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Wright, T.*; 羽成 敏秀; 川端 邦明; Lennox, B.*
Proceedings of 17th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2020) (Internet), p.315 - 321, 2020/00
In exploratory robotics for nuclear decommissioning, environmental understanding is key. Sites such as Fukushima Daiichi Power Station and Sellafield often use manually controlled or semi-autonomous vehicles for exploration and monitoring of assets. In many cases, robots have limited sensing capabilities such as a single camera to provide video to the operators. These limitations can cause issues, where a lack of data about the environment and limited understanding of depth within the image can lead to a mis-understanding of asset state or potential damage being caused to the robot or environment. This work aims to aid operators by using the limited sensors provided i.e. a single monocular camera, to allow estimates of the robot's surrounding environments to be generated in situ without having to off load large amounts of data for processing. This information can then be displayed as a mesh and manipulated in 3D to improve the operator awareness. Due to the target environment for operation being radioactive, speed is prioritised over accuracy, due to the damaging effects radiation can cause to electronics. In well lit environments images can be overlaid onto the meshes to improve the operators understanding and add detail to the mesh. From the results it has been found that 3D meshes of an environment/object can be generated in an acceptable time frame, less than 5 minutes. This differs from many current methods which require offline processing due to heavy computational requirement of Photogrammetry, or are far less informative giving data as raw point clouds, which can be hard to interpret. The proposed technique allows for lower resolution meshes good enough for avoiding collisions within an environment to be generated during a mission due to it's speed of generation, however there are still several issues which need to be solved before such a technique is ready for deployment.
石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.
JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07
JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB
2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。
堺 公明; Ren, L.*; Tsige-Tamirat, H.*; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Ashurko, Y.*; Fanning, T.*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
The Generation IV (GEN-IV) international forum is a framework for international cooperation in research and development for the next generation of nuclear energy systems. The SFR Safety and Operation (SO) project addresses the area of the safety technology and the reactor operation technology developments. The aim of the SO project includes (1) analyses and experiments that support establishing safety approaches and validating performance of specific safety features, (2) development and verification of computational tools and validation of models employed in safety assessment and facility licensing, and (3) acquisition of reactor operation technology, as determined largely from experience and testing in operating SFR plants. In this paper, recent activities in the SO project are described.
塩沢 周策; 小森 芳廣; 小川 益郎
