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報告書

「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02

JAEA-Research-2016-021.pdf:5.0MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: $$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。

論文

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について

中野 貴文; 佐藤 史紀; 白水 秀知; 中西 龍二; 福田 一仁; 立花 郁也

日本原子力学会誌, 57(1), p.14 - 20, 2015/01

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設(東海再処理施設)のある茨城県東海村において震度6弱の地震を観測した。本地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や地震応答解析及び両者の結果を踏まえた総合評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。その結果について報告する。

論文

澁澤賞を受賞して; JT-60電源設備の運転保守

大森 俊造

産業と電気, (629), p.1 - 2, 2005/02

JT-60プラズマ実験においてはパルス的に大電力を使うため、商用幹線に電圧及び周波数変動の影響を与えないようにシステムに工夫が施されている。大きいはずみ車効果を有する縦軸型電動発電機に回転エネルギ-を蓄え、それを利用して発電する。その電力は変圧器により降圧しサイリスタ変換器またはダイオ-ド整流器により直流に変換してJT-60トロイダル磁場コイル,ポロイダル磁場コイルへ大電流を給電し、プラズマの発生・維持,形状制御を行っている。プラズマ加熱装置へは交流を給電している。このような電源システムの運転保守に従事してまた著者にとって、特に電気保安上の貢献が大きかったものは、以下の通りである。(1)電動発電機細密点検,(2)電動発電機セルビウス装置絶縁劣化対策,(3)電動発電機の中性点接地抵器の加熱現象の対策、以上の経験を総括して電気を取り扱う関係者に役立つ情報を紹介する。

報告書

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の主要発電系設備に対する保守・点検

小杉山 真一; 高田 昌二; 片西 昌司; Yan, X.; 滝塚 貴和; 國富 一彦

JAERI-Tech 2002-088, 70 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-088.pdf:5.21MB

GTHTR300が次世代原子力発電プラントとして相応しい信頼性,経済性を有するためには、保守・点検性に優れていることが必要である。そこで平成13年度に実施した基本設計結果をもとに、発電及びプラント性能に直接かかわるガスタービン,圧縮機,発電機,再生熱交換器,前置冷却器等の保守・点検方針の検討・提案を行った。検討の結果、各対象機器に想定される劣化・損傷事象等を考慮すると、既存の軽水炉発電プラント及び火力コンバインドサイクル発電プラントと比較して、技術的には保守・点検項目の合理化及び点検周期の延長が可能との見通しが得られた。一方で、各機器の設置状況,構造的特徴及び核分裂生成物の付着等の観点から、点検作業を現実的かつ効率的に行うために解決すべき課題を摘出した。提案された点検方針の妥当性確認及び各課題の解決については、今後のGTHTR300設計の詳細化の中で実施していく。なお、本件は文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。

報告書

屋外器材ピット(Bピット)内廃棄物取出し作業に係わる放射線管理について

伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久

JNC-TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB

プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値($$alpha$$放射能:8.2$$times$$10-3Bq/cm2、$$beta$$$$gamma$$放射能:1.2$$times$$10-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取

報告書

非常用発電設備保守計画書

狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫

JNC-TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04

JNC-TN8520-99-002.pdf:4.31MB

本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。

報告書

両腕型サーボマニプレータの開発総括報告書(制御関連他)

三木 安夫; 川野邊 一則*; 小林 雄一*; 小泉 務; 青嶋 厚

JNC-TN8440 2000-001, 126 Pages, 1999/03

JNC-TN8440-2000-001.pdf:4.37MB

核燃料サイクル機構では、核燃料サイクル関連施設における施設稼動率の向上と点検保守作業時における作業員の被ばくの低減化等を目的として、大型セルによる全遠隔保守方式の開発を行ってきた。本方式を成立させるためには、遠隔保守技術の確立が必須である事から、当グループを中心として遠隔保守の中心的機器となるマスタースレーブ方式の両腕型バイラテラルサーボマニプレータ(Bilateral Servo Manipulator:BSM)の開発を実施してきた。BSM2基のガラス固化技術開発施設(TVF)への設置後は、リサイクル機器試験施設(RETF)への導入に向けて、いわば完成版BSMとも言えるマニプレータ(RETF型)への改良を実施してきた。本報告書は、完成版BSMへの改良点、特に操作性の向上に関わる点を主体に、機械設計、制御設計について総括したものである。

