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報告書

原子力科学研究所における原子力施設管理の継続的改善活動(2021年)

施設管理最適化タスクフォース

JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB

2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。

報告書

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」活動状況中間報告(2019年9月$$sim$$2020年9月)

与能本 泰介; 中島 宏*; 曽野 浩樹; 岸本 克己; 井澤 一彦; 木名瀬 政美; 長 明彦; 小川 和彦; 堀口 洋徳; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Review 2020-056, 51 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-056.pdf:3.26MB

「グレーデッドアプローチに基づく合理的な安全確保検討グループ」は、原子力科学研究部門、安全・核セキュリティ統括部、原子力施設管理部署、安全研究・防災支援部門の関係者約10名で構成され、機構の施設管理や規制対応に関する効果的なグレーデッドアプローチ(安全上の重要度に基づく方法)の実現を目的としたグループである。本グループは、2019年の9月に活動を開始し、以降、2020年9月末までに、10回の会合を開催するとともに、メール等も利用し議論を行ってきた。会合では、グレーデッドアプローチの基本的考え方、各施設での新規制基準等への対応状況、新検査制度等についての議論を行なうとともに、各施設での独自の検討内容の共有等を行っている。本活動状況報告書は、本活動の内容を広く機構内外で共有することにより、原子力施設におけるグレーデッドアプローチに基づく合理的で効果的な安全管理の促進に役立つことを期待し取りまとめるものである。

報告書

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)内炉心支持黒鉛構造物の供用期間中検査装置の開発

角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博

JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。

報告書

Development of authentication system for the Fast Critical Assembly (FCA) Portal Monitor (P/M) and Penetration Monitor (PN/M) systems of JAERI

小川 弘伸; 向山 武彦

JAERI-Tech 99-041, 188 Pages, 1999/05

JAERI-Tech-99-041.pdf:10.42MB

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設FCAの統合型封じ込め・監視システムは、ポータル・モニターとペネトレーション・モニターの2つの相互に補完するシステムで構成されている。本システムの開発は1988年に完了し、1990年に国際原子力機関(IAEA)は、保障措置目標を達成するシステムとして受け入れた。ただし、本システムのデータ真正性の担保手段として、IAEAの独立したオーセンティケーション措置の具備を条件とした。オーセンティケーション・システムの開発は、日本原子力研究所、米国サンディア国立研究所とIAEAの3者共同により実施した。開発は2期に分けて行われ、第1期は独立にデータを収集する機器の開発を実施し、第2期においては収集したデータとFCA封じ込め・監視システムのデータとを自動比較するシステムの開発を実施した。

報告書

Development of integrated containment and surveillance system for fast critical facility FCA; Portal and penetration monitors

向山 武彦; 小川 弘伸; 横田 康弘*

JAERI-Research 98-001, 76 Pages, 1998/01

JAERI-Research-98-001.pdf:2.97MB

日本原子力研究所の高速炉臨界実験施設FCAは、保障措置上非常に機微な金属ウランや金属プルトニウムを保有する。このために高頻度で直接検認する査察を実施しているが、国際原子力機関(IAEA)及び国(科学技術庁)と施設の3者に大きな負担となっている。査察に係わるマンパワーと被曝の増加及び実験に対する制約を、効果的・効率的に軽減することを目的として1979年に本システムの開発を開始した。本システムは、ポータル・モニタとペネトレーション・モニタの互いに補完する2つのモニタで構成されている。システムの開発は1988年に完了、引き続いて12ヶ月の現地認証試験を実施した。1990年1月のIAEA最終報告書は、保障措置上の目標を達成する査察機器として受諾した。但し、データ真正性の担保手続きを条件とした。

論文

Application of thermography as a technique for nondestructive evaluation on nuclear facilities

那珂 通裕; 石井 敏満; 大岡 紀一; 廣原 進; 伊藤 治彦; 馬場 治

Proc. of CORENDE, 3 Pages, 1997/00

サーモグラフィを用いたリモートセンシング非破壊試験、評価法が、多くの分野の機器構造物の検査に応用されてきているが、原子力分野への応用はほとんどなされていない。そこで、原子力分野での適用の可能性を明らかにするために、日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)にこの手法の適用を試みた。その結果、建屋構造物の欠陥検出が可能であり、また、熱負荷運転目的の機器、ポンプや冷却塔の運転状態を観察することが可能であった。これらから、この手法は原子力分野においても非常に有効な温度監視、及び健全性評価法であることが確認された。

報告書

FCA炉室封じ込め/監視システム

小川 弘伸; 横田 康弘*; 向山 武彦

JAERI-Research 94-026, 199 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-026.pdf:4.97MB

