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論文

核燃料物質使用施設の高経年化対策に係わる安全評価手法の改善策の検討

坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴

保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07

日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。

論文

中性子の利用,2; 大強度陽子加速器(J-PARC)を利用した材料評価

諸岡 聡

保全学, 19(1), p.29 - 34, 2020/04

中性子回折法は中性子の優れた透過能を生かすことで、数十mmメーターオーダーの材料深部の応力・ひずみを非破壊で測定できる唯一の測定技術として知られている。特に、ミクロ応力に起因する弾性ひずみ等の情報を得るうえで、中性子回折法は有効な手段であり、ミクロ組織因子のバルク平均と力学特性との関係を求めて、材料開発や既存材料の信頼性を検討するのに適している。このように、中性子回折法は、従来の残留応力に基づく機械部品等の健全性評価だけでなく、材料の力学特性や機能性向上を目指した材料工学研究などへの応用が期待されている。本稿では、中性子回折法によるひずみ測定原理などの基礎を説明するとともに、代表的な鉄鋼材料について中性子回折法によるその場測定により行われた材料評価研究の一端を紹介し、本手法の将来を展望する。

論文

中性子の利用,1; 研究炉JRR-3における中性子応力測定

鈴木 裕士

保全学, 19(1), p.24 - 28, 2020/04

残留応力は、工業製品の製造工程における機械加工,塑性加工,接合,組み立てなどに起因して発生し、機械部品の寸法精度や、その疲労強度などに影響することが知られている。しかしながら、残留応力は直接、目に見ることはできないために、どこにどれだけの大きさの残留応力が発生しているかを把握することは難しい。そのため、何らかの方法により、その残留応力を定量化し可視化することが必要になる。中性子回折法は、中性子線の電荷を持たない特徴を生かして、鉄鋼材料などの金属材料に対し、材料表面から数十mm深さの領域の残留応力を非破壊で測定することができる。本稿では、中性子回折法による残留応力測定について、主にJRR-3のRESA-1を利用した残留応力測定技術を中心に、角度分散型中性子回折法による残留応力測定原理について簡単に解説するとともに、これまでの応用例の紹介と将来展望について述べる。

論文

再処理施設における分析/試験由来の高放射性固体廃棄物の処理技術

後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07

東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。

論文

高放射性廃液貯槽の廃液撹拌用三方弁等交換時における作業員の被ばく低減対策

礒崎 尚彦; 森本 憲次; 古川 竜一; 坪井 雅俊; 矢田 祐士; 三好 竜太; 内田 豊実; 池澤 和美*; 黒澤 健二*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.225 - 228, 2019/07

東海再処理施設では、使用済燃料の再処理の過程で発生した高放射性の廃液をガラス固化するまで貯蔵している。貯蔵に当たっては不溶解残渣等の沈降を防ぐために、定期的に槽内の液を圧縮空気により脈動させて撹拌している。撹拌を行うために三方弁やボール弁が設置されているが、これらの弁を保全のために交換する際に作業員の放射線被ばくが高くなる問題があったことから被ばく低減に取り組んだ内容を報告する。

論文

HTTRの保全管理(保全管理の特長及び実績)

島崎 洋祐; 山崎 和則; 飯垣 和彦

保全学, 18(1), p.16 - 20, 2019/04

高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)は、高温の冷却材を利用した水素製造技術の研究開発及び高温ガス炉開発のための試験研究を目的として、日本原子力研究開発機構の大洗研究所に設置されている日本初の高温ガス炉である。現在HTTRは、早期の運転再開に向けて、2013年12月18日に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合性確認のための原子力規制委員会による審査に対応している。本報では、保全管理に係る項目として、HTTR原子炉施設の設備、機器類の保守管理の実施状況について紹介する。

論文

世界の高温ガス炉開発の動向、国際協力及び国際戦略

西原 哲夫; 柴田 大受; 稲葉 良知

保全学, 18(1), p.30 - 34, 2019/04

世界の高温ガス炉開発の現状、並びに、それらの国と日本原子力研究開発機構が進めている協力について説明する。そして、これらの協力を通した日本の高温ガス炉技術の国際展開の考えを示す。

論文

福島第一廃炉の基盤研究拠点(CLADS)

