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論文

耐放射線ロボットの遠隔作業

岡 潔

機械の研究, 57(6), p.641 - 649, 2005/06

平成11年9月末に発生したウラン燃料加工工場における臨界事故(JCOの臨界事故)では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。このため、事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。この臨界事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故をできるだけ早く収拾するために、事故現場に即座に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処置作業を行うロボットの開発が必要となった。このような背景の下、日本原子力研究所では、これまで原子力施設用ロボット及び核融合炉用保守ロボットの開発を通して養ってきた知見や経験等を生かし、「事故時情報遠隔収集ロボット」(RESQ: Remote Surveillance Squad)の開発と並行して、より放射線レベルの高い環境下で作業が可能な「耐放射線ロボット」(RaBOT: Radiation-proof Robot)を開発した。本報告では、RaBOTを中心にその開発内容と遠隔作業の概要を述べる。

論文

低レベル放射性廃棄物の減容化技術

平林 孝圀; 門馬 利行

機械の研究, 48(5), p.18 - 24, 1996/00

原子力の利用に伴い発生する放射性廃棄物のうち、低レベル放射性廃棄物は、その放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の状況などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や現状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の汚染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を計画している高減容処理施設の概要を紹介する。

論文

核融合炉の原理と実用化,4.B.5; 放射能安全性

関 泰

機械の研究, 47(1), p.208 - 212, 1995/00

核融合実験炉および核融合動力炉の概念設計の経験に基づいて、トカマク型核融合炉の放射能安全性について解説する。今後の放射能安全性に関する研究開発が順調に進展すれば、核融合炉は放射能安全面から良質な動力源となり得るとの展望を紹介する。

論文

核融合炉の原理と実用化,4.A.4; 構造設計基準

宮 健三*; 武藤 康; 高津 英幸

機械の研究, 47(1), p.179 - 184, 1995/00

核融合実験炉の設計例としてITERのCDA設計を選び、これを設計・製作・運転するにあたって準拠すべき構造設計基準が具備すべき内容についての検討を、日本溶接協会FSD小委員会への委託研究として過去4年間にわたって実施した。核融合の原理と実用化の1項目として研究の成果を紹介したものである。内容は、構造設計基準を構成する項目の説明、運転状態分類及び機器区分についての提案とその考え方の説明、強磁場下で導電性材料が振動する場合の磁気粘性効果や強磁性材料に作用する磁気剛性効果についての実験結果の紹介、中性子照射を受けて脆化した316SSを構造材料として使用する時に微小欠陥からの不安定破壊が危惧されるが、これに関する実験及び解析結果の紹介、電磁力による破壊実験結果の紹介、ならびに溶接・検査に関する課題の解説などである。

論文

核融合炉の原理と実用化,4.B.2; 先進ダイバータ

嶋田 道也; 野田 信明*

機械の研究, 47(1), p.195 - 200, 1995/00

ダイバータが果たすべき役割、すなわち不純物制御、粒子制御、熱制御について論じ、次にその役割を果たすためのスキームについて概説した。今日までのダイバータ実験は、低温・高密度ダイバータの特性と遠隔放射冷却に力が注がれている。最近、低温・高密度ダイバータと、主プラズマの閉じ込め特性の改善を両立させるため、ダイバータの形状をよりクローズにして排気することが、大型トカマク装置で計画されている。また、ITERの設計研究においては、放射冷却パワーをさらに増大させるため、ガス・ダイバータの検討を行っている。これは低温・高密度ダイバータの概念をさらに押し進め、高圧のガスでダイバータ・プラズマを囲い、プラズマの熱流がダイバータ板へ到達しないようにするというものである。

論文

超先進構造・材料としての知的材料,11; 圧電性塗料

江草 茂則; 岩沢 直純*

機械の研究, 45(5), p.602 - 606, 1993/00

平成3年度に開始した「圧電性薄膜の形成に関する研究」(特別基礎研究)において、現在迄に得られている研究成果、及び、今後の研究計画について紹介した。先ず、構造材料の表面に圧電性薄膜を形成する方法、及び、その薄膜の圧電特性に影響する諸因子について解説した。次に、この圧電性薄膜を構造材料と一体化した振動センサとして利用する方法について解説した。今後の研究計画に関しては、現在迄に得られている圧電定数をさらに向上させるとともに、カバーすべき周波数領域を現在の低周波領域から超音波領域にまで拡張する計画について記述した。筆者らの圧電性薄膜は、振動センサのみならず亀裂センサ(AEセンサ)としても利用できるので、その将来の応用分野についても解説した。

