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森本 恭一; 大野 貴裕; 角谷 聡洋; 吉田 萌夏; 鈴木 壮一郎
Journal of Robotics and Mechatronics, 36(1), p.125 - 133, 2024/02
福島第一原子力発電所の廃炉推進のための遠隔操作機器の開発実証施設として楢葉遠隔技術開発センターは設立され、2016年より運用が開始された。本センターのミッションは「福島第一原子力発電所の廃炉への支援」と「福島県の復興への貢献」であり、この論文では当センターでの実規模モックアップ試験に関連する設備、遠隔操作機器の開発用の要素試験設備、バーチャルリアリティーシステム等の説明およびその利用事例について紹介する。
山下 健仁; 横山 文*; 高貝 慶隆*; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔
JAEA-Technology 2022-020, 106 Pages, 2022/10
JAEA-Technology-2022-020.pdf:4.77MB
福島第一原子力発電所事故に伴い発生した放射性固体廃棄物は、津波や海水の放水によって塩分を多く含んでいる可能性があるとともに、今後の廃止措置に係る作業や放射性廃棄物を処理する際の閉じ込めにはポリ塩化ビニル(PVC)製品を使用することも想定される。固体廃棄物の処理方法のうち、廃棄物の減容・安定化の効果が優れている焼却法は、検討を進めるべき手法の一つではあるが、塩素成分を含む超ウラン元素(TRU)固体廃棄物の処理には、放射性核種及び塩素成分の廃ガス処理系への移行挙動や塩素成分による機器の腐食の程度等を把握した上で、設置する処理施設の構造、使用材料などを決めていく高度な技術が求められる。そこで、国内で唯一、塩素成分を含むTRU固体廃棄物を焼却可能な設備である、核燃料サイクル工学研究所プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)の第2難燃物焼却設備を用い、廃棄物中塩素成分の廃ガス処理系移行挙動試験、焼却設備の金属材料選定に資する腐食試験及び廃棄物中プルトニウムの廃ガス処理系への分布調査を実施することとし、処理設備の設計検討に必要な種々のデータを蓄積することとした。本報告書は第2難燃物焼却設備を用いたこれらの試験により得られた焼却設備廃ガス処理系への塩素成分の移行挙動、適した耐食材料選定のための金属材料の評価、プルトニウムの分布調査の結果をまとめたものである。
山下 卓哉; 沢田 憲良*
JAEA-Research 2019-010, 227 Pages, 2020/03
JAEA-Research-2019-010.pdf:21.44MBJAEA-Research-2019-010(errata).pdf:0.5MB
原子力機構は、国や自治体が進める除染活動を技術面で支援するために、除染の効果を予測するシミュレーションソフト「除染活動支援システムRESET」を開発した。また、放出された放射性セシウムに起因した空間線量率の長期的な変化傾向を予測することを目的に、放射性セシウムの物理減衰に加え、土地利用形態の違いや避難指示区域の違いによる減衰効果への影響を考慮した「空間線量率減衰の2成分モデル」を開発した。原子力機構は、これらのツールを用いて除染シミュレーションと将来の空間線量率の予測解析を行い、復興を目指す国や自治体への情報提供を行っている。本報告書では、除染後の空間線量率を予測するために開発した一連の手法を紹介するとともに、環境省が実施した「帰還困難区域における除染モデル実証事業」及び「除染モデル実証事業後の空間線量の推移に関する調査結果」で得られた実測データを用いて実施した予測手法の検証結果を示す。また、帰還困難区域全域及び特定復興再生拠点区域を対象に実施した除染シミュレーションと除染後の空間線量率の将来予測の結果を示す。
大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120
Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。
水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎
JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB
原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2
3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*
Proceedings of 4th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components, p.31 - 41, 2002/00
原研では、原子力機器の経年変化研究の一環として、確率論的破壊力学コードPASCALの開発を行っている。このコードでは、経年圧力容器の破損確率を解析する。通常、VISA-IIやOCA-P等の圧力容器破損確率解析コードでは、線形破壊力学に基づく亀裂進展,停止解析に基づき破損確率が求められる。一方、加圧熱衝撃等による破損解析では、板厚方向への亀裂進展にしたがって温度勾配による靱性増加のため脆性破壊から延性破壊へと破壊モードが遷移するケースが発生し、過度に安全側の評価となる可能性がある。このような破壊モードの遷移を適切に評価するためには、延性亀裂進展による破壊抵抗の増加を考慮することが必要になる。そこで、弾塑性破壊力学に対応できるR6法破壊規準をPASCALに導入するとともに、弾塑性破壊力学解析に必要な材料の破壊抵抗曲線のデータベースを導入した。例題解析の結果、弾塑性破壊力学の導入により、破壊確率が大幅に低減するとともに精度の良い破損確率が得られることがわかった。
