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論文

Visualization study on droplet-entrainment in a high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 齋藤 慎平*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 大島 宏之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

Na冷却高速炉の蒸気発生器内伝熱管破損時Na-水反応現象に対する数値解析コードの妥当性評価に資するため、水中に高圧空気が噴出した際に噴流の気液界面から液滴がエントレインされる様子を可視化し、その挙動について調べた。本実験により、気液界面から比較的大きい径の液滴が生成した後、小径の液滴へ微粒化するなどの挙動を明らかとした。

論文

Mn$$_{2}$$VAl Heusler alloy thin films; Appearance of antiferromagnetism and exchange bias in a layered structure with Fe

土屋 朋生*; 小林 亮太*; 窪田 崇秀*; 斉藤 耕太郎*; 小野 寛太*; 大原 高志; 中尾 朗子*; 高梨 弘毅*

Journal of Physics D; Applied Physics, 51(6), p.065001_1 - 065001_7, 2018/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Physics, Applied)

Mn$$_{2}$$VAl Heusler alloy films were epitaxially grown on MgO(100) single-crystal substrates by ultra-high-vacuum magnetron sputtering. A2- and L21-type Mn$$_{2}$$VAl order was controlled by the deposition temperature. A2-type Mn$$_{2}$$VAl films showed no spontaneous magnetization, while L21-type Mn$$_{2}$$VAl films showed ferrimagnetic behaviour with a maximum saturation magnetization of 220 emu/cm$$^{3}$$ at room temperature (RT). An antiferromagnetic reflection was observed with neutron diffraction at RT for an A2-type Mn$$_{2}$$VAl film deposited at 400$$^{circ}$$C. A bilayer sample of the antiferromagnetic A2-type Mn$$_{2}$$VAl and Fe showed an exchange bias of 120 Oe at 10 K.

論文

Numerical study on influence of Ohnesorge number and Reynolds number on the jet breakup behavior using the lattice Boltzmann method

岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 金川 哲也*; 齋藤 慎平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 成合 英樹*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高速炉の炉心溶融事故時における事故後冷却性評価のために、冷却材中にジェット状に射出された溶融燃料の微粒化挙動を詳細に把握することが望まれている。本研究では、粘性がジェット挙動に与える影響を調べるために、3次元二相流体格子ボルツマンモデルを用いたジェット挙動の数値シミュレーションを行い、結果をオーネゾルゲ数とレイノルズ数で整理した。結果として、ジェット挙動の評価には、ジェットの粘性と同様に冷却材の粘性の影響も考慮する必要があることを示した。

論文

Behavior of tritium in the vacuum vessel of JT-60U

小林 和容; 鳥養 祐二*; 齋藤 真貴子; Alimov, V. Kh.*; 宮 直之; 池田 佳隆

Fusion Science and Technology, 67(2), p.428 - 431, 2015/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uは、20年間の重水素実験の後、解体が開始された。解体では、真空容器中のトリチウムの保持量が安全上重要な問題の一つである。そこで、真空容器として用いられたインコネル625中のトリチウムの挙動を把握することは、非常に重要である。本報告では、室温中でインコネル625からトリチウムは、1年間連続的に放出されることを明らかにした。また、約1年間でほとんどのトリチウムが放出され、その化学形は、HTOであることを明らかにした。これらデータをもとに今後は、JT-60Uで用いられた真空容器を使用し、トリチウムの挙動に関する研究を進める。

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。

論文

Preliminary assessment for dust contamination of ITER in-vessel transporter

齋藤 真貴子; 上野 健一; 丸山 孝仁; 村上 伸; 武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆*; Tesini, A.*

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2352 - 2356, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

ITERプラズマ運転終了後、真空容器内には放射化ダストが堆積する。ブランケット遠隔保守装置(IVT)は、真空容器内に展開されブランケットの交換を行う。その後IVTはホットセル建屋(HCF)に戻り、IVT自身もメンテナンスが必要となる。その際、IVT表面に付着した放射化ダストによりメンテナンス作業員が被ばくすると想定される。本研究では、HCFでのメンテナンス作業中の被ばく量を評価するため、IVTのダスト汚染量の見積を行った。ITERではIVT汚染シナリオが想定されている。また、プラズマ運転終了後からIVTのメンテナンスが行われるまでの時間を345日と仮定している。これらのシナリオから、汚染源を無限平板と仮定して放射化ダストからの実効線量率を計算した。その結果、W-181とTa-182が支配的な核種であることがわかった。ダストがすべてW-181又はTa-182であると仮定すると、それぞれ実効線量率は400$$mu$$Sv/hと100$$mu$$Sv/hであった。また、ITERで決められている線量規制値と想定されている年間最大作業時間から、実効線量率制限値を算出し、これは4.18$$mu$$Sv/hという値であった。この値を満たすために、除染プロセスを仮定し、除染後の実効線量率を算出した。

