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八巻 賢一*; 北 智士*; 大林 寛生; 有吉 玄; 斎藤 滋; 佐々 敏信
JAEA-Technology 2020-021, 26 Pages, 2021/02
計測機器のデジタル化が進むとともに、大型試験装置はPLC(Programmable Logic Controller)制御が主体となり、多くの試験装置がデジタル化されるようになった。また、データ記憶装置の大容量化により、PLCが管理する計測値を、実験期間全般にわたって記録可能となった。これらの記録から、鋼材の腐食試験時の環境の影響や、動特性試験時に生じた変化や異常等の現象を、多角的に分析することが容易になった。一方、長時間に及ぶ試験においては、記録されたデータ数が膨大になり、データ処理や異常を分析する際のデータ抽出に多くの時間と労力を必要とすることになった。また、PLC毎に異なるログデータ仕様にも注意し、正確にデータを整合する必要も生じている。そこで、現在核変換ディビジョンに設置する鉛ビスマス試験装置のPLCからのデータを、任意に抽出・結合・処理するためのツールを作成し、データ分析に要する作業の効率化を図った。
社本 真一; 山田 昇*; 松永 利之*; Proffen, T.*; Richardson, J. W.*; Chung, J.-H.*; 江上 毅*
Applied Physics Letters, 86(8), p.081904_1 - 081904_3, 2005/02
被引用回数:48 パーセンタイル:81.9(Physics, Applied)NaCl型結晶性GeSbTeの局所構造をパルス中性子による粉末回折データの結晶PDF解析により調べた。その結果、この結晶相におけるゲルマニウム原子の大きな変位を見つけた。通常はこのように大きな原子変位は、電気伝導性に影響を与えるが、電子バンド構造からは、Naサイトの格子欠陥に加えて大きな歪が熱伝導のみを下げる一方で、Clサイトに規則正しく並んだテルル原子が高い電気伝導性を維持していることを示している。
田辺 文也; 山口 勇吉
日本原子力学会誌, 43(1), p.52 - 55, 2001/01
被引用回数:1 パーセンタイル:11.99(Nuclear Science & Technology)JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した操業記録の分析結果を報告する。作業シーケンスのパターンとして二つのタイプが明らかにされるとともに、操業初期の段階から貯液装置(貯塔,加水分解塔,など)において数バッチ分のウラン溶液を貯めることが常態化していたことを明らかにした。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.
JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男
JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。
坂井 章浩; 吉森 道郎; 阿部 昌義
JAERI-Tech 2000-012, p.107 - 0, 2000/03
研究所等廃棄物の処分における安全評価上の重要核種を選定するために、原研東海研の研究施設を原子炉施設、核燃料使用施設、RI使用施設に区分し、廃棄物発生記録等の調査、取扱試料等の燃焼・放射化計算調査、放射能測定データの調査を行い、廃棄物中の核種組成比を評価した。その結果、原子炉施設から発生する廃棄物は、冷却材中に含まれる核種が支配的であった。照射後試験施設から発生する試験燃料で汚染した廃棄物の各試験条件間における核種組成比の変動幅は比較的小さく、一方、試験材料で汚染した廃棄物における核種組成比の変動幅は材料が多種類であるため、比較的大きかった。また、RI使用施設の保有RIは82種類であった。これらの調査結果をもとにして、その3種類の研究施設から発生する各種廃棄物についてそれぞれの代表的な核種組成比を設定した。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男
JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。
鈴木 弘; 三浦 昭彦; 藤田 秀人; 佐野 雄一
JNC TN8410 99-043, 135 Pages, 1999/10
アスファルト固化処理施設における火災爆発事故の原因に関し、エクストルーダから排出されたアスファルト混合物が高温であったことが考えられる。小型の2軸エクストルーダを用いた試験の結果からは、エクストルーダ内においてアスファルト混合物中の塩濃度が局所的に上昇し、粘性発熱を増大させること、エクストルーダ内の塩堆積により摩擦熱が発生することなどが確認された。これらの現象は、試験の結果からエクストルーダの運転方法等との関連が深く、運転時の挙動としてトルク等に現れると考えられた。このため、これらの試験結果を基に実機4軸エクストルーダの装置構成や運転方法を整理した上で運転記録の分析・評価を行った。この結果、運転記録に塩濃縮及び塩堆積の発生を示すと考えられる挙動が多数見られ、エクストルーダへの廃液供給速度の低下によりトルク値が26Bから30Bまで順次上昇していること等が確認された。これらのことから、廃液供給速度低下によりエクストルーダ内の物理的な発熱が増大され、充てん温度が標準供給速度時に比べ高くなったものと考えられ、ドラムへの充てん時期と物理発熱進展の考察結果が一致していることを確認した。これらの評価結果から、供給速度の低下によって2軸試験で確認されたようなエクストルーダ内部での塩濃縮現象及び塩堆積現象が顕著となり、これによる物理的発熱によって充てん温度が高くなったことが火災の原因であると評価した。
中沢 利雄; 綿引 正行*; 高橋 博樹; 京谷 正彦
JAERI-Data/Code 99-010, 61 Pages, 1999/03
これまで原子力船「むつ」の実験データの保管・管理については、原子力船データベースを中心に整備を進めてきた。原子力船データベースは、出力上昇試験、実験航海等で実施した試験及び実験時のデータをデータベース化したものであるが、原子力船の運航全体を通じて試験及び実験時以外の船及び原子炉の運転記録等が磁気テープに収録された。これらのデータは「むつ」研究開発の貴重なデータであるが、膨大であり、これまでデータベースに登録されず利用が不便であった。そのため、これらのデータを収録密度の高いディジタルオーディオテープに格納するとともにテキスト形式に変換するプログラムとデータリストを作成した。これにより、これらのデータは、データベースで容易に利用できるとともに市販のパソコン等のソフトウェアでの利用も容易になった。なお、データの保管スペースの減容化も図られた。
辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿
PNC TN8510 98-001, 13 Pages, 1998/07
AmericanNationalStandardHPSN13.41-1997"CriteriaforPerformingMultipleDosimetry"を翻訳した。この規格は、複数個の線量計を用いて個人の被ばく線量を評価する必要がある場合の条件とその際の方法論を定めている。内容は、現在、国内で実施されている「不均等な被ばく形態における線量評価法」とほぼ同様であるが、複数個の線量計の着用が必要とされる条件、それらの身体配置並びに線量評価方法及び記録のありかた等が具体化されている。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.
JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。
辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿
PNC TN8410 98-083, 20 Pages, 1998/05
東海事業所では、放射線業務従事者のモニタリング期間は原則的に3カ月間であるが、プルトニウム燃料取扱施設等で作業を行う者については短期間に比較的高い被ばくを受ける可能性があるため1カ月毎に個人線量計を交換し、被ばく管理を行っている。しかし、モニタリング期間を3カ月間から1カ月間に変更する際の具体的な条件はこれまで設定されていない。本研究では、平成7年度の1カ月管理者の被ばく実績値を基に、モニタリング期間を1カ月から3カ月に変更した場合の被ばく線量当量分布を試算し、有意値として記録される割合の変化を調べた。その結果、3ヶ月間の合計線量が0.3mSvに満たない程度の線量レベルであれば、1カ月管理にする必然性は小さいことが分かった。
村上 博幸
原子力eye, 45(3), p.61 - 63, 1998/03
本稿は、上記掲載予定誌における各種放射線計測技術の応用例を紹介する特集記事のひとつとして個人被ばく線量測定(外部被ばく管理)に関して述べたものである。内容は、編集方針に沿って、まず、ICRP勧告と個人線量測定との関係について述べ、次に最近の個人線量測定技術の動向、特に新しく開発された個人線量計について紹介する。最後に安全管理に関する観点から測定の信頼性の確保についても簡単に述べる。
曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.
JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03
日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYは、600円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。
長谷川 市郎; 大関 清; 柴 浩三; 三上 智; 豊田 素子; 金澤 信之; 江花 稔
PNC TN8520 96-001, 2536 Pages, 1996/03
None
not registered
PNC TN1450 96-003, 58 Pages, 1996/01
本資料に要旨はありません。
松岡 清幸*; 村田 芳雄*
PNC TJ7586 95-001, 28 Pages, 1995/03
1.本資料は、岐阜県瑞浪市日吉町で実施した孔曲がり測定のデータをとりまとめたものである。2.測定結果は、990mで傾斜角58、偏距452.9mであった。
安藤 雅孝*; 伊藤 潔*
PNC TJ1673 95-001, 50 Pages, 1995/03
本調査研究は、跡津川断層系特に茂住祐延断層周辺に発生している微小地震の震源決定を精度良く行い、本地域における地震活動と断層活動を正確に把握することにより、活断層の発生メカニズムに関する知見を得ることを目的にしている。本年度の調査項目以下の通りである。(1)微小地震の観測(2)地震解析(3)報告書の作成・昨年度は、微小地震の深さ方向の精度を良くするため、茂住鉱山長棟坑道内に地震計を設置し、活断層沿いの微小地震分布とその特性を把握することに重点を置いた。観測点の位置は神岡鉱山茂住坑内の坑口より約1.15km入った場所で、正確な位置は以下のとおりである。北緯・36度26分05秒東経・137度17分35秒高さ・363m(S.L.)本年は引続き茂住観測点のデータを用いて震源決定精度の向上に努めた。地震の震源を精度良く決定するには、観測点が適正に配置される必要がある。今回の研究対象地域である跡津川断層付近の微小地震の観測網の観測点は約25-30km間隔で設置されている。これらの観測点による震源決定は、断層付近の詳細な調査には不十分である。特に地震の深さを含めて精度の高い震源を得るには、震源に近いところに観測点が存在し、震源を取り囲みかつある程度遠方まで観測点が必要である。観測装置は地震計および送受量装置、記録装置からなり、センサーとしては短周期(固有周期1秒)3成分の地震計が設置された。現在までのところ十分なデータが得られていないので、解析は緒についたばかりである。上宝の従来の観測網での震源と茂住を加えた場合の震源の違いを比較すると、断層近くの地震の震源が震央と深さ方向で数km動いていることが分かる。このように観測点を追加することによって、震源の精度が著しく向上し、今後断層の構造の理解が進むものと考えられる。
北野 光昭
PNC TN8440 94-019, 205 Pages, 1994/05
平成5年11月15日18日の4日間、東海事業所地層処分基盤研究施設において「地層処分研究開発国際ワークショップ」(主催:動力炉・核燃料開発事業団)が開催された。本ワークショップは、地層処分研究について内外の専門家と深く議論を行い、今後の研究開発に役立てるために開催されたもので、我が国をはじめ、アメリカやフランスなど世界8ケ国の専門家や研究者およそ140名が参加した。環境技術開発部地層処分開発室では、本ワークショップ開催に向けて「実行委員会」を組織し、運営にあたっており、本報告書は、この実行委員会の運営記録を中心にとりまとめたものである。