石井 敏満; 大岡 紀一; 那珂 通裕; 金谷 邦雄; 齋藤 順市; 岡本 芳三*
Proceedings of 6th Far-East Conference on Nondestructive Testing (FENDT '02), p.273 - 278, 2002/00
原子力施設において、安全上重要な構造物や機器は、原子炉停止中の検査は元より、運転中にも状態を監視して健全性を確保することが重要であり、それには各種の非破壊試験法を適切に応用する必要がある。また、原子力施設では、原子炉の運転に伴う放射線や高温の環境により検査員が接近できない場所にも多くの機器が設置されており、これらを監視するためのリモートセンシング技術を応用した非破壊試験法の確立が急務となっている。本報では、最近リモートセンシング技術として注目されている、赤外線サーモグラフィを原子力施設の機器や構造物の診断に応用した例として、赤外線サーモグラフィによりJMTRの機器や構造物の熱画像データを取得し、機器の運転状態や構造物の内部状態との対応について評価することにより、非破壊試験法としての有効性を検討した結果について紹介する。
石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02
現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950
の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。
衛藤 基邦; 石山 新太郎; T.D.Burchell*; G.T.Yahr*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.476 - 483, 1997/05
被引用回数：5 パーセンタイル：42.79(Nuclear Science & Technology)二種類の高温ガス炉用黒鉛について、2軸状態における強度と破壊基準を調べた。供試材には微粒等方性黒鉛IG11と準等方性黒鉛PGXを用いた。電気油圧式試験機と内圧あるいはトルクを負荷する装置を組み合わせることにより2軸状態を実現した。試験片は管状とし、寸法は二種類とした。一つは強度データの統計的評価を行うための、比較的小さな試験片(肉厚2mm)、一つは試験片形状及び治具の影響を調べるための、ORNLで採用されている比較的大きな試験片である。主要な結果は次のとおりである。1)IG-11の強度データを統計的に解析することによって、破壊線図の第I象限及び第4象限において最大ひずみエネルギー説がデータ点に最も良く適合する。2)ORNLのデータは治具や試験片形状の差にもかかわらず、原研データのばらつきの範囲内にあった。3)PGXについても同様であった。
C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*
Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00
C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、BCと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にBCを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m
の電子ビーム照射(5秒,2500C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。
柴田 勝之; 蛯沢 勝三; 安藤 和博*
Proc. of 7th German-Japan Joint Seminar on Research in Structural Strength and NDE-Problems, 12 Pages, 1997/00
機器免震は、安全上重要な個々の機器の耐震性とプラントの安全性を向上できる技術として有望視されるが、いまだ実用化されていない。機器免震の特徴は、既存プラントの機器への適用性が高く、経済性にも優れていることである。本研究では、軽水炉機器の耐震性と地震リスクの低減に資するため、機器免震の評価手法開発と関連試験を進めている。Phase Iの研究として、機器免震効果を確率論的手法により評価するEBISA(Equipment Base Isolation System Analysis)コードを開発した。また、免震装置の設計法の検討等も行った。さらに、安全上の重要機器として起動変圧器を免震構造化した場合の損傷 度の低減効果について感度解析を行った。Phase IIとして、コードの検証と高度化をめざした機器免震実験を8年度に開始した。本報告では、これまでの成果と今後の研究計画について概要を紹介する。
多田 栄介; 吉田 清; 柴沼 清; 秋場 真人; 奥村 義和
核融合研究, 68(3), p.249 - 267, 1992/09
原研では、核融合実験炉の研究開発を進めており、国際熱核融合実験炉(ITER)計画については、日本、欧州(EC)、米国及びソ連の4極協力で既に概念設計を終了している。また、主要な工学分野における技術開発も進展し、工学的規模での技術実証を目的とした工学設計段階を近々開始する予定となっている。本件では、ITERに関連して実施している技術開発の中、超電導コイル、プラズマ対向機器、中性粒子入射及び遠隔保守機器を取り上げ、それらの開発課題及びこれまでの主要な成果について報告する。