岡本 孝司

保全学, 17(4), P. 1, 2019/01

CLADSは、福島第一原子力発電所(1F)の安全な廃炉基盤研究を遂行し、廃炉を完遂するための基盤研究のハブとしての活動を進めている。原子炉や燃料の安全は、「止める」「冷やす」「閉じ込める」を確保する事であるが、「閉じ込める」が極めて重要になる。40年以上にわたる閉じ込めを十分な信頼性をもって確保しつつ、遠隔操作で廃炉作業を進め、さらには、廃炉作業で出てきた大量の燃料デブリや、廃棄物を安全に管理し、処理処分していく事が必要になる。CLADSは、このための基盤研究を推進し、20年後の安全な廃炉プロジェクト、40年後の廃炉の完遂を目指し、より安全に、より環境負荷が小さく、より合理的な廃炉を目指した研究開発を進める。

論文

再処理施設における分析廃液配管のバルブシール材の物性評価

後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 稲田 聡

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.489 - 492, 2018/07

東海再処理施設分析所の放射性廃液は、受入れバルブ付きの配管を介して廃液受槽に一時保管され、送液バルブ付きの配管により廃液処理施設へ移送する。これらのバルブは、平成16年にシール材の劣化(廃液の漏えい)が確認され、シール材の材質をポリエチレン製からテフロン製に変更し、平成28年度には定期更新を行った。本件は、使用済みバルブシール材の物性値を調査し、放射性物質濃度等と劣化度との関連性を評価した。

論文

JRR-4の廃止措置計画の概要及び実施状況について

石黒 裕大; 根本 勉; 山田 佑典; 大山 光樹

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.501 - 505, 2018/07

JRR-4は平成22年12月まで運転後、次回の運転に向け施設定期自主検査中であった。その後、東北地方太平洋沖地震により被害を被ったが、1年後にほぼ復旧した。しかし、平成25年9月の原子力機構改革により廃止が決定した。廃止決定後、平成29年6月に廃止措置計画認可申請書の認可を受けるとともに、同年12月に当該申請書に関連した保安規定の変更認可を受け、廃止措置に移行した。本発表では、JRR-4の廃止措置計画の概要とこれまでの実施状況について報告する。

論文

1/2インチ配管内の検査補修用レーザー加工ヘッドの開発

小松 和三*; 関 健史*; 長縄 明大*; 岡 潔*; 西村 昭彦

保全学, 16(3), p.89 - 95, 2017/10

原子炉伝熱管内壁検査補修技術として1インチ内径の伝熱管の内壁を検査補修できるレーザー加工ヘッドの検査改良を行った。次世代高速炉では1/2インチ内径の伝熱管が使用されることから、これに対応したレーザー加工ヘッドを設計した。光ファイバスコープを中心に据え、中心軸上に据え付けた45度のミラーを直動方向と回転方向の2方向に移動させる定在波型アクチュエーターを組み込んだ。試作機は良好に動作し、1/2インチ内径の伝熱管の内壁を観察補修できる性能を有することが試験により明らかとなった。

論文

再処理施設におけるグローブボックスのグローブポートの更新技術

堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08

東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。

論文

東海再処理施設分析設備の保守・更新作業におけるグリーンハウスの設計・適用

鈴木 快昌; 田中 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.385 - 389, 2017/08

東海再処理施設の分析所では、グローブボックス等の分析設備や付帯機器・部品類の点検・更新等において、作業方法上、放射性物質の拡散リスク(作業員の内部被ばくリスク)を伴うものがあり、対策としてグリーンハウス(GH)と呼ばれる汚染拡大防止用のハウスを設置する。本件では、東海再処理施設分析設備において、これまでに様々な保守・更新作業で用いたGHの概要について報告する。

論文

福井県における原子力機構によるレーザー研究開発と産業振興

古澤 彰憲; 竹仲 佑介*; 西村 昭彦; 水谷 春樹; 村松 壽晴

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.479 - 480, 2017/08

本報告では、原子力機構福井支部における、レーザー応用研究と産業振興について述べる。産業振興はプラント保全保守技術の発展および廃炉技術の確立のため不可避であり、長期的な視点をもって戦略的に取り組むべき課題である。日本原子力機構福井支部ではその視点に基づいてこれまでに、産業振興と産業界との技術交流を促進する公開セミナー活動を行ってきた。ここでは平成29年度における同セミナーで紹介した課題のうち特にレーザー応用研究開発に関するものの紹介を行い、最後に我々の目指すところと重要な視点について述べる。

