK-1及びMK-2制御棒の照射後試験結果を基にコードの改良・検証を行ってきた。「COLAL」コードでは、吸収ピンの軸対称半径方向1次元体系で解析を行い、照射履歴を追って被覆管とB4Cペレットの温度、He生成と放出、被覆管とB4Cペレットのスエリング、被覆管のクリープ、被覆管とペレットの接触、被覆管損傷和等を計算する。 これまでの主な改良は、物性データ、解析モデル、出力様式及びプロッター関係の見直しである。今回、これらの改良に伴ない、新たにマニュアルを作成した。本マニュアルは、①.解析モデル、②.物性値、③.入出力と実行方法、④.サンプル入出力、⑤.プログラム構造とフロー、⑥.コモン変数とサブルーチン、⑦.プロッターの各章から構成されている。
野崎 信久; 青木 和久
FAPIG, (159), ,
核燃料サイクル開発機構では、近年のネットワーク需要の増加に伴いローカルエリアネットワーク(LAN)及び広域ネットワーク(WAN)の高速化に取り組んでいる。所内LANの高速化は平成13年度実施中であるが、WANの高速化については平成12年度に高速化を完了した。本件はWAN高速化における多くの課題や技術調査などの取組みと対応をまとめたものである。
土田 佳裕; 大野 貴裕; 野崎 信久; 加藤 貢
no journal, ,
The Naraha Center for Remote Control Technology Development is a shared facility to conduct development/demonstration tests of remote controlled devices such as robots used for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. In addition to the test equipment for such devices, the center provides operation training system for decommissioning work using immersive virtual reality technology.
大野 貴裕; 久保田 善経*; 伊藤 倫太郎; 鈴木 健太; 川端 邦明; 野崎 信久; 出倉 利紀*
no journal, ,
This paper, describe the accuracy improvement of the operation training function for repair work of leakage part of reactor primary containment vessel by remotely operated manipulator using VR. Remote operation of the manipulator with limited feedback information is difficult and therefore prior operation proficiency training is important to complete such difficult task safely. In this paper, we reported accuracy improvement with motion capture for operation training function.