日本原子力学会誌, 47(5), p.342 - 349, 2005/05
原研では、高温の熱利用による原子力エネルギーの利用拡大を目的として、高温工学試験研究炉を建設し、高効率発電,水素製造等の熱利用を目指した高温ガス炉システムに関する研究開発を進めている。本記事では、HTTRプロジェクトの研究開発を中心に、その経緯,これまでの主要な成果,現状,国際的な動向及び高温ガス炉水素製造システムに関する将来計画等を紹介する。なお、本解説記事は、文部科学省の革新的原子力システム技術開発公募事業「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」に関する技術開発の一環として実施された成果、並びに、文部科学省から原研が受託して実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」により得られた成果の一部である。
中川 繁昭; 坂場 成昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 大和田 博之*
JAERI-Tech 2005-015, 26 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-015.pdf:1.77MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が2002年より実施されている。本報は、2005年3月に計画している制御棒引抜き試験(SR-3),循環機停止試験(S1C-3/S2C-3),流量部分喪失試験(SF-2)の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 橘 幸男; 坂場 成昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.301 - 308, 2004/10
被引用回数：22 パーセンタイル：79.11(Nuclear Science & Technology)HTTRを用いた安全性実証試験が、HTGRの固有の安全性を実証するため、及びHTGR用安全解析コードの検証のための実測データを提供するために実施中である。安全性実証試験は2つのフェーズに分けられ、最初のフェーズでは異常な過渡変化やATWSを模擬した試験を実施する。次のフェーズでは事故を模擬した試験を実施する。制御棒の誤引抜きや流量低下事象を模擬した最初のフェーズについては、2002年度から開始され2005年まで実施する予定である。事故を模擬する次のフェーズの試験については、2006年度から開始する予定である。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 高田 英治*; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 栃尾 大輔; 橘 幸男; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2004-014, 24 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-014.pdf:1.06MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また実用高温ガス炉及び第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。本報は、2004年に計画している制御棒引抜き試験,循環機停止試験,流量部分喪失試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について述べたものである。事前解析の結果、炉心の負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着くことが明らかとなった。
, after locally targeted irradiation with heavy ion beamsLing, E.*; 深本 花菜*; Xu, S.*; 白井 孝治*; 金勝 廉介*; 小林 泰彦; Tu, Z.; 舟山 知夫; 渡辺 宏; 木口 憲爾*
Journal of Insect Biotechnology and Sericology, 72(2), p.95 - 100, 2003/09
家蚕4齢幼虫の造血器官に重イオンビームを局部照射した後に組織を観察すると、照射個体の5齢初期では造血器官内の多くの細胞がネクローシス様の異常形態を示し、造血器官を包む無細胞性の被膜組織が消失するが、5齢後期では器官内部が再び多くの血球細胞で満たされる。これは、重イオン照射によって傷害を受けた造血器官がその後の発育過程で再生することを示している。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2003-074, 37 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-074.pdf:1.83MB
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。本報は、2003年8月に計画している循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。事前解析の結果、循環機停止後、負の反応度フィードバック特性により原子炉出力が低下し、原子炉が安定に所定の状態に落ち着き、この間の炉内温度変化が緩慢であることが示された。
坂場 成昭; 中川 繁昭; 橘 幸男
Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.293 - 299, 2003/00
高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当するものとして、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に実施する計画である。本報では、安全性実証試験の全体計画及び循環機停止試験の試験方法,試験条件,解析結果及び試験結果について述べる。循環機停止試験の結果、循環機停止による1次冷却材流量の急激な低下の後、原子炉スクラムを伴わずに、炉心の負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力が低下・整定することが明らかにされた。
植田 祥平; 飛田 勉*; 猪 博一*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-085, 41 Pages, 2002/11
JAERI-Tech-2002-085.pdf:2.66MB
被覆燃料粒子をさらに高温領域で使用するために、従来の被覆層として使用されている炭化ケイ素(SiC)よりさらに耐熱性の高い被覆材を用いることが有効である。炭化ジルコニウム(ZrC)は約2000
の高温下で健全性を保ち、通常運転条件下での燃料核移動,核分裂生成物による腐食に対して耐性が高く、GENERATION-IVにおいてはVHTR燃料の候補として提案されている。商用規模でのZrC被覆燃料粒子の開発を行うため、先行研究のレビューにより今後の研究開発の課題を摘出し、これに基づいて研究開発計画を作成した。本研究では臭化物プロセスによる100gバッチ規模のZrC蒸着試験装置を製作し、各種試験を実施することとした。本報告では先行研究のレビュー,摘出した研究開発課題及び研究計画,ZrC蒸着試験装置の概要について述べる。
山極 満
