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呉田 昌俊
流体計測法; 改訂版, p.367 - 371, 2022/04
日本機械学会が流体計測法をまとめた技術資料の改定版を刊行する。本稿は、その応用編の一部であり、進展が著しい先進的な熱流体計測技術を用いた応用事例の紹介が主な内容となっている。「ボイド率分布計測」の章では、機器の内部を流れる気液二相流を対象として、ボイド率分布を中性子線で可視化や計測する技術について解説した。前半は、ボイド率の定義、中性子透過法による計測やCT撮像技術の基本原理について解説した。後半は、様々な混相流の2次元、2次元の時間変化、3次元、3次元の時間変化の順に、可視化・計測結果を示した。
江坂 文孝; 桜井 聡
核物質管理センターニュース, 33(11), p.9 - 12, 2004/11
米国フロリダ州オーランドで2004年7月18
22日に開催された第45回核物質管理学会(INMM)年次大会に参加して最新の動向を調査した。本報告では、特に国際保障措置のセッションにおける保障措置のための新規計測技術、及び、核物質計量管理のセッションにおける計量管理に必要な新規参照物質の調製状況などの発表について、その概要と特徴を述べた。
臼田 重和
核物質管理センターニュース, 32(10), p.5 - 6, 2003/10
米国アリゾナ州フェニックスで2003年7月1317日に開催された第44回核物質管理学会(INMM)年次大会に参加する機会を得たので、保障措置環境試料分析関連を中心に、分析・計測技術の開発の概要・傾向や今大会の印象をまとめた。今大会の特徴は、最近の世界情勢を反映し、核テロリズムからの脅威とその防衛が主な課題となっていた。保障措置環境試料分析に関しては、特にIAEA保障措置分析所から詳細な分析技術開発状況や分析能力が報告されたので、その概要と特徴を述べた。
呉田 昌俊
KEK Proceedings 2001-9, p.35 - 39, 2001/04
当研究グループでは、中性子ラジオグラフィを熱流体計測技術として発展させ、既存の計測法では測定が困難であった沸騰流条件を計測できる技術を開発した。本パルス中性子ラジオグラフィ研究会では、当研究グループが開発した計測技術とその結果、そして高中性子束・パルス中性子ラジオグラフィの熱流体計測技術としての可能性を講演する。
大戸 敏弘; 鈴木 惣十
PNC TN9420 92-005, 83 Pages, 1992/04
本報告書は、高速実験炉「常陽」の核計装設備および実験炉部で実施している広範な研究開発のうち、放射線計測が主要な測定技術となっている代表的な研究開発の内容を紹介するものでる。 核計装設備の紹介では、原子炉プラント設備としての核計装の機能と位置付け、使用している中性子検出器の仕様と特性、システム構成と機器配置等について記述した。各種照射試験やサーベイランス試験に対する中性子照射量を実測ベースで評価するための原子炉ドシメトリーでは、実験炉部が採用している多重放射化法とその測定解析評価法および目下開発中のHAFM(ヘリウム蓄積モニタ法)について概説した。また、放射線計測技術がキーとなる破損燃料検出技術の開発では、「常陽」の燃料破損検出設備と各種実験装置の説明に加え、現在までに実施した。一連の燃料破損模擬実験の主な成果を紹介した。 さらに、放射線計測を基礎技術として用いている研究開発として ・使用済燃料の燃焼度測定 ・被爆源(放射性腐食生成物)分布の測定と評価 について、その概略内容を記述した。
市橋 芳徳
原子炉材料第122委員会昭和63年度第1回委員会資料, p.8 - 15, 1988/00
材料試験炉(JMTR)は、最初の臨界以来20年間、数多くの燃料試料の照射試験、材料試料の照射試験及び放射性同位元素生産のための照射試験を行って来た。本稿は、日本学術振興会主催の原子炉材料第122委員会の本年度第1回委員会に於いて講演するためのものであり、JMTR及び照射施設の概要を含め照射中の計測技術を紹介するとともにJMTR部において進めている照射技術の開発と課題を合わせて紹介する。
石河 寛昭; 桑島 進*
原子力工業, 21(1), p.44 - 48, 1975/01
今後の発展が予想される液体シンチレーション計測におけるシステム化についてハードウェアを中心として説明を行なった。この計測技術においては、自動試料燃焼装置、液体シンチレーション計数装置およびデータ処理装置が一連のものとなってシステム機構を形成しているが、特に測定試料の放射能強度を見出すためのデーター処理プロセスについて詳述している。(依頼原稿)
中山 治郎; 角 洋貴; 窪木 道克; 小高 亮; 藤原 孝治
no journal, ,
