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報告書

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾*

JAEA-Review 2021-048, 181 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-048.pdf:14.5MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度と令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため2年度分の成果を取りまとめた。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。1Fの敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、メタゲノム解析(微生物の培養を介せず、そのDNAを直接解読することで、生息する微生物の情報を得ること)を実施した。その結果、現状で、1F敷地周辺で検出される放射線量であれば、その高低にかかわらず、同じような環境を比較した場合、細菌叢の構造に大きな変化がないことが示唆された。また、1F2号機のトーラス室に由来する環境DNAの解析を行い、トーラス室では、チオ硫酸塩酸化細菌が主たる構成細菌として同定されると共に、幾つかの細菌種がバイオフィルム(微生物の集合体)を作っている可能性を示唆した。共同研究を行ったロシアのカザン大学の研究者は、日本で得られた配列データを情報学的に解析すると共に、ロシアの放射線による環境汚染に関してまとめた。これらの知見を総括し、1Fの廃炉プロセスに有用となる提言をまとめた。

論文

An Investigation on the control rod homogenization method for next-generation fast reactor cores

滝野 一夫; 杉野 和輝; 大木 繁夫

Annals of Nuclear Energy, 162, p.108454_1 - 108454_7, 2021/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.7(Nuclear Science & Technology)

A Japanese next-generation fast reactor core design adopts the reaction rate ratio preservation (RRRP) method for control rod homogenization with a super-cell model in which a control rod is surrounded by fuel assemblies. An earlier study showed that the RRRP method with the conventional super-cell model could estimate the control rod worth (CRW) of a 750-MWe large fast reactor core within the analytical uncertainty of 1.5%. The estimation of radial power distribution (RPD) tends to have relatively large analytical uncertainty especially for large fast reactor cores with the control rods inserted. In order to eliminate the radially-dependent analytical uncertainty of CRW and RPD, this study evaluated and refined the surrounding fuel assemblies of the super-cell model for all control rods in the RRRP method. This refinement significantly decreased the radially-dependent analytical uncertainty: the analytical uncertainty of CRW and RPD were reduced to less than 0.13% and 0.35%, respectively.

論文

Evaluation of core material energy change during the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Unit 3 based on observed pressure data utilizing GOTHIC code analysis

佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:70.8(Nuclear Science & Technology)

The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.

論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

報告書

微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 慶應義塾大学*

JAEA-Review 2020-047, 63 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-047.pdf:3.85MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「微生物生態系による原子炉内物体の腐食・変質に関する評価研究」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、福島第一原子力発電所の廃炉プロセスに有用となる微生物に関係した知見を得ることにある。このため、同発電所やその敷地内外に生息する微生物群集の実態を明らかにする。令和元年度は、敷地境界南(処理水タンク群の南)の表層土、発電所近くの海底土とその直上水、3km沖合の表層水等からサンプルを採取し、各環境DNAの取得に成功した。環境DNAの塩基配列を決定することで、主にバクテリアと微細藻類における生物群集を明らかにした。また、ロシアのカザン大学との共同研究を開始した。

報告書

幅広い原子力発電利用シナリオの諸量評価

西原 健司

JAEA-Data/Code 2020-005, 48 Pages, 2020/07

JAEA-Data-Code-2020-005.pdf:2.95MB
JAEA-Data-Code-2020-005-appendix(CD-ROM).zip:3.62MB

将来の核燃料サイクルのために必要となる技術開発等を検討するために、原子力利用の将来シナリオを幅広く想定した諸量解析を行った。諸量解析では、軽水炉・高速炉の将来発電量, 使用済み燃料再処理量等を設定し、ウラン需要, 使用済み燃料蓄積量, プルトニウム蓄積量, ガラス固化体発生量等を見積もった。

論文

Fast in-situ mesh generation using Orb-SLAM2 and OpenMVS

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.