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。

論文

Dust removal experiments for ITER blanket remote handling system

上野 健一; 油谷 篤志; 齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 武田 信和; 村上 伸; 角舘 聡

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405012_1 - 1405012_4, 2014/02

To reduce the maintenance workers dose rate caused by activated dust adhering to the ITER blanket remote handling system (BRHS), the dust must be removed from the BRHS surfaces. Dust that may adhere to the top surface of the BRHS rail from cyclic loading of the in-vessel transporter was considered to be the most difficult aspect for dust removal. Dust removal experiments were conducted to simulate the materials, conditions, and cyclic loading of actual BRHS operations. Tungsten powder was used to simulate the dust. A combination of dust removal methods including vacuum cleaning and brushing were applied to simulated dust that adhered to the test pieces. The results show that simulated dust was able to be removed following a 60-second vacuum cleaning and an additional 60-second vacuum cleaning and brushing. Trace amounts of simulated dust (7.8$$times$$10$$^{-10}$$ g/mm$$^{2}$$) still remained after this additional cleaning.

論文

BWR複雑流路内における溶融燃料落下挙動

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

日本機械学会関東支部第19期総会講演会講演論文集, p.421 - 422, 2013/03

福島第一原子力発電所の燃料取出しに向けた炉内状況の把握には、溶融燃料がBWR圧力容器下部へ落下した際の、水中に落下した燃料の崩壊(ジェットブレイクアップ)や、ブレイクアップ時の溶融燃料の微粒化挙動の把握が必要と考えられる。そこで日本原子力研究開発機構では、炉内状況の把握とBWRの安全性向上のため、圧力容器下部への溶融燃料落下挙動を、複雑構造物の影響を含めて詳細に予測する解析手法の開発を行っている。本研究では、解析手法開発に必要となる検証データを、BWR下部構造を模擬した可視化観測実験にて取得することを目的としている。本報告では、BWR下部構造を模擬して製作した実験装置の概要及び実験より得られた流路構造物がジェット落下挙動に及ぼす影響について報告する。

論文

Tritium distribution on the tungsten surface exposed to deuterium plasma and then to tritium gas

磯部 兼嗣; Alimov, V. Kh.*; 田口 明*; 齋藤 真貴子; 鳥養 祐二*; 波多野 雄治*; 山西 敏彦

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.10, p.81 - 84, 2013/02

重水素プラズマ照射したタングステン表面における水素補足サイトをイメージングプレート法とオートラジオグラフ法にて調べた。再結晶タングステン材を495から550Kで10$$^{26}$$D/m$$^{2}$$のフルエンスまで重水素プラズマで照射した。その後、473Kでトリチウムガスに曝露しトリチウムを試料に導入した。イメージングプレート法により、水素の補足サイトが照射した箇所で非常に高密度になっていることが明らかとなった。また、オートラジオグラフ法では、その水素が結晶粒界とブリスタに集積していることが明らかとなった。

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:50 パーセンタイル:21.34(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

報告書

クリアランスレベル以下の模擬解体金属再利用製品に起因する空間線量率評価手法の検討(受託研究)

岡本 亜紀子; 北見 康雄*; 安藤 佳明*; 中村 寿; 斎藤 公明; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-051, 40 Pages, 2002/06