衛藤 基邦; 黒沢 武; 野村 真三; 今井 久
JAERI-M 87-056, 49 Pages, 1987/03
ヘリウム中における水蒸気酸化デ-タを主として微粒等方性黒鉛IG-110について取得した。温度は1173K~1473Kまでとし、水蒸気濃度は主として0.65vol%、ヘリウム圧力は1気圧とした。反応速度と酸化プロファイルを円柱状試験片を用いて測定した。これらの実験結果に基づいて、高温ガス炉内の燃料ブロックと炉心支持ポストの通常運転時における酸化挙動を推定した。その際、水蒸気濃度に関する補正は1次式またはLangmuir-Hinshelwood式を用いた。上記の黒鉛構造物の寿命期間後の強度と応力-ひずみ関係を別途提出した酸化の影響に関するモデルから推定し、これらの構造物の健全性を明かにした。
大和田 謙
Journal of Chemical Physics, 82(2), p.860 - 867, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：15.03(Chemistry, Physical)有効核電荷(ENC)モデルで用いられる振動ポテンシャル関数を基礎として、多原子分子のエネルギー成分、即ち、電子運動エネルギーおよび静電ポテンシャル(電子-核引力,電子-電子反発)エネルギーに対する近似式を導いた。これらを試験的に等核および異核2原子分子に応用して、各式の有用性を確かめた。また、分子の電子波動方程式を解いて得られる固有値の和(ハートリー・フォックの軌道エネルギーの和)についての近似式を導き、上と同様の考察を行った。最後に、全分子および電子エネルギーの核電荷に関するエネルギー同次性の問題を取りあげ、これを調和近似の力の定数をもとにして詳細に議論した。
石川 雅章*; 泉 文男; 須藤 高史
JAERI-M 84-051, 40 Pages, 1984/03
この報告書は、原子力発電プラント・データベースシステム開発の一環として行われた共同研究の成果について述べるものである。共同研究では、公開されている原子炉設置許可申請書中の安全設計データを中心とするデータに、日本語処理とイメージ処理を適用するデータベースシステムの概念設計を行ったもので、その成果の概要を述べている。
泉 文男; 森島 淳好; 鈴木 元衛; 原山 泰雄
JAERI-M 8947, 420 Pages, 1980/07
日本国内の原子力発電プラントの性能、装置、機器について1979年12月までのデータを整理、収録している。これらのデータは、1978年版(JAERI-M8083)以後の変更については修正され、また新たなプラントについては追加されている。収録のデータは、専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
山下 卓哉
no journal, ,
原子力機構は、復興を進める国や自治体への情報提供を目的に除染シミュレーションと将来の空間線量率の予測を行っている。除染シミュレーションには「除染活動支援システムRESET」を用い、除染後の空間線量率の予測には「空間線量率減衰の2成分モデル」を用いている。「空間線量率減衰の2成分モデル」は、除染後の測定データを対象とした確認が十分に行われていないため、除染後のエリアに対する適用性の検証を行った。環境省が実施した除染モデル実証事業後の空間線量率の追跡調査結果と2成分モデルによる予測はパラメータのバラツキの範囲で良く合うことから、2成分モデルを除染後の空間線量率の予測に適用することに問題はないと判断される。
横山 賢治
no journal, ,
OECD/NEA/NSC核データ評価国際協力ワーキングパーティ(WPEC)のサブグループ46(SG46)では、臨界実験等で得られる積分実験データの情報を核データライブラリの妥当性確認に効果的効率的に利用する方法について検討している。SG46では、現在各国で設計研究が進められている主要な原子炉システムをリストアップして核データの不確かさに起因する設計目標精度を定めた上で、核データの要求精度を逆算し、核データ測定・評価の優先順位を示す予定である。この核データ要求精度の検討を進めるために、SG46のコーディネータから日本の最新の高速炉の解析モデルの提供依頼を受け、2018年11月の会合で解析モデルを提供した。2019年11月に開催された会合では、この解析モデルを用いて感度解析や不確かさ評価を行った結果を報告した。同会合において、同様の結果を報告した参加者や今後同様の評価を行う参加者に対して、冷却材ボイド反応度に対する計算では摂動理論に基づいて漏洩項と非漏洩項に分離した計算を実施してほしいという要請があった。本発表は、この要請に対応して、漏洩項と非漏洩項の反応度と感度係数の計算結果を報告するものである。
大場 正規
no journal, ,
Gd
O
、TiO、ZrOのデータから加工で得た462種類の学習データをPCAにより次元削減を行った。学習後、実試料のデータ62種類をテストデータとして元素の含有比を解析した。前回同様、実試料の真値と解析値の校正曲線を作成し、含有比を解析する。今回用いたニューラルネットワークは、入力層-中間層(2層)-出力層という構成で、中間層は各100ノード2層用いた。学習データのPCAの結果、7944次元(ピクセル)の学習データを5次元に大幅に削減することができた。これを用いて学習させ、テストデータを解析した結果、真値との差およそ
10%で、前回とほぼ同様な値であった。
