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論文

ロボット等の開発実証施設JAEA楢葉遠隔技術開発センターの紹介

土田 佳裕

ロボット, (246), p.78 - 79, 2019/01

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故を受け、廃炉作業に必要となる遠隔操作機器の開発実証施設として楢葉遠隔技術開発センターが整備され、2016年4月より外部利用を開始した。本稿では、楢葉遠隔技術開発センターの試験設備について紹介する。

論文

Development of cement based encapsulation for low radioactive liquid waste in Tokai Reprocessing Plant

松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10

東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。

論文

楢葉遠隔技術開発センターにおける廃炉のための遠隔技術開発および操作訓練を支援する技術開発の取り組み

川端 邦明

日本ロボット学会誌, 36(7), p.460 - 463, 2018/09

日本原子力研究開発機構は、廃炉作業におけるロボット等の遠隔技術の開発支援および操縦者訓練を目的とするモックアップや要素試験施設の整備を行う楢葉遠隔技術開発センターを設置して2016年4月より運用を開始している。楢葉遠隔技術開発センターでは、施設の整備、運用と並行して、福島第一原子力発電所での作業経験や知見を参考にして廃炉作業環境を想定した遠隔機器の開発支援やオペレータの操作習熟度向上に資する技術の研究開発にも取り組んでいる。本稿では、遠隔機器による廃炉作業支援のために取り組んでいる技術開発内容について紹介する。

論文

VR技術を応用した福島第一原子力発電所の廃止措置への挑戦

堀口 賢一

技術士, 30(4), p.8 - 11, 2018/04

福島第一原子力発電所の廃止措置では、事前検証や操作訓練が他の原子力発電所の廃止措置に比べ、重要である。日本原子力研究開発機構楢葉遠隔技術開発センターでは、実測データを基に事故後の建屋内部状況を模擬したVRシステムや各種実規模大のモックアップ設備を応用して廃止措置に適用するための技術開発が行われている。これらを活用することにより確実かつ効率的な現地での作業への貢献が期待できる。本報では、これまでの原子力発電所での廃止措置におけるVRシステムの活用例を紹介し、VRシステムを活用することで廃止措置を進めるうえでどのような利点が得られたかをまとめる。また、福島第一原子力発電所の廃止措置に貢献することが期待されている楢葉遠隔技術開発センターのVRシステムについて、2017年1月に日本技術士会原子力・放射線部会での視察を踏まえ、その概要について報告する。

論文

福島第一原子力発電所廃止措置における楢葉遠隔技術開発センターの取り組み

谷藤 祐太

原子力年鑑2018, p.96 - 97, 2017/10

福島第一原子力発電所の事故収束に向けて、楢葉遠隔技術開発センターで行っている遠隔技術開発の取り組みについて報告する。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成27年12月$$sim$$平成28年10月

堀籠 和志; 田口 茂郎; 石橋 篤; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-008, 14 Pages, 2017/05

JAEA-Technology-2017-008.pdf:1.15MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を平成26年4月から開始し、平成28年7月に終了した。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液等の分析を実施してきた。本報告書は、本処理に係わる平成27年12月から平成28年10月までに実施した約2,200件の分析業務及び分析設備の保守・点検などの関連業務の実績についてまとめたものである。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成26年4月$$sim$$平成27年12月

堀籠 和志; 鈴木 久規; 鈴木 快昌; 石橋 篤; 田口 茂郎; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-026, 21 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-026.pdf:1.14MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、平成26年4月から硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を実施してきた。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液を試料とした各種の分析業務を実施してきた。本報告書は、平成26年4月から平成27年12月までに実施した約3,500件の分析及び分析設備の保守・点検などの関連する業務の実績についてまとめたものである。

論文

核セキュリティ・核不拡散のための先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発

瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線非破壊測定技術開発(大強度単色$$gamma$$線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。

報告書

JT-60における先進的技術開発の進展

核融合装置試験部; 炉心プラズマ研究部

JAERI-Review 2005-037, 348 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-037.pdf:39.28MB

本レビューは、臨界プラズマ試験装置JT-60の装置完成から今日に至るまで過去20年間にわたる技術開発について、その内容をコンパクトに総括した報告書である。JT-60完成後20年を経過し、第3段階核融合研究開発基本計画の中核装置である実験炉ITERの建設サイトが決定されたこの時期に、これまでの先進的技術開発を総括し、今後のさらなる発展の礎とすることを意図して本報告書が執筆された。これまで行われた技術開発は夥しい数であり、それらは各項目ごとに単行の報告書を構成できる分量である。本レビューにあたっては、比較的大きな項目に整理統合してキーワードと要点を中心にコンパクト化を図った。同時に、開発の各担当者が原則として執筆を行うことで技術開発の本質を適確に記述した結果、JT-60の技術開発ハンドブックとも言うべき高い水準のレビュー報告となっている。