報告書

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

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。

論文

A Trajectory generation method for mobile robot based on iterative extension-like process

川端 邦明

Artificial Life and Robotics, 21(4), p.500 - 509, 2016/12

本論文では、繰り返し伸長型プロセスに基づいた移動ロボットの軌道生成手法について提案を行う。実世界での移動ロボットの活用を考えれば、軌道はその都度直面する状況に応じて生成されなければならない。提案手法では、オンラインで繰り返し軌道セグメントと呼ばれる局所的な軌道の伸長を行う形式の軌道生成手法の計算手法について述べる。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の経済性評価

武井 正信*; 小杉山 真一*; 毛利 智聡; 片西 昌司; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 5(2), p.109 - 117, 2006/06

GTHTR300では、高温ガス炉固有の安全性を生かし、安全設備を極力簡素化するとともに、発電系設計,炉心設計に独創的なアイデアを取り入れて高性能化することで、経済性の向上を図った。その結果、発電コストは約3.8円/kWhとなり、ユーザー要件である4円/kWhの目標を満足するとともに、既存の軽水炉発電プラントに対する経済的優位性の見通しを得た。

論文

世界のトップを走るHTTRプロジェクト

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。

報告書

PLUTON: Three-group neutronic code for burnup analysis of isotope generation and depletion in highly irradiated LWR fuel rods

Lemehov, S.; 鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2001-025, 338 Pages, 2001/08

JAERI-Data-Code-2001-025.pdf:26.87MB

PLUTONコードは水炉のUO$$_{2}$$燃料、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$入り燃料、不均一MOX燃料などのペレットにおける発熱密度、燃焼度、超ウラン元素の濃度、プルトニウム蓄積、核分裂性同位元素の減損、核分裂生成元素の濃度などの半径方向プロファイルを平均値とともに時間及び燃焼度の関数として算出する3群中性子反応燃焼解析コードである。本コードはWindows PC上で稼働するプログラムであり、ペレット内中性子減衰の理論的な形状関数を適用したので、非常に高速で正確な計算が容易に実行できる。本コードは、検証のために必要な実験データを提供するHalden炉の照射条件を内蔵している。計算対象の超ウラン元素は$$_{92}$$U$$^{233-239}$$, $$_{93}$$Np$$^{237-239}$$, $$_{94}$$Pu$$^{238-243}$$, $$_{95}$$Am$$^{241-244}$$ 及び $$_{96}$$Cm$$^{242-245}$$ である。また、扱うポイゾン性核分裂生成物元素は、$$_{54}$$Xe$$^{131, 133, 135}$$, $$_{48}$$Cd$$^{113}$$, $$_{62}$$Sm$$^{149, 151, 152}$$, $$_{64}$$Gd$$^{154-160}$$, $$_{63}$$Eu$$^{153, 155}$$, $$_{36}$$Kr$$^{83, 85}$$, $$_{42}$$Mo$$^{95}$$, $$_{43}$$Tc$$^{99}$$, $$_{45}$$Rh$$^{103}$$, $$_{47}$$Ag$$^{109}$$, $$_{53}$$I$$^{127, 129, 131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133}$$, $$_{57}$$La$$^{139}$$, $$_{59}$$Pr$$^{141}$$, $$_{60}$$Nd$$^{143-150}$$, $$_{61}$$Pm$$^{147}$$ である。扱うFPガス及び揮発性生成物元素は、$$_{36}$$Kr$$^{83-86}$$, $$_{54}$$Xe$$^{129-136}$$, $$_{52}$$Te$$^{125-130}$$, $$_{53}$$I$$^{127-131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133-137}$$ 及び $$_{56}$$Ba$$^{135-140}$$である。解析結果の検証は83GWd/tUの燃焼度までなされ、解析と実測データは満足すべき一致をみた。

論文

ブルガリアの原子力事情

与能本 泰介

エネルギーレビュー, 16(3), p.22 - 24, 1996/00

ブルガリアには6基の旧ソ連製加圧水型原子炉が稼動しており、その内、4基が格納容器がない等の特徴のために西側の安全規準を満足していないVVER-440/230型の原子炉である。チェルノブイリ事故以降、この炉の安全性に関して大きな懸念が生じており、国際的な安全支援活動が行われてきた。本報告ではブルガリアのエネルギー事情、原子力安全問題、国際的な援助活動等について過去数年から現在にいたる状況について概観する。

報告書

受動的安全性を高めた加圧水炉SPWRの概念設計

新型炉検討特別チーム

JAERI-M 89-208, 322 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-208.pdf:8.66MB

