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入澤 恵理子; 加藤 千明
Journal of Nuclear Materials, 591, p.154914_1 - 154914_10, 2024/04
被引用回数：0核燃料再処理施設における濃縮運転時の溶液組成及び沸騰の変化を考慮して、オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCの腐食量を評価した。オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCは、日本の使用済燃料再処理施設の高放射性廃液濃縮装置の構造材料であり、濃縮運転時に腐食性の高い硝酸溶液を処理する。本研究の結果、カソード反応活性化によるステンレス鋼の腐食速度を加速する要因として、硝酸濃度、酸化性金属イオン濃度、減圧沸騰に着目する必要があることがわかった。
長谷 竹晃; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.460 - 472, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)This paper provides an overview of the applicability of the Differential Die-Away Self-Interrogation (DDSI) technique for quantification of spontaneous fissile nuclides in fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. In this research, massive fuel debris stored in a canister was evaluated, and the void space of the canister was assumed to be filled with water for wet storage and air for dry storage. The composition of fuel debris was estimated based on elements such as the inventory in the reactor core and operation history. The simulation results show that for wet storage, the DDSI technique can properly evaluate the neutron leakage multiplication and quantify spontaneous fissile nuclides with a total measurement uncertainty (TMU) of approximately 8%. For dry storage, the known-alpha technique, which was previously established, can be applied to quantify spontaneous fissile nuclides with a TMU of approximately 4%. In both cases, the largest uncertainty factor is the variation in water content in the canister. In the case of wet storage, the uncertainty could be significantly increased in cases where the fuel debris is extremely unevenly distributed in the canister.
Dong, F.*; Chen, S.*; 出町 和之*; 吉川 雅紀; 関 暁之; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 404, p.112161_1 - 112161_15, 2023/04
被引用回数：3 パーセンタイル：90.12(Nuclear Science & Technology)To ensure nuclear safety, timely and accurate anomaly detection is of utmost importance in the daily condition monitoring of Nuclear Power Plants (NPPs), as any slight anomaly in a plant may result in an irreversible and serious accident, as well as high costs of maintenance and management. Nevertheless, due to the unique inherent attributes of anomalies, the difficulty of automatic detection in NPPs is increased. Previous model-driven anomaly detection approaches required skilled priori knowledge, leading to their limited usability. Commonly adopted deep learning-based data-driven anomaly detection approaches may not easily acquire the most relevant features when dealing with sensor data containing redundant information with uneven distribution of anomalies. To alleviate these issues, this paper propose an attention-based time series model for anomaly detection to ensure safety in NPPs. First, we employ one-dimension convolutional neural network (1D-CNN) backbone for feature extraction to preserve original inherent features of time series inputs. Subsequently, we originally adopt soft-attention mechanism to automatically extract the most relevant temporal features considering the specificity of anomaly detection in NPPs. The performance of the proposed model was experimentally validated on the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) anomaly case dataset simulated using the analytical code. The experimental results indicate that the proposed model was capable of detecting anomalies in NPPs with superior performance to the baseline model, while ensuring fast detection at short time steps.
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Herranz, L. E.*; Ruyer, P.*; Mascari, F.*; Jacquemain, D.*; Adorni, M.*
Proceedings of International Conference on Topical Issues in Nuclear Installation Safety; Strengthening Safety of Evolutionary and Innovative Reactor Designs (TIC 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/10
The WGAMA activity achievements have been published as technical reports, becoming reference materials to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) and severe accidents (SAs). The International Standard Problems (ISPs) and Benchmarks of computer codes have been supported by a huge amount of the databases for the code validation necessary for the reactor safety assessment with accuracy. The paper aims to review and summarize the recent WGAMA outcomes with focus on new advanced reactor applications including small modular reactors (SMRs). Particularly, discussed are applicability of major outcomes in the relevant subjects of passive system, modelling innovation in CFD, severe accident management (SAM) countermeasures, advanced measurement methods and instrumentation, and modelling robustness of safety analysis codes. Although large portions of the outcomes are considered applicable, design-specific subjects may need careful considerations when applied. The WGAMA efforts, experiences and achievements for the safety assessment of operating nuclear power plants including SA will be of great help for the continuous safety improvements required for the advanced reactors including SMRs.
崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*
Proceedings of 12th International Conference on Structural Safety & Reliability (ICOSSAR 2017) (USB Flash Drive), p.2206 - 2213, 2017/08
本稿では、モデル化手法の違いが原子力施設の地震応答解析結果のばらつきに与える影響を明らかにするため、多様な模擬入力地震動を用いた地震応答解析を実施し、応答のばらつきの統計的分析を行った。特に、建屋せん断壁の最大加速度応答に着目し、モデル化手法による応答結果への影響、応答のばらつき要因について分析を行い、得られた知見について報告する。
崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 古屋 治*; 牟田 仁*; 村松 健
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10
本研究では、原子力施設のフラジリティ評価における認識論的不確定性評価に関する検討を行っている。検討のひとつとして、フラジリティ評価にかかわる重要因子の抽出と定量化のため、3次元有限要素モデルと質点系モデルを用いた原子炉建屋の地震応答解析結果の感度解析を実施し、主要因子に起因するばらつきを評価した。その結果を活用し、原子力施設のフラジリティ評価フローにおける認識論的不確定性レベルを段階的に区分し、将来のフラジリティ評価に活用可能な形で「専門知ツリー」を提案した。
中島 健*; 板原 國幸*; 奥野 浩
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.496 - 502, 2015/09
本論文では、2015年4月に日本原子力学会から発刊された「再処理施設の臨界安全管理における燃焼度クレジット適用手順:2014」(AESJ-SC-F025: 2014)の概要を述べる。同学会からは、既に60を超える標準が発刊されたが、その多くは、原子炉または廃棄物に対するものであった。また、10年前に同学会から発刊された「臨界安全管理の基本事項: 2004」(AESJ-SC-F004: 2004)では、臨界安全に関する基本的な考え方、核燃料を取り扱う施設の一般的な臨界安全の管理について記していたが、燃焼度クレジット採用の手順は含まれていなかった。この標準では、燃焼度クレジットを再処理工場に適用する上でこれら施設及び設備の設計、管理及び運転・保守に関わる者に対して具体的な手順を明確にして、臨界の防止に役立てることを目的にしている。
那珂研究所
JAERI-Review 2005-046, 113 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-046.pdf:24.35MB
原研那珂研究所における平成16年度(2004年4月-2005年3月)の研究活動について、原研内の他研究所,所外の研究機関及び大学との協力により実施した研究開発を含めて報告する。原研那珂研究所の主な活動として、JT-60とJFT-2Mによるプラズマ実験研究,プラズマ理論研究,ITER及び発電実証プラントに向けた核融合炉工学の研究開発、及びITERの設計と建設を支援する活動が行われた。
峰原 英介; 羽島 良一; 飯島 北斗; 菊澤 信宏; 永井 良治; 西森 信行; 西谷 智博; 沢村 勝; 山内 俊彦
Proceedings of 27th International Free Electron Laser Conference (FEL 2005) (CD-ROM), p.305 - 308, 2005/00
原研高出力ERL-FELは10kWよりも高出力高効率FELに拡張された。これは原子力エネルギー産業、とその他の重工業たとえば防衛,造船,化学工業,環境科学,スペースデフリ処理,エネルギー伝送などのために開発されたものである。波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルスを実現するために、エネルギー回収配位を持つ原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発型超伝導リニアックによって駆動される効率的な高出力のFELが必要である。このERL-FELに関する議論はこの10kWアップグレードの現状と原子力発電所の廃炉措置を行うための非熱剥ぎ取り,切断,穿孔などの応用と、また小さな立方体の低炭素ステンレス鋼を用いて、定常運転状態での原子力発電所における冷間加工応力腐食割れ故障予防の原理検証を成功裏に実行できたことについて述べられる。
Fu, F.; 赤木 右*; 鈴木 祐一郎*; 渡部 和男; 矢吹 貞代*
Geochemical Journal, 38(4), p.333 - 343, 2004/08