論文

研究開発段階発電用原子炉の特徴を考慮した保守管理の提案

高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚

保全学, 15(4), p.71 - 78, 2017/01

研究開発段階炉に適した保守管理について、まずはじめに、その目的を明確化し、次に実用炉用保守管理規程の研開炉への適用性について検討した。検討結果に基づき、研開炉の保守管理に関する要求事項及び考慮事項を提案した。最後に、適用例として、ナトリウム冷却高速炉の保全計画の設定例を示した。

論文

THALES-2によるフィルターベントシステムの有効性評価

近藤 雅裕*; 吉本 達哉*; 石川 淳; 岡本 孝司*

保全学, 15(4), p.79 - 85, 2017/01

シビアアクシデント総合解析コードTHALES-2にフィルターベントシステムを新規に導入し、軽水炉の全電源喪失事故を対象にソースターム評価を行うことにより、その有効性検討を実施した。これよりフィルターベントが環境への放射性物質の放出低減に有効であること、並びに格納容器スプレイを併用することで環境への放射性物質の放出をより低減可能であることを確認した。

論文

本格運用に入った原子力機構・楢葉遠隔技術開発センター

大道 博行

保全学, 15(3), p.20 - 25, 2016/10

原子力機構・楢葉遠隔技術開発センターは、廃炉、復興に向け、多くの方々に利用していただくことを前提にした施設であり、その趣旨に従った新しいスタイルの運営が求められている。当センターは福島第一原子力発電所から20km圏内に初めて建設され運用を開始した最初の国立研究開発法人の開発拠点であり、関係方面の期待も大きい。本解説論文でセンター内に整備された施設を説明するとともに今後の方向性などを述べる。

論文

会議報告; 2016 ASME Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2016)

矢田 浩基

保全学, 15(3), P. 86, 2016/10

2016年7月17日$$sim$$21日の5日間、カナダのバンクーバーにて開催された"2016 ASME Pressure Vessels & Piping Conference"の概要を報告する。

論文

研究用原子炉JRR-3における中性子ビーム利用研究

武田 全康

保全学, 15(2), p.31 - 34, 2016/07

研究用原子炉JRR-3は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が茨城県那珂郡東海村の原子力科学研究所(原科研)の敷地内に所有する熱出力20MWの高性能汎用研究炉である。平成2年に臨界に達した後、大地震が東日本をおそった平成22年度までの20年に亘りJRR-3を使った中性子ビーム利用実験(ビーム利用)と材料照射が行われてきた。ビーム利用に関しては、震災が起きた平成22年度には約22,000人・日にも及ぶ利用があった。このような大きな需要を持ちながら、停止期間が5年以上という長期間となり、学術的な側面、教育的な側面、産業利用の側面などで多くの負の影響を与えている。本稿ではJRR-3でこれまで行われてきた研究の概要、停止期間が長期にわたることによる利用者への影響及び原子力機構が行っている再稼働への取り組みを解説する。

論文

耐放射線性を有する水中無線伝送システムの開発

武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴垣 太郎*; 駒野目 裕久*; 上野 俊二*; 土谷 邦彦

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.379 - 386, 2016/07

東京電力福島第一原子力発電所事故の経験や教訓を踏まえ、過酷事故時においても水中における信号伝送が可能な無線システムの高度化に向けた基盤技術開発に取り組んだ。使用する送受信方式の選定や構成部品の耐放射線性評価を終え、要素的な技術開発を完了した。さらに、これらの要素技術を踏まえた送受信系を試作して水中環境を模擬した伝送試験を実施した。その結果、気泡や浮遊物等が存在する水中環境においても環境ロバスト性を有しており、水中5m間の可視光による無線伝送が十分に可能であることが示され、システム開発に目途を付けた。今後は、水中伝送性能のさらなる安定性向上や、放射線環境下におけるセンサ計測データ処理を確証し、システムの技術的な完成を目指す。

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