1100MWtのSPWR2基を一つの炉建屋に収容した700MWeの発電プラントの概念設計を行い、プラント全体にわたり実現性評価を含む統合的な検討を行った。即ち、炉本体(炉容器、主循環ポンプ、蒸気発生器、ポイズンタンク、等)、炉心・燃料、プラント主要系統、補助系統、制御系統に、炉特性(炉心核特性、動特性)解析を行った。また、SPWRを特徴づけるポイズンタンク上部インターフェースとしての水圧作動弁については、1/2モデルの弁を試作して基礎試験を実施し、その実現性を確認した。

論文

Manpower requirements and development for the new 33-GW nuclear generation plan of Japan

西村 和明

Manpower Requirements and Development for Nuclear Power Programes, p.165 - 177, 1979/00

1985年までに3,300万kWの原子力発電を実現するという、日本の新しい計画が最近決定した。この目標を達成するためには、100万kW級の原子炉を今後7年間に19基建設・運転する必要がある。100万kW級の原子力発電所の通常運転・保守には100名の原子炉技術者が必要である、というモデルを假定して、各職種の人材需要の予測を行った。一方、現存するRI研修所、原子炉研修所、BWRおよびPWR訓練センター、放医研、原子力発電会社の各種コースにもとづいて、人材供給の予測を行った。この結果、新計画に対する人材の需要と供給についての比較が行われ、不足している新しい教育・訓練プログラムについて提案が行われている。また原子力発電所の定期検査に従事する技能者の教育・訓練の必要性についても述べている。

論文

A Review of safety aspects of nuclear power plants in Japan

安藤 良夫*; 三島 良績*; 都甲 泰正; 川崎 正之; 村主 進; 竹越 尹*

Proc.Fourth Int.Conf.Peaceful Uses Atomic Energy, 3, 3, p.279 - 295, 1972/00

本論文は国内における原子力発電プラントの安全性に関する研究をまとめたものである。原子炉構造の安全性研究については、圧力容器の応力解析、低サイクル疲労解析、熱処理および照射によるぜい性破壊の評価および非破壊検査の研究について述べている。JPDR圧力容器の安全性研究については、圧力容器の炉内検査、モデル容器などの低サイクル疲労試験、腐食と疲労の重疊効果研究およびNDTTのモニタリング試験について述べている。軽水炉燃料の安全性研究については、被覆管の冷却材喪失時の機械的性質、熱サイクルの被覆管欠陥に及ぼす影響およびジルコニウム中の水素化物に及ぼす影響などについて述べる。さらに原子力施設の確率論的安全評価解析を行った結果についても述べている。

口頭

Coherent X-ray generation using infrared, intense, short pulse lasers

神門 正城; Pirozhkov, A. S.; Esirkepov, T. Z.; 小瀧 秀行; 森 道昭; 桐山 博光; 林 由紀雄; Koga, J. K.; Bulanov, S. V.

no journal, , 

Recent advent of high-peak-power lasers opens up the novel ways to generate coherent, ultrashort, X-ray pulses. We review the methods here especially using infrared, intense, short pulse lasers (Ti:sapphire lasers with chirped pulse amplification). The methods are relativistic flying mirror, relativistic high-order harmonics generation, and XFEL (X-ray free electron laser) based on laser wakefield acceleration of electrons.

口頭

Reaction calculation of liquid-depth effect on radiolytic hydrogen generation by using a one-dimensional model

Thwe Thwe, A.; 永石 隆二; 古川原 崚; 伊藤 辰也

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1)F等の原子力発電所の廃炉プロセスで水分を含んだ放射性物質の保管における水素の安全性を図るためには、水の放射線分解による水素発生に関する実験的な研究だけでなく数値解析的な研究も重要である。これまでに、海水塩、液深、液温等の影響に関する実験、液体の流動の影響に関する計算等、1Fの廃止措置に密接に関係する研究を行ってきた。本研究では、オープンソースソフトウェアCANTERAに基づく鉛直方向の一次元の反応モデルを用いて、水素発生に対する液深効果に関する反応計算を行った。その液深効果を解析的に再現するには、鉛直方向の反応セルの分割が重要であることが分かった。ここで、その分割数を増やすと、吸収線量に対する水素発生量の増加の傾き(水素発生G値を表す)が小さくなり、実験結果に近づいた。ただし、その数が100を超えると、現在の実験条件および計算条件では計算結果が過小評価されてしまった。

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