JAERI-Tech-2002-051.pdf:3.63MB

クリアランスレベル以下の解体金属廃棄物を用いた再利用製品の安全性確認に資するため、微量の放射性核種を含む模擬再利用製品(試験体)を製作し、これに起因する空間線量率を測定とシミュレーション計算により求めた。測定においては$$gamma$$線スペクトルからストリッピング操作等により空間線量率を導出した。シミュレーション計算においては、モンテカルロ法による計算コードと、点減衰核積分法による計算コードを用いて空間線量率の算出を行った。バックグラウンドに極めて近い微弱な放射線であること,検出器と試験体の幾何学的条件が点線源等に比べて複雑であることなどに起因する測定及び計算における誤差要因を抽出し、これらに対して適当な補正を行うことにより、測定及び計算における結果はよく一致した。本報告は、試験体の製作から空間線量率の測定法とシミュレーション計算、及び両手法により得られた結果の比較評価についてまとめたものである。

報告書

光核反応における中性子計測法の開発(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

笠木 治郎太*; 山崎 寛仁*; Galster, W.*; 斉藤 明子*; 原田 秀郎; 古高 和禎; Shcherbakov, O.

JNC-TY8400 2002-002, 64 Pages, 2002/05

JNC-TY8400-2002-002.pdf:1.81MB

原子炉を利用した超ウラン核廃棄物の核変換システムを検討するためには、核変換システムの中性子経済を定量的に解析評価する必要がある。本解析評価の基礎基盤データとして、対象とする原子核の励起エネルギーに対する中性子放出数及びエネルギー分布に関する中性子データが不可欠である。しかしながら、従来比放射能の高い原子核に対して中性子データの測定は困難であった。そこで、本研究では、原子核に中性子を照射するのではなく、$$gamma$$線を照射することにより原子核を励起し、励起状態から放出される中性子の多重度(放出数)を測定するための技術開発を行った。中性子検出系としては、同軸型中性子検出器を用い、中性子発生数及び中性子多重度測定法の開発を目指した。本検出器は、24本の3He比例計数管を用いて熱中性子を検出するものである。252Cf線源とモンテカルロシミュレーションにより検出系の最適化を行い、減速材ポリエチレン600mm$$phi$$で取り囲むよう改良を加えた。Pb($$gamma$$,xn)反応を用いた測定を、東北大学原子核理学研究施設で実施した。標識化$$gamma$$線発生用実験コースを整備することにより、中性子発生数及び多重度を、原子核の励起エネルギーの関数として測定した。データ収集系としては、デジタルオシロスコープを用いて信号波形の情報をデータ収集用計算器に取り込むという新たな方法を開発した。鉛サンプルを用いた測定の結果、$$gamma$$線入射から中性子が検出されるまでの時間分布、中性子収量の原子核励起エネルギー依存性、及び中性子検出器ヒット数の分布といった本検出システムの性能評価のために必要となる物理量が得られた。中性子の発生量が、中性子放出数毎に、原子核の励起エネルギーの関数として示され、本手法により、中性子の発生量を原子核の励起エネルギーの関数として定量的に測定可能であることが示された。しかしながら、中性子の多重度に関しては、詳細な解析と理論との比較によるさらなる検討の必要性が示された。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,2; 可視化実験装置を用いたジェットブレイクアップ挙動の観測

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナム内に存在する、制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、本解析手法開発で必要とされる検証データを取得するため、BWR下部プレナムを1/10スケールで模擬した平板型可視化装置等でジェット射出実験を行い、下部プレナム内複雑流動場におけるジェットブレイクアップ挙動及び周囲流動構造の計測を行う。本報告では、平板型可視化装置の製作に先立ち実施した、構造物の影響を評価するための予備可視化実験から得られたジェットブレイクアップ挙動に対する構造物の影響について報告する。

口頭

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 2; Flow observation with visualized experimental apparatus

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

BWRの安全性評価のためには、福島第一原子力発電所事故からわかるように事故時のプラントの挙動を知ることが必要である。特に事故時の格納容器中の溶融燃料ジェット挙動を評価することが重要である。そこで、原子力機構ではBWRの下部プレナムに落下する溶融燃料の挙動を評価するために界面追跡法に基づく解析コード(TPFIT)を開発している。BWR炉心溶融事故へのコードの適用性を確認するためには計算結果と実験結果を比較することによりTPFITの検証を行う必要がある。BWR下部プレナムは多くの複雑構造物が存在するため、溶融燃料が進入するとその構造物に流れが影響されると考えられる。したがって、本研究では下部プレナム内の構造物がジェットに及ぼす影響やその周囲の速度場を調べることとする。本報告ではBWRで事故により落下した溶融燃料を模擬したジェット射出実験の可視化結果について報告する。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,3; ジェット内外の流動場とブレイクアップ挙動の可視化観測