被引用回数：9 パーセンタイル：20.33(Geochemistry & Geophysics)日本の石狩炭鉱の石炭と太平洋炭鉱の石炭,インドネシアの熱帯性石炭及びオーストラリアのボッグヘッド石炭試料を炭素成分と鉱物成分に分け、それぞれに含まれる微量希土類元素をICP-MSで精密に分析したところ、石炭の非鉱物成分中の希土類元素パターンは植物の特徴を明確に有することがわかった。さらにセリウムアノーマリとパターンの傾斜に注目すると、三種類の異なる希土類元素パターンに分類されることがわかった。現在までにわれわれが測定した各種植物の希土類元素組成と比較したところ、樹木と類似するもの,湿原植物と類似するもの及び藻類に類似するものであった。ボッグヘッド石炭において石炭のマセラルの観察結果は藻類起源であることがわかっているため、各々の試料における非鉱物成分の希土類元素組成の変化は、希土類元素組成の類似する植物に由来していることを示している。希土類元素の組成で石炭の起源植物を同定するのはこれは初めての試みである。
鈴木 光弘
JAERI-Review 2004-013, 123 Pages, 2004/05
JAERI-Review-2004-013.pdf:6.62MB
本報告は、OECD各国におけるシビアアクシデントの対応策や研究成果を総括した最新の報告書をOECD/NEAの許可を得て訳し紹介するものである。国によって対応策や考え方,規制との関係等に違いはあるが、基本となるシビアアクシデント防止手順と影響緩和策には共通する部分が多いことが示されており、水炉の対応策が中心となっている。第2章にはシビアアクシデント発生の指標や重要な意志決定事項である損傷炉心への注水操作,原子炉冷却系の減圧操作及び格納容器に関する対応策等がまとめられている。第3章には各国の対応策の現況について概説し、その詳細は付録Aとその一覧表に示されている。また、各国の事故対応組織の特徴や、対応策と研究に関する今後の課題等もまとめられており、我が国原子力発電所の事故対応策や研究の進展に有用な資料と考えるものである。
那珂研究所
JAERI-Review 2003-035, 129 Pages, 2003/11
JAERI-Review-2003-035.pdf:13.55MB
原研那珂研究所における平成14年度(2002年4月
2003年3月)の研究開発活動について、原研内の他研究所及び所外の研究機関さらに大学との協力により実施した研究開発も含めて報告する。原研那珂研究所の主な活動としては、JT-60とJFT-2Mによる高性能プラズマ研究,ITER及び発電実証プラントに向けた核融合炉工学の研究開発、及びITERの設計と建設を支援する活動が行われた。
久米 民和
Proceedings of 9th International Conference on Radiation Curing (RadTech Asia '03) (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
放射線処理による生物資源の有効利用について報告する。キトサンなどの多糖類は、放射線分解により種々の生物活性が誘導される。放射線分解キトサンは、植物の組織培養での生育を促進することが明らかとなった。低エネルギー電子線照射システムを用いて、キトサン水溶液の照射を行い効果的に分子量を低下できることがわかった。また、メチルセルロースは、カルボキシメチルセルロースと同様に、特殊な条件下で放射線橋かけをすることが明らかとなり、作成したハイドロゲルは医学や農業分野での利用が期待できる。さらに、低エネルギーの電子線を用いてダイズの照射を行ったところ、根粒菌の着生が増大し生育が良くなることがわかった。これらの結果で明らかなように、低エネルギー電子線は生物資源の有効利用に活用できる。
久米 民和; 渡辺 和夫*; 田野 茂光*
JAERI-Conf 2002-001, 171 Pages, 2002/02
JAERI-Conf-2002-001.pdf:15.66MB
アジア原子力協力フォーラム(FNCA)の「植物の突然変異育種ワークショップ2001」(分子生物学的手法)がタイ国バンコク市において開催された。本ワークショップではFNCA参加8か国(中国,韓国,マレーシア,フィリピン,ベトナム,インドネシア,タイ,日本)から突然変異育種の専門家が参加し、各国の現状に関する発表,討論が行われた。また、フェイズIIのまとめ,今後のワークショップのあり方について意見交換を行った。本ワークショップには招待参加者も含め24名が参加し、各国における突然変異育種の現状に関して3件の招待講演を含め11件が報告された。本論文集はそれらを収録したものである。
森 敏*; 中西 友子*; 林 浩昭*; 大山 卓爾*; 内田 博*; 松橋 信平; 関根 俊明
Radioisotopes, 50(9), p.408 - 418, 2001/09
