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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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(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。

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:7 パーセンタイル:55.77(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。

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

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:51 パーセンタイル:74.53(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。

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。

口頭

JT-60U解体機器の放射化の分析

齋藤 真貴子; 助川 篤彦; 小林 和容; 宮 直之; 池田 佳隆

no journal, , 

大型核融合実験装置「JT-60U」は、超伝導化計画「JT-60SA」に改修するため、トカマク本体を解体した。JT-60UではD-D反応による中性子が発生していることから、トカマク本体の解体機器は放射化物として取扱い、それらの機器に関してそれが設置していた大よその場所、材料、線量当量率、重量等を記録し、放射化物保管設備に保管した。今回、これらの記録をもとに、場所や材料に対する線量当量率を調べるとともに、3次元中性子束計算等との比較を行い、将来のクリアランスに向けた基礎データを取得した。

口頭

ITERブランケット遠隔保守装置における耐放射線性機器の開発

齋藤 真貴子; 安斉 克則; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITER遠隔保守装置には、最大440個のブランケットモジュールを最大250Gy/hの高線量環境の中で2年以内に交換することが要求されている。2年間の保守作業の稼働率を上げるためには、構成部品の信頼性を高め故障確率を低減させることが必要となる。このため、構成部品について故障モード影響解析(FMEA)によって、故障モードと致命度を分析し、放射線に関わる故障を抑制する最も重要な要素部品は潤滑剤, オイル漏れ防止用Oリング, 電気絶縁ケーブルであることを特定した。この結果から、ACサーボモータでは、潤滑剤として、ポリフェニルエーテル系合成油の基油と自己保持性のある増調剤である特殊ベントナイトを使用した市販グリースを、電気絶縁ケーブルとして材料入手と製作の容易なPEEK材を選定した。また、ケーブルのシース材では、可とう性とハロゲンフリーの観点から耐燃性架橋ポリオレフィンをベース材とし、耐放性を向上するためラジカル捕捉剤を添加した材料を選定した。照射試験は日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のCo60$$gamma$$線照射装置を用いて行った。その結果、ACサーボモータにおいては8MGy、ケーブルシース材においては3.2MGyまでの耐放性強度、及び故障モードを確認できた。

口頭

核融合炉(ITER)用遠隔保守ロボットのための耐放射線性機器開発

小舞 正文; 安斉 克則; 野口 悠人; 齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

現在建設中の国際熱核融合実験炉ITERでは、放射線環境(250Gy/hr)のため完全遠隔による炉内保守が必要となっている。原子力機構はブランケット遠隔保守ロボットの調達に向けて、保守ロボットに用いる耐放射線性機器の開発・統合試験を進めている。本発表では耐放射線性機器開発の最新状況について報告する。

口頭

緊急時モニタリング検討委員会の活動報告

細田 正洋*; 斎藤 公明; 三上 智; 真田 哲也*; 大森 康孝*; 武田 晃*; 山田 崇裕*; 平尾 茂一*; 谷 幸太郎*; 折田 真紀子*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故の教訓を反映した我が国の緊急時モニタリング体制の整備は、原子力発電所の再開が行われる現状にあって最重要事項である。保健物理学会緊急時モニタリング検討臨時委員会では、我が国のモニタリング体制に関する包括的調査を行い、緊急時における環境及び個人モニタリングを実施するための体制の整備と強化を目的とした提言を行うべく活動をしている。本委員会の調査活動の概略と成果報告に加え、緊急時モニタリングに係る我が国の体制強化に資する提言について発表する。

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