原子力機構東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の大型セル(固化セル)は、セル内機器をインセルクレーン、両腕型マニプレータ(BSM)により保守する遠隔保守システムを導入しており、これまで、コールド試運転やホット運転においてシステムの検証と実証、技術開発を行ってきた。コールド試運転時では、保守対象品すべての着脱確認により、操作手順の確立、遠隔操作用治工具の改良を行った。ホット運転以降においても、プロセス設備の遠隔保守、遠隔保守機器自身の保守作業の経験の積み重ね等よる作業の効率化を図ると共に、遠隔保守システムの信頼性を向上してきた。更に、ホット運転では、上述の遠隔保守技術をもとに、大規模な遠隔保守作業である2号溶融炉への更新、撤去した1号溶融炉の解体等をとおして、遠隔保守システムの実証と関連する技術開発を行ってきた。
阿部 雄太; 荒 邦章
no journal, ,
液体金属への超音波音圧の放射および受圧において異媒質界面における音響結合に係わる懸念の指摘がある。ナトリウム試験装置に設置した超音波センサを用いてナトリウム接液後の透過音圧の時間変化を調べた。
小野 綾子; 山口 学*; 坂下 弘人*; 上澤 伸一郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
軽水炉における機構論的限界熱流束予測手法の確立が必要とされているものの、高圧域における沸騰現象の理解は実験の困難さからほとんど進んでいない。高圧域における沸騰現象の理解と限界熱流束モデルの構築に資するために、高温高圧下で沸騰面ごく近傍の気液微細挙動を計測することができる静電容量式プローブを開発した。開発したプローブとその妥当性検証試験結果について報告する。
鳥居 建男; 眞田 幸尚
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故により広範囲にわたって放射性物質が飛散した。これらの放射性物質の影響範囲や建屋内外の状況把握のため、事故直後から様々な放射線計測技術が投入されてきた。その後も福島の環境回復や1Fの廃炉作業の円滑な推進に向けて放射線分布測定のために新しい放射線計測技術が開発され、現場に適用されてきた。本発表では、このような福島第一原子力発電所事故後に新たに開発された放射線計測技術を概観するとともにその開発経験から得られた教訓や課題についてまとめる。
小野 綾子; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構で開発を進めている核熱カップリングコードにおいて、熱流動解析には界面捕獲法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITERもしくはTPFIT)の適用を検討している。これらの解析コードは、燃料集合体の構成流路であるサブチャンネル内スケールの熱流動現象を対象とするため、サブチャンネル内の詳細な気液二相挙動に関する測定データや実験的知見を必要とする。そこで、燃料集合体内の狭隘部における分散性気泡流を非接触で計測するために、一般的に連続相の流速測定に用いられるレーザドップラー流速計(LDV)とフォトダイオードを組合わせた新しい計測を開発した。本報告では、この新しい計測手法に対して、接触式導電ボイドプローブを用いた気泡流計測と比較することで、新規計測手法が気泡挙動を良好に計測できることを確認した結果について報告する。
藤 暢輔
no journal, ,
廃止措置や核セキュリティ分野においては、中性子吸収材が混入した放射性廃棄物や隠匿された核物質の非破壊測定技術が求められている。中性子を用いたアクティブ法は、パッシブ法に比べて非常に高い検出感度を有するが、そのアクティブ法でも福島第一原子力発電所における燃料デブリの測定や中性子吸収材によって荷物内に隠匿された核物質などの測定は困難である。そのため、原子力機構では、アクティブ法の相補利用と新手法開発という2つのアプローチによって、それらに対応できる非破壊測定技術の開発を実施している。アクティブ法の相補利用は、核物質に対して非常に高い検出感度を有する高速中性子直接問いかけ法と中性子吸収材に対する検出感度が高い即発ガンマ線分析法を組み合わせて相補的に利用するものであり、その適用範囲を拡大させることができる。また、新手法開発では、高速中性子を用いることで中性子吸収材の影響を受けにくい非破壊測定技術の確立を目指している。本発表では、これまでの研究開発で得られた成果と今後の展望などについて報告する。
佐藤 優樹
no journal, ,
Waste Management Conference 2024において、CLADS先進放射線計測研究Grが実施する放射線計測技術の開発について、福島第一原子力発電所における実証例があるものを中心に紹介する。
