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廃炉環境国際共同研究センター; 京都大学*
JAEA-Review 2022-068, 90 Pages, 2023/05
JAEA-Review-2022-068.pdf:3.55MB
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、平成30年度に採択された「放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。燃料デブリの取り出し作業時には、非常に高線量の
線場において、長時間にわたり確実に機能する未臨界監視モニタの設置が求められているが、既存の検出器では重い鉛遮蔽体を併用する必要があり、遠隔操作が難しい等の問題がある。本研究は、線に対して感度が低く、薄型軽量で放射線耐性の高い炭化ケイ素(SiC)をもとにした中性子検出器とデータ収集系まで含めたシステムを英国と分担して開発し、照射試験を含めた燃料デブリ取り出しを想定した性能試験を実施し、廃炉作業ですぐに使用できる状態にまですることを目指す研究・開発を行う。
廃炉環境国際共同研究センター; 京都大学*
JAEA-Review 2020-057, 50 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-057.pdf:2.82MB
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、平成30年度に採択された「放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発」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。燃料デブリの取り出し作業時には非常に高線量の線場において長時間にわたり確実に機能する未臨界監視モニタの設置が求められているが、既存の検出器では重い鉛遮蔽体を併用する必要があり、遠隔操作が難しい等の問題がある。本研究は、線に対して感度が低く薄型軽量で放射線耐性の高い炭化ケイ素(SiC)をもとにした中性子検出器とデータ収集系まで含めたシステムを英国と分担して開発し、照射試験を含めた燃料デブリ取り出しを想定した性能試験を実施し、廃炉作業ですぐに使用できる状態にまですることを目指す研究・開発を行う。
廃炉国際共同研究センター; 京都大学*
JAEA-Review 2019-042, 43 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-042.pdf:25.64MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30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、平成30年度「放射線耐性の高い薄型SiC中性子検出器の開発」について取りまとめたものである。燃料デブリの取り出し作業時には非常に高線量の線場において長時間にわたり確実に機能する未臨界監視モニタの設置が求められているが、既存の検出器では重い鉛遮蔽体を併用する必要があり、遠隔操作が難しい等の問題がある。本研究は、線に対して感度が低く薄型軽量で放射線耐性の高い炭化ケイ素(SiC)をもとにした中性子検出器とデータ収集系まで含めたシステムを英国と分担して開発し、照射試験を含めた燃料デブリ取り出しを想定した性能試験を実施し、廃炉作業ですぐに使用できる状態にまですることを目指す研究・開発を行った。
佐藤 猛; 武藤 重男; 秋山 聖光; 青木 一史; 岡本 明子; 川上 剛; 久米 伸英; 中西 千佳; 小家 雅博; 川又 宏之; et al.
JAEA-Review 2014-048, 69 Pages, 2015/02
JAEA-Review-2014-048.pdf:13.91MB
日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」として、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策又は武力攻撃事態等への対処において、原子力機構の防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体、警察、消防、自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施する。平成25年度においては、原子力機構の年度計画に基づき、以下の業務を推進した。(1)国, 地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動、(2)国, 地方公共団体等の原子力防災関係者の人材育成及び研修・訓練、(3)原子力防災に係る調査・研究の実施及び情報発信、(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災に係る国際貢献。また、指定公共機関としてこれまでに培った経験及び福島事故への初動時からの対応等を活かし、国レベルでの防災対応基盤の強化に向け、専門家として技術的な支援を行うとともに、支援・研修センターの機能の維持・運営及び国との連携を図った自らの対応能力強化などに重点的に取り組んだ。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
柳原 敏; 小林 忠義; 宮島 和俊; 田中 貢
International Journal of Robotics and Automation, 18(4), p.160 - 165, 2003/12