論文

高温ガス炉(VHTR)に関する伝熱の問題

菱田 誠; 秋野 詔夫; 小川 益郎; 功刀 資彰; 河村 洋; 佐野川 好母; 岡本 芳三

機械の研究, 39(1), p.154 - 160, 1987/01

日本原子力研究所では高温ガス炉(VHTR)の開発を行ってきた。VHTRは冷却材の出口温度が950$$^{circ}$$Cと高温であり、その構成要素となる高温機器の開発に当たっては伝熱の関係する問題も多い。図1に炉の設計例を示すが、開発すべき高温機器の例としては、燃料体、炉床部構造物、高温配管等が挙げられる。本報ではこれらの高温機器に関して行ってきた研究発表の内、以下の項目について得られた成果について報告する。(1)燃料体に関する伝熱と流れ。1)円管内ガス流を強加熱した場合の層流化。2)環状流路の熱伝達と圧力損失。3)燃料体の伝熱流動特性。(2)高温配管の断熱特性。(3)高温プレナムブロックにおける冷却材の混合。

論文

高温断熱構造物とその使用例

下村 寛昭; 岡本 芳三

機械の研究, 26(11), p.25 - 30, 1974/11

ガス冷却原子炉における圧力容器、特にプレストレスコンクリート圧力容器(PCRV)の保護と断熱について、最近の傾向を説明し、実在するガス冷却炉の断熱方式を説明した。また、これら断熱システムの性能向上と長期にわたる性能維持のために必要な対策を説明した。最後に、原子力分野における場合と同様に、断熱技術が重要な問題となる、宇宙航空技術分野における断熱法の照介を行っている。

論文

高温断熱構造物の熱的諸問題

下村 寛昭; 岡本 芳三

機械の研究, 26(10), p.1247 - 1252, 1974/10

高温高圧下の各種気体雰囲気中における断熱材の熱的特徴についてのべ、通常の大気中で使用される保温材との熱伝達上の基本的相違点について述べる。また、高温高圧下における断熱材の熱的挙動を把握するために必要な基本的無次元量がレイレー数(Ra)、ダーシイ数(Da)およびアスペクト比であることを説明し、これらの諸量が断熱材の熱特性におよぼす影響を説明すると共に、断熱材に関する熱伝達研究の現状について述べた。更に、高温内部断熱材の種類および特徴についても概説した。

論文

高温断熱材に関する理論とその現状

下村 寛昭; 岡本 芳三

機械の研究, 26(9), p.1110 - 1114, 1974/09

高温高圧雰囲気中における断熱構造物の断熱効果を減少せしめる諸原因、即ち、多孔質中の自然対流、隙間の発生と間隙間自然対流または自然循環、バイパス流および放射伝熱等について述べ、その発生原因と熱的特性への影響を説明する。また、これらの断熱性能を防止するための基本的対策を示すとともに、熱伝達特性と諸量との関係について説明した。

論文

環境汚染に対するRI・放射線の利用

小林 昌敏

機械の研究, 23(10), p.1356 - 1360, 1972/00

産業公害はいまや日本の社会における最大の問題になりつつあり,多くの企業において生産工程の変革を迫られたり,あるいは都市や工業地帯における立地条件や合理的な規制が必要になつてきている.

論文

原子炉における漏洩防止機構,3

岡本 芳三; 村尾 良夫

機械の研究, 20(4), p.591 - 596, 1968/00

高速増殖炉は高速中性子により核分裂反応を起す形状の原子炉であり、発生熱源として、炉心内出力密度が、数百kW/lというように非常に高く、10年以後における原子力発電の主流をしめるものとして、注目されている原子炉の一つである。このような高速炉に使用される冷却材には、熱除去にかんする特性のきわめてすぐれたナトリウムおよびナトリウム・カリウム合金などの液体金属が使用されることになる。本稿ではガスおよび水冷却炉にひきつづき、液体金属炉における漏洩防止にかんする固有の問題点について述べ、ポンプ,回転プラグ,制御棒などに使用される漏洩防止機構の実施例について解説したものである。

論文

原子炉における漏洩防止機構,2;水冷却形原子炉

岡本 芳三; 村尾 良夫

機械の研究, 20(3), p.443 - 448, 1968/00

抄録なし

論文

高温液体金属技術; 宇宙用ランキンサイクル原子力発電の技術

堀 雅夫

機械の研究, 18(12), p.1441 - 1447, 1966/00

宇宙航行物体における大出力、長寿命用の発電方法としては、原子炉と液体金属ランキンサイクルを組み合わせる方法が最も有望と考えられている。このため水銀、カリウムなどの液体金属を作業媒体とするランキンサイクル発電装置の開発およびそれに必要な液体金属の高温度における熱伝達、流動材、料、機器、計測器などの研究が、アメリカ、ソビエトなどで盛んに行なわれており、これらは高温液体金属技術(High-Temperature Liquid-Metal Tec-hnology)と総称されている。以下ランキンサイクル宇宙用原子力発電装置の現状および高温液体金属技術の問題点についてのべる。

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