報告書

システム構成管理プログラムの整備(2) ‐ 事故シーケンスカットセットデータベースの構築とGUI部の改良 ‐

重盛 正哉*; 関 一弘*; 多田 浩之*

JNC-TJ9440 2000-003, 173 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-2000-003.pdf:19.86MB

高速炉プラントのメンテナンス計画の策定に資することを目的として、メンテナンスにおける各フェイズ(運用系統が等しい期間)毎のリスクを評価するプログラムを作成した。平成10年度の作業では、平成9年度までに作成したプログラムのグラフィカルユーザーインターフェース部に対して、データ設定操作や評価結果の解釈の容易さ等のプログラムの使用性の向上を図るための改良作業を実施した。具体的には、系統運用構成画面の縮小表示機能、結果表示画面間の連携呼び出し機能等を追加した。また、リスク評価機能については、事故シーケンスカセットデータベース機能、リスクトレンド追跡機能等の追加作業を実施した。改良したグラフィカルユーザーインターフェースおよび解析部を用いたテストを行い、プログラムが正しく機能することを確認した。

論文

人間協調型移動ロボットシステムの開発

石川 信行; 吉川 良男*; 鈴木 勝男

第4回ロボティクスシンポジア, p.377 - 380, 1999/00

作業遂行の迅速性・信頼性の向上をめざして、必要に応じて人間が介在しその動作を支援するロボットシステムとして「人間協調型移動ロボットシステム」を開発した。本システムにおいては、作業遂行に必要なコンポーネントをそれぞれツールとしてまとめてユーザインターフェイス機能をもたせることにより、人間協調動作の実現を容易にするとともにシステムのモジュラリティを高めている。本報告ではまず、人間協調型移動ロボットシステムで走行を実現するためのコンポーネントとして開発した割込み機能付き走行コマンドインプリンタを中心にロボットシステムの概略を述べ、この走行コマンドインタプリタによる走行実験結果を示す。最後に原子力プラントの一部を模擬したモックアップ環境での本システムによる巡回点検作業デモンストレーションシナリオについて述べる。

論文

Feasibility study on the application of a human collaborative robot system to the inspecting patrol of nuclear power plants

石川 信行; 鈴木 勝男

Proc. of Human-Computer Interaction International'99, 2, p.1172 - 1176, 1999/00

不定型環境下におけるタスク遂行の実現を目的として自律移動ロボットの研究開発が行われている。一般に、自律移動ロボットでは環境の変化に対処するために、外界センサで環境を認識し必要に応じてあらかじめ設定された行動が自律的に修正される。しかし、実環境下においてセンサ情報に基づき行動を修正するためには高度な環境認識と行動再計画の能力が必要なため、作業遂行の迅速性や高信頼性を達成するうえで多くの課題が残されている。そこで本研究では、作業遂行の迅速性・信頼性の向上をめざして、必要に応じて人間が介在しその動作を支援するロボットシステムとして「人間協調型移動ロボットシステム」を開発した。本報告では、人間協調型移動ロボットシステムで走行を実現するためのコンポーネントとして開発した割込み機能付き走行コマンドインタプリタを中心にロボットシステムの概略を説明する。また、原子力プラントの一部を模擬したモックアップ環境下での巡回点検作業シナリオに基づく動作試験の結果、本システムが障害物回避などの際の効果的な動作支援インターフェイスとなることを示す。

報告書

廃棄物保管容器の改善作業関連報告書[プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)編]