日本原子力研究所の高速炉臨界実験装置施設(FCA)は、実験上の必要性から高濃縮・高純度の金属ウランや金属プルトニウムの燃料を保有する保障措置上非常に機微な施設である。この為高頻度の査察が実施され、査察に係る人員と被曝の増加及び実験に対する制約は、国際原子力機関(IAEA)及び国(科学技術庁)と施設側の双方に大きな負担となっている。これらの負担を減らす効果的な対応策として、査察目標を損なう事無く、査察頻度を減少させる事の出来る封じ込め/監視(C/S)システムを開発した。本システムは、炉室出入口に設置した金属検知器を有するポータル・モニタと炉室内活動及び炉室容器内壁を監視し同時に封印による封じ込めとを組合わせたペネトレーション・モニタより構成されている。本報告書は本システムのハード及びソフトウェアについて詳述した。

報告書

国際熱核融合実験炉用(ITER)炉内観察システムの概念設計

小原 建治郎; 寺門 拓也*; 角舘 聡; 柴沼 清; 多田 栄介; 近藤 光昇*; 竹下 博志*; 坂本 正行*

JAERI-M 92-130, 34 Pages, 1992/09

JAERI-M-92-130.pdf:1.18MB

炉内観察システムは、ITERの炉内構造物に関する情報を取得するためのシステムで、観察センサ、走査用マニピュレータ、制御装置、情報処理装置から構成される。本報告では、システムの設計の第1段階として、既存の視覚センサ(ファイバスコープ、ペリスコープ、ITV)を使用した場合のそれぞれのシステムの概念について比較、検討した。その結果、高放射線場での性能劣化と耐久性がいずれのシステムにも共通する課題としてあげられた。この結果にもとずき、今後本システムを具体化するためには、ファイバーやペリスコープの高放射線下での画像観察を記録し、現状での性能到達点を把握する他、システムを構成する各種要素の耐放射線性についても試験し、データベースを蓄積する必要のあることがわかった。

報告書

第1壁の簡易交換に関する調査

立川 克浩; 堀江 知義; 関 泰; 藤沢 登; 近藤 光昇*; 内田 高穂*

JAERI-M 89-084, 69 Pages, 1989/07

JAERI-M-89-084.pdf:1.35MB

次期大型装置(FER)の第1壁を迅速かつ容易に交換する遠隔操作技術は重要な技術課題のひとつである。遠隔操作技術は炉本体構造と密接な関係があり、両者の整合性を十分に配慮する必要がある。本報告(昭和63年度委託調査)は、従来から提案されてきた第1壁アーマタイルの構造、特性および交換方法などを調査した。調査の重点は形状記憶合金(SMA)の適用など迅速に交換可能なタイル締結構造、健全性点検法および点検・交換システム概念の検討に絞った。この技術は今後さらに検討の深度を高めるため継続する必要があり、また適時に部分的モックアップにより設計の検証を行うことが不可欠である。

論文

Development of a facility record and report model system (FARMS) and a computerized book audit procedure

西村 秀夫; 井原 均; 久松 義徳*

Nuclear Safeguards Technology,Vol.2, p.229 - 236, 1987/00

帳簿検査のコンピュータ化は保障措置の信頼性を増すばかりではなく、査察に要するマンパワーの減少をもたらす。このためにはまず施設における記録・報告システムのコンピュータ化が必要であるが、これはまた施設からの計量報告データの質を高めるとともに核物質計量管理の維持に必要なマンパワーの減少をもたらすという効果がある。標準化した記録・報告モデルシステムとしてFARMSを開発し、かつこのシステムに対応して帳簿検査手続きを設計しコンピュータプログラムR.AUDITを開発した。FARMSはシステムに必要とされる諸要件を満足とするとともに、ミニコンピュータで稼動する。またプログラムは各種コンピュータ機種への移植性に配慮して設計している。一方R.AUDITは市販のデータベースシステムを内蔵し可搬型コンピュータで稼動できる。このような帳簿検査手続きの改善により、完全な検査を短時間に行うことが可能であることが示された。

報告書

A Code to evaluate inspection data by paired comparison method; NPT-JAPAN system II, part II

西村 秀夫; 猪川 浩次; 平田 実穂

JAERI-M 9146, 72 Pages, 1980/10

JAERI-M-9146.pdf:1.85MB

核物質の転用に対する対抗戦略の観点からサンプリング計画を検討した。査察は、そのような計画の下に実施されるものであるとの過程に立ち、査察中ないし査察後に得られた査察データを評価するための方法を開発し、コード化した。このコードは、我が国の国内情報処理システムの一部構成するものである。本コードを高速臨界実験装置の在庫検認に対Lて適用したところ、満足すべき結果を得た。報告書には、その成果を適用例として示している。

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