原研が中心となり開発を進めてきた植物研究用ポジトロンイメージング装置(PETIS)とこれを用いて研究を行うためにこれまでに開発してきたポジトロン標識化合物について、開発経緯と現状を解説した。また、PETISを用いた原研・大学プロジェクト共同研究で得られた知見として、植物体を構成する主要元素である炭,窒素などの化合物,植物内での物質輸送に重要な役割を果たすと考えられる水,ミネラルとして重要な金属元素等の動態に関して、植物生理学的な立場から、これまでの研究手法ではえられなかった知見の新規性,重要性について解説した。
久米 民和; 渡辺 和夫*; 田野 茂光
JAERI-Conf 2001-003, 209 Pages, 2001/03
JAERI-Conf-2001-003.pdf:15.4MB
「RI・放射線による植物の品種改良ワークショップ」(物理的/化学的変異原の効率的利用法)が、2000年10月9日~13日にベトナム国・ハノイ市において開催された。本ワークショップには、FNCA参加8か国、中国,韓国,マレーシア,フィリピン,タイ,インドネシア,ベトナム,日本からプロジェクト・リーダーと突然変異育種専門家の各国2名(韓国のみ1名)が参加した。その他、日本,ベトナムから各7名が参加した。本ワークショップの参加者は、招待参加者,オブザーバーを含めると約60名に達し、「参加国における突然変異育種の現状」に関して8件の招待講演を含め計16件が報告された。今回は、特に植物突然変異における物理的/化学的変異原の効率的利用法に焦点を絞り、参加各国で実施された研究の現状を報告するとともに、突然変異育種のデータベース構築等今後の研究計画について討議され、植物突然変異研究に関する情報交換及び今後の研究協力の進め方について討議した。本論文集はそれを収録したものである。
バックエンド技術部
JAERI-Review 2000-013, 49 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-013.pdf:3.26MB
原子力開発の初期に建設された施設を中心に世界各国で廃止措置プロジェクトが進められており、原子力施設の廃止措置は世界的な課題となっている。経済協力開発機構・原子力機関では将来の廃止措置に備えて、共通する問題点の協議、情報交換等を目的に「原子力施設廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画協定」を1985年9月に締結し、協力が進められた。本協力は、現在12か国が参加しており、世界各国の廃止措置に関する情報を交換するうえで、非常に重要な役割を果たしつつある。参加プロジェクトは、原子力発電所、再処理施設、核燃料・放射性物質取扱施設、等があり、その規模も研究用原子力施設から商業用原子力施設(原子力発電所)まで多岐に及んでいる。また、これらの参加プロジェクトに関する情報交換とは別に、廃炉費用評価、廃棄物再利用、除染技術、等に関する作業部会が設けられ、より具体的に現状技術の評価が行われた。このうち、廃炉費用評価、廃棄物再処理に関する作業部会では、その目的を終了し報告書が公開されている。本報告書はこれらの協力における1999年10月までの活動について述べたものである。
E.J.Claude*; 中村 寿; D.M.Chapin*; J.W.Simons*; H.Seneviratne*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
原子力施設の解体により発生する廃棄物の再利用に当たっては、廃棄物の発生量とその放射能レベルをできるだけ正確に把握する必要がある。本論文は、原子力発電施設の解体から発生する廃棄物の推定発生量及び2、3の実績値について、米国の公開文献等を調査した結果をまとめたものである。廃棄物量の評価は、大型のPWR及びBWR施設を対象に、完全に施設を撤去する場合について行い、使用済み燃料及び二次廃棄物の発生量は考慮しなかった。廃棄物はコンクリート、炭素鋼と合金鋼、ステンレス鋼とニッケル合金、及び銅に分類し、各々の分類ごとに汚染物量を評価した。本評価結果によれば、廃棄物の総量に比較して放射化物及び汚染物の発生量は少ない。平均で、1%以下のコンクリート及び13%以下の金属が汚染している可能性がある。
泉 文男; 市川 逵生
JAERI-M 84-113, 35 Pages, 1984/06
原子力発電プラント・データベースの開発は、1983年4月より整備・開発が行われ、日本国内において運転及び計画されている原子力発電プラントの原子炉施設の安全設計に関するデータについて、データベースの整備が終了した。この報告書は、そのデータをディスプレイ上で検索するための利用手引書である。
迫 淳; 太田 充; 関 泰; 大和 春海*; 平岡 徹; 田中 吉左右; 浅見 直人*; 森 茂
JAERI-M 5502, 17 Pages, 1973/12
ヘリウム冷却型卜カマク炉の試設計を行ない、炉心プラズマ、炉構造、ブランケッ卜物理、材料について評価した。この炉の主要設計パラメータは次のとおりである;炉出力2000MWt、第1壁熱負荷2MW/m
、プラズマ主/副半径10/2m、平均トロイダル磁束密度60kG、炉入口/出口冷却体温度400・600
C、ブランケット親物質Li
Oペブル、第1壁材料Incoloy800。
