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論文

Fabrication techniques of the sample supporting jigs for post irradiation examination with 3 dimension printer

宮井 博充; 鈴木 美穂; 金沢 浩之

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 4 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、原子力発電所で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。照射後試験の試料は小さく形も様々であることから、マニプレータによる試料の取扱いを容易にするため、試料形状に合わせて作られた様々な治具が用いられている。冶具は従来機械加工により作られている。今回、治具の寸法精度を向上させるとともに製作時間を短縮することを目的として、3Dプリンタを用いたPLA樹脂製の治具の造形を試みた。当該3Dプリンタの造形精度については、造形物寸法は設計寸法より凹部では小さく、凸部では大きくなる傾向のあることが分かった。このことから目的とする寸法の造形物を作る際は、この傾向を考慮した設計寸法にする必要がある。また、治具へのカーボン蒸着性は良好で、治具は走査型電子顕微鏡(SEM)観察にも適用できることが分かった。そして治具は研磨やエッチング工程に対しても問題はなく、金相試験用の治具としても用いることができることが分かった。

論文

An Approach for remote nondestructive testing method for concrete structure using laser-generated ultrasonic

古澤 彰憲; 西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 中村 香織*

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00

福島第一原子力発電所の廃炉作業は東日本大震災以降、原子力機構の最も重要な課題の一つである。廃炉作業は今後数十年に渡り行われ、その作業性を担保するために原子力発電所のコンクリート構造物の検査・監視・保全保守技術は重要かつ不可避であり、精力的に推進する必要がある。最近の報告でもコアコンクリート反応によるコンクリート構造物の劣化状況を推定することは難しいとされている。加えて海水注入による鉄筋の腐食が進行していることは明らかであり、既存のコンクリート検査法が遠隔操作に適していないことから新たな鉄筋コンクリート検査方法を考慮するべきである。鉄筋コンクリートの劣化プロセスの中で、鉄筋-コンクリート間の隙間や密着性の低下が発生する。この事象に注目して我々は新しい鉄筋コンクリートの検査法が開発できないかと着目した。具体的には鉄筋コンクリート中の鉄筋にレーザーを照射することでレーザー生成超音波を発生させ、鉄筋中を伝播させる。伝播させ、内部の劣化情報を得た超音波波形を遠方のLDVで測定する。今回は、これらの隙間や密着性の低下が鉄筋を伝播する超音波にどのような影響を与えるのか実験的に調査したので報告する。

論文

Application of FE-SEM to the measurement of U, Pu, Am in the irradiated MA-MOX fuel

佐々木 新治; 丹野 敬嗣; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00

高速炉での照射中には、径方向の温度勾配により、径方向に組織変化と径方向の元素分布の変化が発生する。このため、マイナーアクチノイドが含まれるMOX燃料の照射による振る舞いを研究することは、高速炉燃料の開発に重要である。燃料試料の詳細な観察と元素分析を行うために、FE-SEM/WDXを用いて、照射済のMA-MOX燃料の照射後試験を実施した。試料は高い放射能量と$$alpha$$線を有するため、装置は改造している、(1)放射性物質の漏洩を防ぐため、FE-SEMとシールドを遠隔でコントロールする試料移送装置を取り付けた。(2)装置と作業者の被ばくを防止するため、装置は遮へい体の内部にインストールし、制御系は外部に移設した。照射されたMA-MOXには組織変化が観察され、特性X線のピークを検出することに成功した。特性X線の強度を用いて、U, Pu, AmのMA-MOX試料の径方向に沿った定量的な評価を試みた。これにより、Um, Pu, Amの径方向の分布の変化を掴むことができた。この方法は、微細組織の変化とMA-MOX燃料の元素分布の変化を解明することに大きな利点がある。

論文

Radiochemical analysis of rubble collected from around and inside reactor buildings at Units 1 to 4 in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 義行; 青野 竜士; 今田 未来; 田中 究; 上野 隆; 石森 健一郎; 亀尾 裕