原子力eye, 46(6), p.64 - 65, 2000/06
光量子科学研究の現状と将来についての紹介の一環として、光量子シミュレーション研究のうち、高調波発生、X線レーザー発振、レーザー加速、及び高速イオン発生に関する最近の成果を特別記事「関西文化学術研究都市における先端レーザー研究」にまとめた。
A.Gilanyi*; 秋場 真人; 奥村 義和; 杉本 誠; 高橋 良和; 辻 博史
JAERI-Research 99-014, 71 Pages, 1999/03
JAERI-Research-99-014.pdf:3.56MB
現在ITER計画の中で製造が進められているCSモデル・コイルの交流損失解析を行った。特にCSモデル・コイルの支持構造物を対象に、汎用有限要素法コードANSYSにより、その解析を行った。支持構造物中では、下部テンション・プレートと呼ばれる部材からの発熱が最も大きく、約3kWに達することが判明した。
稲葉 良知; 文沢 元雄; 菱田 誠*; 井出 朗*; 竹中 豊*; 殿河内 誠*
JAERI-Tech 96-057, 132 Pages, 1997/01
本研究では、原子力エネルギーを電気としてだけでなく、熱エネルギー源として直接産業利用するシステムに関して検討を行った。原子炉型としては高温熱利用に適している高温ガス炉とし、まず各国の高温ガス炉による核熱利用プラントの設計例及び日本の代表的コンビナート等を調査した。これを基に、核熱を利用した産業システムとして化学プラントにおけるコジェネレーションとアンモニア合成プラントにおける石炭ガス化を選定し、そのシステム設計を行って、核熱利用プラントのシステム概念を明確にした。石炭ガス化システムに関しては、石炭ガス化炉を2段式にすることにより、2次ヘリウムガスの熱利用率を上げることができた。また、このような核熱の産業利用を実現する上で、解決を要する課題を整理・検討した。経済性については、従来システムに二酸化炭素対策を施した場合、核熱利用システムが従来システムと競合可能であることを示した。さらに、原子力コンビナートの将来像を示すと共に、選定システムをエネルギーモデルによって評価するためのデータを整備した。
中村 秀夫; 柴本 泰照; 安濃田 良成; 久木田 豊; 三島 嘉一郎*; 日引 俊*
Fifth World Conf. on Neutron Radiography, 0, p.665 - 672, 1996/00
TMI-2事故時には、溶融炉心が圧力容器下部ヘッドに落下、固化して高温のデブリを形成し、高圧条件下で長時間下部ヘッドを加熱した。しかし、その際下部ヘッドの健全性を維持させた機構については、充分解明されていない。溶融炉心の固化過程では、蒸気発生を伴う固気液3相の流動が生じたと考えられる。ここでは、固化後の形態を左右すると思われるこのような混相流動に関する基礎的知見を得る為、下部ヘッドを模した偏平U字断面の小型容器を用い、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィによる可視化と高速ビデオによる観察を試みた。高増倍率のイメージインテンシファイヤの使用で、比較的ノイズが少なく明るいビデオ画像が得られた。その結果、大気圧下で300~500
CのPb-Bi合金を空の容器、又は水中に落下させた場合につき、固化過程での金属内の流動や、混合、蒸気発生、気液流動、固化形態、及びこれら現象に及ぼす落下時の合金と冷却水の温度や量の影響に関する知見を得ることができた。
J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純
JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12
CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。
上塚 寛; 永瀬 文久; 鈴木 敏夫*
JAERI-Research 95-084, 36 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-084.pdf:1.32MB
TMI-2デブリの放射化学的性質等を評価する基礎データを得るために、ペレット破片を含む8個のデブリサンプルに対するガンマ線分析を行った。計算コードに依拠しない評価手法により、デブリ中の燃料成分の燃焼度(3030~3600MWd/t)、Cs残留率(0.4~6%)、UO
含有率(64.5~83.3wt%)を求めた。また、この評価法により、INELで得られたガンマ線分析データベースを再評価し、サンプル採取位置毎のFP放出特性や燃焼度分布を調べた。その結果、溶融プール領域から採取されたデブリと下部ヘッド上にリロケートしたデブリの特性は類似していることがわかった。以上で得られた知見とORIGENコードによる計算値から下部ヘッド上に堆積したデブリの発熱量を評価した。
清水 勝宏; 滝塚 知典
プラズマ・核融合学会誌, 71(11), p.1135 - 1146, 1995/11
モンテカルロ法を用いた2次元不純物輸送コード(IMPMC)を開発した。モデリングには、・各種スパッタリングによる不純物の発生、・中性不純物の電離、・磁力線方向の運動、・クーロン散乱、・磁気面を横切る異常拡散、・原子過程が含まれる。本コードの特徴は、実平衡配位での不純物の軌道追跡、不純物の発生量の絶対値をコンシステントに決めていることである。また化学スパッタリングで発生するメタンの解離過程が取り入れられている。これを用いて、JT-60UのNB加熱時における炭素不純物の発生についてシミュレーション解析を行った。高密度プラズマでは、プライベイト領域の壁への中性粒子のフラックスが増大し、化学スパッタリングによるメタンの発生が重要となる。このメタンを起源とする不純物がX点近傍での放射損失を増大させ、局所的な放射冷却による熱的不安定性であるMARFEを引き起こすと考えられる。
S.Zimin*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.867 - 878, 1994/08
被引用回数：2 パーセンタイル：28.11(Nuclear Science & Technology)核融合炉の遮蔽設計に際して問題となるいくつかの事項に対して簡易に評価できる手法及び評価式の提案を行う。ここで取り扱っている事項は 1)ボロン添加遮蔽体中のトリチウムの生成 2)ブランケット中のLiとBeの燃焼 3)LiPb中のBiとPoの生成 4)炉内構造物中のガス生成 5)TFコイルの核発熱率 6)計測チャネルのストリーミングである。
原山 泰雄; 星屋 泰二; 染谷 博之; 新見 素二; 小林 敏樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.291 - 301, 1993/04
被引用回数：4 パーセンタイル：44.87(Nuclear Science & Technology)引張試験片のような棒状試料の照射試験に用いるキャプセルでは、同時に多数の試料を照射するため、多数の孔(試料が挿入される)や中心孔を有する円柱形の試料ホルダーがしばしば使用される。この種のホルダーを用いたキャプセルの設計においては、照射試料が原子炉運転状態で目標温度になるかどうかを知るために、試料周りのホルダー孔周辺の熱流束分布、温度が試料温度に関する境界条件であることから、その温度分布を必要とする。そこで、多孔をもつ発熱円柱体の温度分布を求めることを試み、温度分布に関する解析的な表示を得た。その結果は、関係するパラメータの相互関係が明確になるため、材料照射に用いるキャプセルの設計や安全評価上極めて有用であると考える。