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、BWR下部プレナムを1/10スケールで模擬した実験装置を用いて模擬溶融燃料落下実験を行い、構造物がジェット内外の流動場とブレイクアップ挙動に与える影響について報告する。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,5; 複雑構造物内でのジェット界面挙動と内外流動場

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況把握には、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。しかし、BWRにおける溶融ジェットの流動挙動評価には、下部プレナム内に存在する複雑構造物が流動に与える影響を把握することが必要である。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、構造物がジェット界面挙動ならびにジェット内外流動場に与える影響を実験的に把握することを目的とし、BWR下部プレナムを模擬した実験装置に模擬物質を射出し、LIF、PIVを用いた可視化観測を行った。その結果、複雑構造物の存在によりジェット周囲の流動場が変化するとともに、ジェット落下速度や界面形状の変化に影響を及ぼすことが明らかとなった。本発表では、これらの流動がジェット界面挙動・ブレイクアップ長さおよび微粒化物粒子径に与える影響について議論する。

口頭

高速増殖炉の炉心溶融事故後冷却挙動の研究,23; 格子ボルツマン法を用いた液体ジェットのブレイクアップ挙動解析

岩澤 譲*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 齋藤 慎平*; 松尾 英治*; 海老原 健一; 坂場 弘*; 小山 和也*; 成合 英樹*

no journal, , 

高速増殖炉の炉心崩壊事故時、溶融炉心の一部が冷却材中にジェット状に射出される可能性があることから、その適切な冷却のため、溶融ジェットが到達する長さであるジェットブレイクアップ長さの予測が重要になる。これまで、模擬実験との比較により一成分二相の3次元格子ボルツマンモデルの液体ジェット挙動への適用性が検討されているが、シミュレーションでは考慮していない空気巻き込みがある実験と比較している。今回は、空気巻き込みのない模擬実験結果とシミュレーション結果を比較し、液体ジェットのブレイクアップメカニズムを検討した。結果として、格子ボルツマンモデルは、空気巻き込みのない液体ジェット射出結果をよく再現し、ブレイクアップ長さに関する無次元数は、実験値とほぼ同様の値となった。シミュレーションによる速度分布の算出結果から、ジェット先端での渦がブレイクアップを促進することが確認された。

口頭

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 3; Influence by complicated structure on jet breakup and fragmentation behavior

齋藤 隆介*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。BWR炉心溶融事故への解析手法の適用性を確認するためには、計算結果と実験結果を比較することにより検証を行う必要がある。本研究では、溶融ジェットの崩壊(ジェットブレイクアップ)や微粒化に対する構造物の影響を明らかとするとともに、解析手法検証のためのデータを取得するため、構造物を含む水中への模擬溶融燃料物質の落下挙動に対する可視化実験を実施している。本報告ではBWRで事故により落下した溶融燃料を模擬したジェット射出実験を行い、構造物がジェットブレイクアップ現象や溶融燃料の微粒化挙動に与える影響について報告する。

口頭

ITERブランケット遠隔保守装置における除染評価

齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITERでは健全な運転を維持するために真空容器内機器である第1壁は遠隔保守装置(保守ロボット)により定期的に交換される。最大保守期間は第1壁440個の全交換作業で、2年以内の保守が要求されている。一方、この2年間の保守作業を故障なく信頼性高く進めるために、保守ロボット自体の保守保全が、ITERホットセル建屋内の補修エリアにおいて、ハンズオンにより行われる。このハンズオン作業のために、真空容器内保守作業時に保守ロボットに付着した粒径数$$mu$$m程度の放射化ダスト(タングステンやベリリウウム)を除染し、作業員の被爆量を下げることが極めて重要である。本研究では、MCNP5コードを用いて、機器の周り20点を評価点とする線量評価計算を行った。その結果、ITERでのハンズオン作業目標値(5$$mu$$Sv/h)を上回る箇所が存在することを明らかにした。この結果を受けて、保守ロボット設計ではホットセルエリアでの保守ロボットの保守保全作業手順の見直しや、除染困難箇所へのダスト侵入防止設計などのフィードバック設計を実施し、作業員の被爆量を下げる対策を講じた。

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