1999年9月に東海村で発生した臨界事故の教訓から、放射線環境下でも対応可能なロボットの必要性が明らかになり、原研では、自走式の遠隔操作型情報収集ロボットを(RESQ)を開発した。本開発では、収集する情報の内容,ロボットに必要な機能,ロボットの運用形態,対象施設,等に関する検討を行い、3種類に機能を分化したロボットを製作することとした。これらは、早期に事故現場に適用して情報収集を行うRESQ-A,詳細な事故情報を収集するRESQ-B,試料採取等の軽作業が可能なRESQ-Cである。RESQにより原子力施設での事故等、人間が近づけない領域での情報を容易に収集することが可能になった。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
Advanced Robotics, 16(6), p.497 - 500, 2002/09
被引用回数：4 パーセンタイル：25.33(Robotics)1999年9月に東海村で発生した臨界事故は、日本の原子力事業に大きな衝撃であった。さらに、事故の状況を確認することがかなり困難であったことから事故の措置が遅れ、住民の間に不安を引き起こした。事故停止の後、日本原子力研究所が遠隔で事故現場へ進入して事故の状況、例えば放射能,施設の画像や環境データのような情報を収集することができるロボットシステムを開発することとなった。そして、日本原子力研究所では原子力施設の廃止措置に関するロボット技術の研究で蓄積した専門知識を役立てて、原子力施設事故時の情報を集める際に活用する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発の経緯と概要等について紹介する。
鬼沢 邦雄; Van Walle, E.*; Pavirich, W.*; Nanstad, R.*
NUREG/CR-6777, 81 Pages, 2002/08
本報告書は、米国ASTMが主催したシャルピー衝撃試験片再生に関するラウンドロビン試験結果をとりまとめたものである。この試験片再生ラウンドロビンは、インサート部の長さ、シャルピーハンマーの刃先形状、溶接接合方法等の影響を比較検討し、試験片再生に関するASTM規格E1253のレビューに寄与することが目的である。各国から10機関が独自の技術で再生を行い、米国ORNLにおいてすべてのシャルピー衝撃試験が実施された。試験結果は、14mmのインサートを用いた場合には再生の影響はほとんど無いことが確認された。また、溶接方法とハンマー刃先形状の組み合わせで再生の影響が分類できることを示した。すなわち、スタッド溶接及び突き合わせ溶接でASTM刃先の場合が最も影響が大きく、電子ビーム溶接でISO刃先の場合に最も影響が少ない。その他、溶接法及び機関間の相違や、衝撃荷重に関する比較検討を行った。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
Proceedings of Asian Pacific Conference on Fracture and Strength '01(APCFS '01) and International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics '01 (ATEM '01), p.140 - 145, 2001/00
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
Proceedings of the 8th Japanese-German Joint Seminar on Structural Integrity and NDE in Power Engineering, p.62 - 69, 2001/00
原子炉圧力容器の高経年化に対応し,圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する評価精度向上のため,シャルピーサイズの小型試験片による破壊靭性評価法について検討した結果を報告する。試験には,国産の原子炉圧力容器用鋼材を用い,JMTRにおいて中性子照射試験を実施して,照射前後の破壊靭性を評価した。ASTM規格のマスターカーブ法とJEACの破壊靭性評価法を適用して,試験片寸法効果の補正及び破壊靭性下限値の評価を行い,寸法効果補正後の温度依存性がほぼマスターカーブに従うことや,シャルピー型試験片による破壊靭性下限値の評価法に関する知見が得られた。また,照射効果に関して,ばらつきは大きいものの,破壊靭性遷移温度のシフトが,シャルピー試験による遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。
小川 弘伸; 向山 武彦
JAERI-Tech 99-041, 188 Pages, 1999/05
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。
小川 弘伸; 向山 武彦
JAERI-Tech 99-035, 106 Pages, 1999/03
日本原子力研究所は、国際原子力機関(IAEA)の保障措置実施のために、小型ビデオ監視装置「COSMOS」を日本の対IAEA保障措置支援計画のもと、ソニー株式会社の協力を得て開発した。IAEAはこれまで、8mmフィルムを使用した2台のカメラからなるツイン・ミノルタを用いてきた。COSMOSは、この装置の代替機として開発し、一体化して小型軽量、録画容量3万シーン、バッテリーによる連続3ヶ月以上の運転、操作の容易さを達成した。本システムは録画ユニットとセットアップ・レヴューユニットからなり、録画ユニットはタンパー表示付ケース内メインフレームに、CCDカメラ・VTR、制御回路、映像メモリ、DCまたはAC電源の各モジュールで構成されている。1993年8月にIAEAはCOSMOSを査察機器として承認し、90台を使用している。
山本 洋一; 向山 武彦
JAERI-Tech 98-035, 31 Pages, 1998/08
日本原子力研究所は、IAEA保障措置の査察効率向上のために光ファイバー封印検認器の開発を進めてきた。本検認器は、光ファイバー封印(コブラ封印)の現場検認において、より簡単で解析的な判定手法を提供するものである。今回開発した検認器は、小型・軽量の携帯型装置で、バッテリーまたはAC電源により作動する。装置内蔵のCCDカメラで読み取ったコブラ封印の光学パターンをデジタル処理して、パターン間の比較判定を行い、最終的な検認結果を表示する。1996年7月に検認器の製品モデルが完成した。本報告書は、コブラ封印自動検認器の構成、動作原理、機能及び性能試験についてまとめたものである。
