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口頭

有人ヘリコプターによる放射線モニタリング

普天間 章

no journal, , 

令和3年度原子力規制庁技術基盤グループ-原子力機構安全研究・防災支援部門合同研究成果報告会のショートプレゼンセッションにおいて、有人ヘリコプターによる放射線モニタリングについて紹介する。

口頭

緊急時対応研究グループの研究概要及び原子力災害時の汚染検査における車両用ゲート型モニタ活用に向けた性能評価

平岡 大和

no journal, , 

緊急時対応研究グループの研究概要とその一部の研究成果を報告する。原子力災害時の汚染検査にて車両用ゲート型モニタの活用が検討されている。この研究では、車両用ゲート型モニタの実用性に関し、測定試験により評価した。運用上の介入レベル(OIL)のうち、除染を実施する必要があるOIL4相当の汚染について、タイヤ部では十分に検知できることがわかった。しかし、タイヤとワイパー部の汚染について、OIL4超・以下の判定は難しいことがわかった。

口頭

さまざまな手法を用いた二相流計測装置開発の取り組み

廣瀬 意育

no journal, , 

熱水力安全研究グループで取り組んでいる二相流計測機器研究開発の現状と課題について紹介する。電気インピーダンストモグラフィ法による気相分布計測、超音波による液膜厚さ計測、マルチプローブによる気泡速度計測の三つに関して、最近の成果を報告する。

口頭

Development of adjoint-weighted k-eigenvalue sensitivity coefficient capability in Solomon solver

Tuya, D.

no journal, , 

原子力機構では新しい連続エネルギ中性子輸送モンテカルロソルバーであるSolomonの開発を進めている。Solomonは乱雑化Weierstrass関数を用いた連続的に変化する乱雑な媒質の臨界問題を扱えるという際だった能力を有している。中性子輸送モンテカルロコードの重要な機能の一つは感度解析あるいは不確かさ評価である。この発表ではSolomonソルバにおけるK-固有値の感度係数算出機能の開発について議論する。

口頭

燃料安全研究Grの研究概要

成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 田崎 雄大; 宇田川 豊

no journal, , 

安全研究センター燃料安全研究グループの研究概要として、反応度事故,冷却材喪失事故、及び設計基準を超える事故における燃料挙動に関する研究、並びに燃料挙動解析コードの開発について紹介する。

口頭

材料評価研究Grの研究概要及び原子炉圧力容器の健全性評価に関する研究

端 邦樹; 岩田 景子; 下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉

no journal, , 

原子力機構・安全研究センター・材料評価研究グループでは、試験炉で照射した材料や軽水炉プラントで使用された実機材料等を活用し、安全上重要な機器の経年劣化(原子炉圧力容器(RPV)の照射脆化等)を対象に、長期運転や新検査制度等に資するため、脆化メカニズムから構造健全性評価までの総合的な研究を推進している。その一環として、RPVの健全性評価において母材の板厚1/4位置の破壊靭性を用いてRPVの健全性を評価することの保守性を確認するため、高照射量領域まで中性子照射されたRPV鋼を用いて、ステンレスオーバレイクラッド(クラッド)下10mm位置と板厚1/4位置の破壊靭性や硬さ、金属組織等の比較を行った。その結果、中性子照射前後において、クラッド下10mm位置の破壊靭性は母材の板厚1/4位置に比べて良好であり、現行の評価手法は保守的であることを確認した。

口頭

原子力機構臨界安全研究Grの研究概要

郡司 智; 渡邉 友章; 須山 賢也; 荒木 祥平; 福田 航大

no journal, , 

臨界安全研究グループでは、サイクル施設の臨界安全性担保のために決定論的手法を用いた研究を行ってきた。一方、福島第一原子力発電所の廃炉作業では、これまでの臨界管理手法では対応できない。一時的に臨界超過になる確率とその影響を評価した上で、許容できるか否かリスクの考え方に基づいて判断し、作業を行うという新しい手法が求められている。このような研究課題を解決するために当グループが取り組んでいる研究活動のうち、下記の研究トピックスを紹介する。(1)臨界マップデータベース、(2)STACY設工認支援、(3)STACY実験の具体的検討、(4)照射後試験(PIE)/燃焼解析

口頭

ナノインデンテーション法を用いた燃料被覆管の機械特性評価

垣内 一雄; 山内 紹裕*

no journal, , 

安全研究センター燃料安全研究グループで実施している研究の一環として、ナノインデンテーション法を用いた燃料被覆管の機械特性評価に関する取り組みを紹介する。

口頭

経年劣化事象を考慮した原子炉構造機器の健全性評価手法の高度化

山口 義仁; 高見澤 悠; 真野 晃宏; Li, Y.

no journal, , 

令和3年度原子力規制庁技術基盤グループ-原子力機構安全研究・防災支援部門合同研究成果報告会安全研究センター報告会において、構造健全性評価研究グループで実施している原子炉機器の健全性評価手法の高度化および設計上の想定を超える事象に対応した構造強度評価法の高度化に関してショートプレゼンテーションセッションで発表を行う。

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