論文

Recent technological progress for advanced tokamak research in JT-60U and JFT-2M

細金 延幸; JT-60チーム; JFT-2Mグループ

Fusion Science and Technology, 47(3), p.363 - 369, 2005/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:72.14(Nuclear Science & Technology)

経済的で環境的に優れた発電炉の開発に向けて、JT-60では先進トカマクの定常化研究を、JFT-2Mではフェライト鋼のトカマク炉への適合性に関する研究を行っている。現在のJT-60Uの研究は定常先進トカマク運転を実証する段階にあり、昨年、放電時間65秒,加熱時間30秒を目標に、長時間化のためのコイル電源の改造やNBI及びRF加熱装置の技術開発を行った。その結果、JT-60Uは規格化$$beta$$$$sim$$2で24秒まで運転領域が拡大できた。一方、JFT-2Mにおいては、真空容器内の全面にフェライト鋼の第一壁を設置した状態で規格化$$beta$$$$sim$$3.5程度の高性能プラズマを生成できることを示し、フェライト鋼の炉への適合性を評価した。講演では、これらの技術開発,改造とフェライト鋼の評価について発表する。

報告書

増殖ブランケット要素技術開発の成果

核融合工学部; 物質科学研究部

JAERI-Review 2005-012, 143 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-012.pdf:11.74MB

原研は、原子力委員会核融合会議が平成12年8月に策定した「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」に基づき、固体増殖方式のブランケットの開発の中核的な機関として、増殖ブランケットの開発を進めている。本報告は、原研で実施している増殖ブランケット開発計画とこれまでの成果及び今後の展望と計画を取りまとめたものである。本報告では、核融合炉の最も重要な機器の一つである増殖ブランケットの開発に関して、原研が果たすべき責務を明確に示し、増殖ブランケットの開発目標及び増殖ブランケット実現のために必要な開発課題とロードマップを明らかにした。また、これまで原研で実施してきた増殖ブランケットの研究開発の成果を概観し、現在までに達成した技術開発のレベルが、要素技術開発の段階から工学試験の段階に進むべきレベルに達したことを示した。さらに、今後、工学試験として実施するべき開発目標と開発計画を定量的に明らかにし、実現の可能性を明確に示した。今後、増殖ブランケットの工学試験を実施し、ITERのテストブランケット・モジュール試験を完遂することが、核融合炉の増殖ブランケット開発において必要不可欠である。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発,2003年度

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2005-010, 83 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-010.pdf:5.18MB

日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆燃料粒子、炉心構造材に黒鉛、1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}$$C,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}$$Cの日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成15年度(2003年度)の設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発,2002年度

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2003-043, 92 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2003-043.pdf:5.76MB

日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆粒子燃料,炉心構造材に黒鉛,1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}$$C,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}$$Cの日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成14年度(2002年度)の設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を使用して、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めている。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材,緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

Advanced fusion technologies developed for JT-60 superconducting Tokamak

逆井 章; 石田 真一; 松川 誠; 秋野 昇; 安藤 俊就*; 新井 貴; 江里 幸一郎; 濱田 一弥; 市毛 尚志; 礒野 高明; et al.

Nuclear Fusion, 44(2), p.329 - 334, 2004/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:72.54(Physics, Fluids & Plasmas)

超伝導トカマク装置へのJT-60改修が計画されている。原型炉に繋がる先進的な核融合技術として、JT-60改修装置(JT-60SC)の設計のために超伝導マグネット技術やプラズマ対向機器を開発した。JT-60SCの超伝導トロイダル磁場コイル用として、高い臨界電流密度を可能とする、高い銅比4のニオブアルミ超伝導素線を新規に開発し、量産化に成功した。この素線と、突合せ溶接で作った全長30 mの丸穴四角のステンレス製コンジットを用いて、実機サイズのケーブル・イン・コンジット導体を製作した。この導体を用いて、リアクト&ワインド法(熱処理後に巻線作業を行う製作方法)を実証するR&Dを進めた。ニオブアルミ導体の歪み劣化が小さいことを利用したこの製作方法は、将来の大型コイル製作の技術的な信頼性向上と低コストに繋がる先進的な超伝導技術として注目されている。JT-60SCのダイバータへの熱負荷10-15MW/m$$^{2}$$に耐える機器として、スクリュウ管を銅製ヒートシンクに設け、これと炭素繊維複合材、緩衝材を一体ロウ付けすることで、良好なプラズマ対向機器を開発した。電子ビーム照射試験により、この対向機器は従来のスワール管の場合と比較して約1.5倍の高い熱伝達率を達成することを明らかにした。