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。
鬼沢 邦雄; E.van-Walle*; R.K.Nanstad*; M.Sokolov*; W.Pavinich*
Small Specimen Test Techniques (ASTM STP 1329), 0, p.383 - 410, 1998/00
1992年に開始されたASTM試験片再生ラウンドロビンでは、10機関が参加してシャルピー衝撃試験片の再生手法の比較、インサート長さ、シャルピーハンマー刃先の影響等を調べるための試験が実施された。シャルピー吸収エネルギの比較からは、試験片再生により吸収エネルギに低下が生じることが確認された。この低下量は、(1)ASTM刃先でスタッド溶接・アップセット溶接の場合、(2)ASTM刃先で電子ビーム溶接、ISO刃先でスタッド溶接・アップセット溶接の場合、(3)ISO刃先で電子ビーム溶接の場合、の3通りに概ね分類された。一方、最高荷重や劈開破壊発生荷重等、計装シャルピーデータに基づく荷重値は、試験片再生の影響をほとんど受けないことが確認された。これら荷重値に基づく荷重ダイアグラム法に基づく原子炉監視試験の評価の有用性を指摘した。
西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 中村 照美*; 貝原 正一郎*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*
Small Specimen Test Techniques (ASTM STP 1329), 0, p.484 - 494, 1998/00
表面活性化法をシャルピー衝撃試験片の再生に適用し、各種評価試験に供した。試験片再生に関しては、接合部の溶融領域・熱影響部を狭くすること、照射脆化の回復を防止するために試験片の温度上昇を極力抑えることが必要である。表面活性化法によれば母材を溶融せずに材料を接合できることから、上記の要件に対して、極めて有効な方法である。原子炉圧力容器鋼を用い、接合後の組織観察、再生されたシャルピー衝撃試験及び接合中の温度測定により以下の結論が得られた。(1)最適化された接合条件により、熱影響部の幅は片側1mm以下である。(2)再生されたシャルピー衝撃試験片から延性脆性遷移温度等の評価が可能である。(3)他の一般的な溶接法による試験片再生と比較して、接合中の温度を低く抑えられる。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08
被引用回数：3 パーセンタイル：35.44(Metallurgy & Metallurgical Engineering)原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。
山本 洋一
核物質管理センターニュース, 26(2), p.5 - 7, 1997/02
報告者は、第37回核物質管理学会(INMM)年次大会に参加し、封じ込め/監視(C-S)技術に関連するセッションで行われた発表を聞く機会を持ったので、その概要、印象等について紹介する。これらのセッションでは、現在米国が中心となって関係各国と共同で進めている国際遠隔監視計画(IRMP)に関連した要素技術開発、システム設計と構成、及び施設への適用化と評価試験、保障措置機器に必要となるデータ認証技術の検討、映像監視に用いられる暗号化、認証、データ圧縮機能等を有するデジタルビデオカメラユニットの開発と評価、GEMINIというデジタル映像監視装置へのデータ認証機能の導入及びGEMINIの遠隔監視システムへの適用化等について、研究の成果が報告された。今回の学会では、遠隔監視というテーマで1セッションが設けられていたのが、特に目を引くところであった。
山本 洋一; 向山 武彦; 若原 道夫*; 磯貝 猛*
Proc. of Institute of Nucl. Materials Management (CD-ROM), 6 Pages, 1997/00
日本原子力研究所は、三菱重工業(株)と協力して、IAEA国際保障措置に使用されているコブラ封印を自動検認する装置の開発を我が国の対IAEA開発支援計画(JASPAS)の下で行ってきた。この装置の特徴は、小型・計量、現場での検認、迅速で正確な判定、容易な操作性等である。同装置は1996年7月に完成し、現在IAEAが査察機器として採用するためにフィールド試験を実施中である。本報告では、コブラ封印の概要と従来の検認手法の問題点、今回開発したコブラ封印自動検認器の概要及び試験内容とその結果について紹介する。
山本 洋一; 小山 謹二
第15回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.176 - 182, 1994/10
平成3年1月、日本原子力研究所と米国軍備管理軍縮庁との間で遠隔監視技術の信頼性試験に関する研究協定が締結された。本試験の目的は、原研の開発したCASDACと米国サンディア国立研究所(SNL)が開発したタンパー防護センサーから成る統合遠隔監視システムの信頼性を評価し、システムの動作特性を調べることであった。試験は1992年5月から1993年3月まで4段階に分けて実施された。最終段階は6ヵ月間の信頼性試験で、SNLで約300回センサーを作動させそれをCASDACシステムが遠隔監視した。試験終了後、SNLにおける全ての記録と原研で監視したデータの記録とを比較、評価した。その結果、両者の記録間には若干の不一致があったが、それらは全て説明のつくものであった。また、試験期間中CASDACに故障はなく、安定して動作した。これらのことからCASDACシステムは信頼性のあるプロトタイプの遠隔監視システムとして有効であることがわかった。