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 13 Pages, 2017/00

福島第一原子力発電所の事故で発生した放射性廃棄物の処理処分方策の検討には、廃棄物に含まれる放射性核種の種類と濃度を把握する必要がある。そのためには、測定が容易な$$gamma$$線放出核種のみならず、$$alpha$$線や$$beta$$線放出核種に対する放射化学分析を行い、放射能データを蓄積する必要がある。そこで、本研究では1から4号機原子炉建屋の内部及び周辺から採取した瓦礫の詳細な放射化学分析を行った。原子炉建屋内部及び周辺の瓦礫について、$$^{60}$$Co及び$$^{90}$$Srの放射能濃度は、$$^{137}$$Csの放射能濃度と比例関係の傾向にあることがわかった。また、原子炉建屋内部から採取した瓦礫からは、環境濃度レベルのPuが検出された。このPuは$$^{238}$$Pu及び$$^{239+240}$$Puの濃度比から炉内の燃料に由来するものと推定した。

論文

Electrochemical corrosion tests for core materials utilized in BWR under conditions containing seawater

静川 裕太; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 5 Pages, 2017/00

本研究では、福島第一原子力発電所(1F)事故時における使用済燃料プールへの海水投入事象を踏まえて、燃料集合体部材のすきま腐食が発生する可能性の有無を調査するため、BWR炉心材料として使用されている304Lステンレス鋼を用いた電気化学腐食試験を塩水条件下において実施した。特にSUS304Lのすきま構造部を有する上部端栓部に注目し、基礎データを取得するため、簡易的な構造であるSUS304Lの板状すきま試験片に対し腐食すきま再不動態化電位測定を行った。その結果、SFP内の水質条件として含まれる温度80$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上または温度50$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上の条件において、すきま再不動態化電位$$E_{rm R,CREV}$$は自然浸漬電位$$E_{rm SP}$$よりも卑となることから、すきま腐食が発生する可能性があることがわかった。

論文

Contributions to the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station by JAEA Naraha Remote Technology Development Center

大道 博行; 川妻 伸二; 小島 久幸; 石原 正博; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 8 Pages, 2017/00

Naraha Remote Technology Development Center of Japan Atomic Energy Agency has started full operation on April 1st 2016. We describe the role, details of the facility including mock-ups and virtual reality system coupled with the robot simulation techniques for mainly the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. We also emphasize our own research and development to encourage and to contribute to facility utilization. The facility is open for domestic as well as foreign users who wish to contribute to the decommissioning as well as revitalization of Fukushima.

論文

Damage on the JMTR hot laboratory by the 2011 Great East Japan Earthquake

柴田 晃; 中村 夏紀; 那珂 通裕

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 11 Pages, 2017/00

2011年3月11日に発生したマグニチュード9.0の地震は東北地方太平洋沖地震として知られている。JMTRホットラボはこの地震により様々な損害を被った。本発表では、JMTRがこの地震から被った様々なダメージについて報告する。JMTRホットラボは鉄セル,鉛セル,コンクリートセルの三種類のセルが存在する。コンクリートセルにおいては、ホットセルの背面遮へい扉の電子錠が地震により破損した。また、ホットラボ建家の様々な場所でコンクリートにき裂が生じた。本発表ではこれらホットラボの被った損害について報告する。

論文

Management of JMTR hot laboratory without operation of system of air supply and exhaust

中村 夏紀; 柴田 晃; 那珂 通裕

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 4 Pages, 2017/00

JMTRホットラボは排気筒取替工事のため現在給排気設備を停止している。給排気設備停止下におけるホットラボを適切に管理するため、ホットラボでは様々な維持管理を行っている。本発表では、その1つとして施設の目張りとその有効性を確認する表面密度測定について報告する。ホットラボでは放射性物質が漏洩する可能性のある箇所をテープで目張りし、その有効性を確認するため目張り付近の表面密度測定を行い、漏洩がないことを確認している。これらの維持管理は排気筒取替工事が完了するまで行われる。

論文

Development of metal corrosion testing method simulating equipment of reprocessing of spent nuclear fuels

松枝 誠; 入澤 恵理子; 加藤 千明; 松井 寛樹

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 4 Pages, 2017/00

PUREX法では使用済燃料が硝酸溶液へと溶解される。使用済燃料由来の核分裂生成物を含む再処理溶液は金属材料の強い腐食性を有し、ステンレス鋼製機器の表面には頻繁に腐食が発生する。プロセス溶液中のルテニウム(Ru)やネプツニウム(Np)のような酸化性イオンはステンレス鋼が激しく腐食する主な要因となる。ステンレス鋼の腐食速度を得るために、腐食試験装置をホットラボ(日本原子力研究開発機構の廃棄物安全試験施設(WASTEF))内の気密型コンクリートセルへと設置し、Np含有加熱硝酸溶液中のステンレス鋼腐食試験を実施した。腐食試験は室温から沸点の温度範囲で1バッチ500時間実施した。その結果、硝酸溶液中のNpはステンレス鋼の腐食を加速することが示された。