鈴木 良宏; 佐藤 俊一; 鈴木 満; 岡本 成利; 渡辺 直樹; 品田 健太; 吉田 忠義

PNC-TN8440 98-025, 111 Pages, 1998/07

PNC-TN8440-98-025.pdf:11.06MB

平成9年9月に茨城県、東海村が実施した「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第15条に基づく東海事業所放射性固体廃棄物貯蔵施設に係わる現地調査の結果、放射性廃棄物に関して改善処置を求められた。これを受けて事業団は科学庁、県及び村に対して平成10年3月完了を目標に保管容器の点検・補修作業を開始することとなった。この内プルトニウム系廃棄物の点検・補修は計画どおり進み、平成10年3月をもって終了した。本報告書は、プルトニウム廃棄物保管容器の内、プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)に保管されている保管容器の点検・補修作業に係わるものであり、今度の廃棄物保管容器の点検・補修作業の一助となるものである。

論文

赤外線リモートセンシング計測評価技術,2; 非破壊検査と保守点検の実施例

石井 敏満; 岡本 芳三*; 鴨井 新生*

光アライアンス, 9(7), p.39 - 45, 1998/07

本報は、赤外線リモートセンシング計測評価技術による非破壊検査法と保守点検に関する最近の動向及び代表的実施例について解説したものである。この技術を非破壊検査法として利用する場合には、検査対象物の加熱・冷却が重要となる。そこで、これまでの研究報告や応用実施例での試験方法を加熱・冷却の方法で分類し、熱的非破壊検査試験法としてその項目及び概要を整理した。また、応用実施例として核融合炉炉内構造物の非破壊試験及び冷却水循環ポンプの保守検査に関する計測結果について整理した。更に、現在国内で進められている赤外線計測法を応用した非破壊検査試験に関する規格基準の整理を進めた。

論文

放射線取扱事業所における施設の日常管理,3; 加速器施設

荒川 和夫

Isotope News, (525), p.57 - 58, 1998/02

放射線事業所における大型加速器施設の日常管理について、(1)放射線発生装置使用施設の健全性を確保するために必要な管理、(2)加速器を安全にかつ安定に運転するための管理、及び、(3)加速器の運転や照射実験による機器等の放射化による放射線被ばくと汚染防止のための管理、について加速器施設における特有な問題を含めて記述した。更に、共同利用施設として外部利用者も含めて、照射実験の安全性と施設の健全性について述べた。

報告書

平成8年度 安全総点検資料 -「電気関係設備の安全確保」の対応資料-

川口 昭夫; 槇 彰; 山内 孝道; 照井 新之助; 小形 佳昭; 柴田 里見; 狩野 元信

PNC-TN8440 97-020, 111 Pages, 1997/03

PNC-TN8440-97-020.pdf:35.99MB

平成8年度東海事業所安全総点検は、平成8年12月11日(水)及び12日(木)の2日間にわたり実施された。今回の安全総点検では、平成8年7月16日(TVF換気系等の一時停止)、平成8年8月22日(再処理第1変電所の一時停電)に発生した2件の電気関連のトラブルに鑑み、点検項目中の個別重点項目の取組状況として「電気関連設備の安全確保」が盛り込まれ、これに伴い電気関係設備の点検が実施されることとなった。実施の具体的な対応については、特別高圧及び高圧電気設備を運転管理する建設工務管理室と低圧電気設備を運転管理する再処理工場工務部技術課で対応した。又、プル工場設備課の協力も得て実施した。本資料はこの電気関係設備の点検対応のために作成し、説明資料としてとりまとめたものである。

報告書

清澄試験機の内部点検装置の基本設計

not registered

PNC-TJ8164 97-003, 77 Pages, 1997/03

PNC-TJ8164-97-003.pdf:6.65MB

本業務は、動力炉・核燃料開発事業団殿が従来より設計・検討している高速炉燃料再処理機器試験施設(以下「RETF」と言う。)の主要機器の一つである清澄試験機の内部点検装置について検討したものである。本業務では、RETF用清澄試験機において、溶解液中に含まれる不溶性の固体成分の試験機内部への捕集状況等を確認する内部点検装置の基本設計として、内部観察システム及び運転診断システムのシステム及び要素技術の検討を実施し、システム及び各技術要素の基本仕様を設定すると共に、清澄試験機への適用に向けての課題等を抽出した。本業務で検討を実施した主な項目は以下の通りである。1)内部観察システムのシステム及び要素技術基本仕様の検討2)運転診断技術検討および診断システム基本検討3)内部点検装置のRETF設計への反映検討