論文

極微量分析法の保障措置への応用

臼田 重和

化学と教育, 51(10), p.612 - 613, 2003/10

本報告では、日本化学会化学教育協議会 化学と教育編集員会からの要請により、主として中・高等学校教員を対象に、保障措置環境試料のために開発した極微量分析法について解説した。主に、(1)環境試料分析手法がIAEAによって保障措置の強化策として導入された背景,(2)保障措置環境試料を分析するために、原研がIAEAネットワーク分析所の一員として認定された経緯,(3)環境試料中の極微量核物質を主対象に開発した同位体比分析技術,(4)そのために整備したクリーンルーム施設「高度環境分析研究棟(CLEAR)」などについて紹介する。

論文

Development of advanced blanket materials for a solid breeder blanket of a fusion reactor

河村 弘; 石塚 悦男; 土谷 邦彦; 中道 勝; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中村 和幸; 伊藤 治彦; 中沢 哲也; 高橋 平七郎*; et al.

Nuclear Fusion, 43(8), p.675 - 680, 2003/08

 被引用回数:21 パーセンタイル:39.61(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合原型炉を実現するために、先進ブランケットの設計研究が行われている。これらの設計では、より高い発電効率を目指して冷却材温度を500$$^{circ}C$$以上としており、高温に耐え、また高中性子照射量まで使用できるブランケット材料(トリチウム増殖材料及び中性子増倍材料)の開発が求められている。本論文では、原研及び国内の大学、産業界が共同で実施してきたこれら先進ブランケット材料の開発の現状について報告する。トリチウム増殖材料に関しては、トリチウム放出特性に悪影響を及す高温での結晶粒径成長を抑制できる材料の開発として、TiO$$_{2}$$を添加したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$に注目し、湿式造粒法による微小球の製造技術開発を実施した。この結果、固体ブランケットに用いる微小球製造に見通しが得られた。中性子増倍材料に関しては、融点が高く化学的に安定な材料としてベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Ti等に注目し、回転電極法による微小球の製造技術開発及び特性評価を実施した。この結果、ベリリウムの含有量を化学量論値より多くすることにより、延性を増すことによって、微小球の製造に見通しが得られた。また、Be$$_{12}$$Tiはベリリウムより中性子照射によるスエリングが小さいことなど、優れた特性を有していることが明らかとなった。

論文

IAEAネットワーク分析所として認定された原研の保障措置環境試料分析

臼田 重和

核物質管理センターニュース, 32(7), p.10 - 11, 2003/07

原研は保障措置環境試料分析のIAEAネットワーク分析所として認定されたので、その概要を紹介する。原研は、平成13年6月に東海研究所にクリーンルームを有する高度環境分析研究棟(CLEAR)を完成させ、そこで保障措置環境試料のために主にバルク及びパーティクル分析に関連する高精度な極微量分析技術を開発してきた。IAEAの専門家による現地調査の結果、原研の分析技術は、施設や品質管理体制も含めて高いレベルにあると評価され、世界で17番目のネットワーク分析所として認められた。これにより、アジア初のIAEAネットワーク分析所として、保障措置環境試料分析を実施し、核査察や更には原子力の平和利用に貢献することになる。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験運転と技術開発(1999~2001年度)

高温工学試験研究炉開発部

JAERI-Review 2003-013, 98 Pages, 2003/05

JAERI-Review-2003-013.pdf:4.98MB

日本原子力研究所(原研)のHTTR(高温工学試験研究炉)は、燃料として被覆粒子燃料,炉心構造材に黒鉛,1次冷却材にヘリウムガスを用いた原子炉熱出力30MW,原子炉入口冷却材温度395$$^{circ}C$$,原子炉出口冷却材温度850/950$$^{circ}C$$の日本初の高温ガス炉である。HTTR原子炉施設は、大洗研究所の南西部の約5万平方メートルの敷地に平成3年から建設が進められ、平成10年11月10日に初臨界を達成した。その後、平成11年9月から出力上昇試験を進め、平成13年12月に熱出力30MWを達成し、平成14年3月に使用前検査合格証を取得した。本書は、平成11年(1999年)から平成13年(2001年)までの出力上昇試験,設備の整備状況,運転保守管理,放射線管理及び技術開発の状況を紹介する。

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