論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 2; Labolatory-1

菅谷 雄基; 坂爪 克則; 圷 英之; 井上 利彦; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 8 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構は、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けて、ガレキや燃料デブリ等の放射性廃棄物を分析・研究する研究開発拠点「大熊分析・研究センター」を整備する。本稿では、大熊分析・研究センターのうち、低・中レベルの放射性廃棄物の分析を行う「第1棟」について、構想や研究計画等を概説する。

論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 3; Laboratory-2

伊藤 正泰; 小川 美穂; 井上 利彦; 吉持 宏; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構大熊・分析研究センター第2棟は、燃料デブリの処理技術の技術開発に活用される予定である。具体的な分析内容とその重要性は、2016年度に専門家委員会で議論された。燃料デブリの回収と臨界管理に関するトピックを最も重要な内容としている。その結果、形状・サイズ測定、組成・核種分析、硬さ・靭性試験、線量率測定などの試験を行う装置を導入することが優先されることになった。また、試料は受入れ時、線量率(1Sv/h以上)が高いため、十分な放射線遮蔽能を有するホットセルが使用される。ホットセルでは、試料の切断や溶解などの前処理が行われる。処理された試料は、コンクリートセル,スチールセル,グローブボックス、およびフードで試験される。2017年度に第2棟の詳細設計を開始した。

論文

Decommissioning program of Research Hot Laboratory in JAEA; Technical review of dismantling works for the lead cells, 2

椎名 秀徳; 小野 勝人; 西 雅裕; 二瓶 康夫

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

原子力科学研究所のホットラボは1961年以降、燃料および構造材料の照射後試験のための日本初の施設である。ホットラボは、地上2階地下1階でできており、コンクリートセル10基と鉛セル38基が設置されている。ホットラボでは、2003年に照射後試験が完了した後、研究施設の合理化を促進するために、廃炉計画が実施された。プログラムの第一段階として、PIE装置と照射試料の除染および撤去を行った。鉛セルの解体は、2005年に開始された。現在、26基の鉛セルを解体が完了している。本発表では、鉛セルの解体作業の技術内容を報告する。

論文

High temperature physicochemical properties of irradiated fuels

石川 高史; 大西 貴士; 廣沢 孝志; 田中 康介; 勝山 幸三

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 10 Pages, 2017/00

Research and development (R&D) of high temperature behavior of irradiated fuels have been conducted for many years in the Alpha-Gamma Facility (AGF) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). An apparatus for measuring melting temperatures for irradiated fuels and an apparatus for the evaluation of radionuclides (fission products; FPs and actinides) release behavior from the irradiated fuels were installed in hot cells in AGF. In this paper, the activities of the R&D of the high temperature behavior of irradiated fuels are reviewed and detailed descriptions of the apparatuses are provided.

論文

The Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 1; The Total progress of Labolatory-1 and Labolatory-2

井上 利彦; 小川 美穂; 坂爪 克則; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構が整備を行っている、大熊分析・研究センターについて概要を報告する。大熊分析・研究センターは、福島第一原子力発電所(1F)廃止措置のための中長期ロードマップに基づき整備されており、施設管理棟, 第1棟, 第2棟の3つの施設で構成されている。第1棟, 第2棟はホットラボであり、第1棟は中低線量のガレキ類等を分析対象としており、許認可を得て2017年4月から建設を始めて2020年の運転開始を目指している。第2棟は、燃料デブリ及び高線量ガレキ類の分析を行うためコンクリートセルや鉄セル等で構成しており、現在設計中であり、導入する分析装置の選定作業等を行っている。

口頭

Design of pseudo fuel debris fabrication equipment for critical experiment in converted STACY