報告書

地震に関する調査研究(XIII)報告書

原田 謙三*

PNC-TJ1552 97-002, 218 Pages, 1997/03

PNC-TJ1552-97-002.pdf:6.34MB

平成8年度に本委員会が実施した研究業務は、岩手県釜石鉱山大峯地区の坑内外7地点に設置した地震計による地震観測および、坑内L550に設置された水圧、水量、水質観測用の各計測器と、平成6年度に設置されたレーザー干渉式岩盤歪計とを用いた地下水理計測であった。また得られた観測データについて各種解析を実施した。本年も多くの工事が行われたが何れも機器の不具合な部分の修正や、故障発生時の修理等であった。主なものは、地震計K-4(L550NE抗)の信号線で発生したノイズ除去の為の信号線張替工事と、レーザー岩盤歪計の根本的な改良工事である。報告書の第1章では13年目に入った本委員会の研究方針と研究活動の概要が記述されている。第2章では、地震計のノイズ除去工事、PH計と電気伝導度計や自動採水器の点検修理工事および、レーザー干渉型岩盤歪計の改良、移設工事に関する事項等が時系列的に記述されている。第3章では、平成8年度に釜石鉱山で観測された58個の地震について、夫々の観測データおよび解析結果が記述されている。特に本年度は、地下での加速度の減衰の状態が多少異常な10個の地震について種々の解析が試みられ、それらの地震の特徴を明らかにした。またこの章では、地形が地震動に及ぼす影響について3次元的な解析を行った結果についても記述されている。第4章には、地下水理関係の観測データから得られた、地震と地下水の関係について種々検討した結果が記述されている。第5章ではあとがきで、今年度に得られた研究成果のとりまとめが述べられると共に、残された課題について述べられている。

論文

Development of a human and robot collaborative system for inspecting patrol of nuclear power plants

石川 信行; 鈴木 勝男

Proc. of 6th IEEE Int. Workshop on Robot and Human Communication (RO-MAN'97), p.118 - 123, 1997/00

本研究の目的は、原子力プラント巡回点検のための人間協調型自律移動ロボットシステムを開発することである。従来の自律移動ロボットの研究においては、ロボットの完全自律化をめざしている。しかし、完全自律ロボットシステムは複雑な問題に直面した場合の問題解決に困難を伴うため、安全性・迅速性が要求される原子力プラントへの適用には不向きといえる。本研究で提案するシステムは、自律アルゴリズムで対応できる状況では自律的動作を行わせ、実装アルゴリズムでの問題解決が不可能な場合には人間が随時介入して問題を解決することで、作業遂行の安全性・迅速性を図ることを基本概念とする。本論文では、提案システム実現のために開発した要素技術である、(1)人間協調型走行プログラム、及び(2)ロボット自己位置推定法、に焦点をあてシステムの概要を述べる。

報告書

放射線管理用機器点検整備技術要領書

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

PNC-TN8520-96-001.pdf:62.42MB

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報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱貯蔵設備の運転・保守経験,1; 総合機能試験完了後から平成8年3月まで

長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.

PNC-TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03

PNC-TN2410-96-005.pdf:14.53MB

「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。

報告書

Conceptual design studies of in-vessel viewing equipment for ITER

小原 建治郎; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 多田 栄介; 柴沼 清

JAERI-Tech 96-010, 29 Pages, 1996/03

JAERI-Tech-96-010.pdf:1.15MB

核融合実験炉(ITER)の炉内観察装置として、屈折式光学ペリスコープ方式と多関節マニピュレータによって走査されるイメージングファイバ方式について、その概要とITERへ適用する際の問題点について検討した。観察装置使用時の炉内環境は、高温、高放射線、真空あるいは不活性ガス雰囲気となるため、いずれの方式にも観察能力はもとより、極限環境下での耐久性が求められる。イメージファイバは対象への接近が可能であり、またペリスコープは構造が簡単で大きな視野が確保できるなど、それぞれに特徴を有するが、検討の結果、先端部にミラー駆動機構と照明装置を組み込んだ全長27m、外径約200mmのペリスコープが、当面、ITERの炉内観察装置として最適であると考えられる。

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