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 井澤 一彦; 小川 和彦

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向けて、日本原子力研究開発機構(JAEA)は1F燃料デブリの臨界特性評価のため、燃料デブリ模擬体の調製設備を設計している。設計にあたっては、調製方法の実現可能性を確認するため、酸化ウランと構造材料(鉄、ケイ素、ジルコニウムなど)を混合した燃料ペレットを試作した。燃料デブリ模擬体の試作により、圧縮成型条件や焼結条件などの特性が得られた。これらの特性を反映した燃料デブリ模擬体調製設備は、2016年に設計され、現在製作中である。さらに2018年に実験室に設置され、燃料デブリ模擬体の調整が開始される予定である。

口頭

In situ Raman spectroscopy on nuclear materials in hot cell

Miro, S.*; Peuget, S.*; Tupin, M.*; Fayette, L.*; 仲吉 彬; Perrin, S.*; Jegou, C.*

no journal, , 

Micro-Raman spectroscopy is a powerful technique for analyzing nuclear materials (fuels, claddings and simulated fuel debris). For this purpose, the confocal Raman spectrometer of the Atalante facility (CEA/Marcoule), coupled to an optical microscope in a hot cell, is used to study the aging of nuclear materials in service conditions (reactor, interim storage, waste disposal) or in accidental conditions, subjected to complex scenarios of irradiation, temperature and interaction with the surrounding environment. This contribution aims to illustrate, through examples, the interest of Raman spectroscopy in the characterization of nuclear materials in a wide range of chemical composition and solicitation.

口頭

International collaborations at JAEA CLADS toward decommissioning of Fukushima Daiichi NPS

鷲谷 忠博; 倉田 正輝; 芦田 敬; 鳥居 建男

no journal, , 

廃炉国際共同研究センター(CLADS)では福島第一原子力発電所の廃止措置への貢献の一環として、燃料デブリの性情把握、事故事象の解析、事故廃棄物の管理、遠隔技術の開発等の基礎基盤研究について、廃炉研究やSA研究を中心に国内外の英知を結集して研究開発を進めている。本報ではCLADSにおけるこれらの研究の概要を紹介するとともにCLADSにおける諸外国との国際協力とその成果を報告する。

口頭

Revisiting the TMI-2 core melt specimens to verify the simulated corium for Fukushima Daiichi NPS

高野 公秀; 小野澤 淳; 鈴木 美穂; 小畑 裕希

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生じたコリウム(燃料デブリ)取り出しに向けて、その性状を予測するために種々の手法・条件で模擬コリウムを実験室規模で作製して生成相、組織、機械特性等のデータ取得と整理を進めている。一方で原子力科学研究所の燃料試験施設には、米国TMI-2事故で生じた炉心溶融物の試料が保管されており、これを再度観察、分析することで模擬コリウムの模擬性を検証するために用いた。急冷及び徐冷条件で作製した模擬コリウムと、TMI-2の上部クラスト部(急冷)及び熔融プール部(徐冷)をそれぞれ比較した結果、急冷条件では緻密な立方晶単相組織ができやすいのに対し、徐冷条件では高ウラン濃度の立方晶と低ウラン濃度の正方晶がミクロンサイズに分離した組織ができやすいという共通の傾向を確認した。

口頭

Development of analytical methods for radioactive waste samples from TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station site at JAEA Okuma Analysis and Research Center

佐藤 宗一; 岩崎 真歩; 三浦 克恵; 古庄 義明*; 中山 真一

no journal, , 

JAEA is currently constructing the Okuma Analysis and Research Center near the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) site according to the Japanese Government's "Mid-and-Long-Term Roadmap". The Okuma Analysis and Research Center (Okuma Center) analyzes radioactive samples from the 1F site. Laboratory-1 is for radioactive analysis of low and medium level radioactive rubbles and secondary wastes. Radiometric analysis is applied to measure the content of radio nuclides in the samples. The laboratory-1 starts operation with 200 samples per year at the beginning, and the number of samples will increase with time. Due to the large number of samples to be analyzed, the Okuma Center will face shortage of analytical engineers. JAEA has studied application of the triple quadrupole ICP-MS, ICP-QQQ-MS, for determination of long half-life nuclides which does not need pre-treatment. For short half-life nuclide determination, radiometric analysis has advantage in terms of sensitivity compared to ICP-QQQ-MS, and JAEA have developed automated sample preparation system to minimize complicated analytical process. Combination of ICP-QQQ-MS and the automated sample preparation system can be expected to promote the analytical operations efficient, leading to obtain precise analytical data and decrease in radiation exposure.

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