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論文

ステンレス鋼の亀裂先端における高温水中酸化に及ぼす荷重付与の影響

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 塙 悟史

材料と環境, 68(9), p.240 - 247, 2019/09

ステンレス鋼のBWR一次系水中環境助長割れ機構検討の一環として、荷重を付与したCT試験片を290$$^{circ}$$Cの高温水に浸漬し、疲労予亀裂先端近傍の酸化物を観察した。酸化物内層は、Fe, Ni, Crを含むスピネル構造の微細粒、外層はFe$$_{3}$$O$$_{4}$$の結晶粒であった。FEM解析によるCT試験片亀裂先端の応力、ひずみ分布との比較より、塑性変形に伴う転位と弾性ひずみの重畳によって酸化物内層の形成が促進されることが示唆された。

報告書

超深地層研究所計画(岩盤の水理に関する調査研究); 再冠水試験・坑道埋め戻しに伴う地下水環境の回復挙動の予測

尾上 博則; 木村 仁*

JAEA-Research 2019-001, 57 Pages, 2019/08

JAEA-Research-2019-001.pdf:10.03MB

本研究では、再冠水試験や坑道埋め戻しによって坑道周辺の地下水の水圧や水質変化に与える影響を確認するための予測解析を行った。再冠水試験の予測解析では、坑道の冠水条件の違いに着目した解析を実施した。その結果、再冠水試験の計画立案に有益な情報として、坑道の冠水速度による周辺岩盤の地下水環境の変化の違いを定量的に確認することができた。また、坑道埋め戻しの予測解析では、坑道の埋め戻し材の透水性の違いに着目した解析を実施した。その結果、坑道埋め戻し後10年程度の地下水圧および塩化物イオン濃度の変化を推定することができた。また、周辺岩盤と比べて高い透水性の埋め戻し材を用いる場合には、坑道内部が地下水の移行経路となり地下深部の塩化物イオン濃度の高い地下水が引き上げられることが示された。

報告書

試験研究用原子炉の解体により発生する廃棄物の放射能濃度評価方法の検討

村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB

試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni、炭素鋼について$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Eu、遮蔽コンクリートについて$$^{3}$$H, $$^{60}$$Co, $$^{152}$$Eu、黒鉛について$$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{152}$$Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。

論文

薄板試験片を用いたサンプリングクリープ試験による改良9Cr-1Mo鋼のクリープ損傷評価法の検討

金山 英幸*; 旭吉 雅健*; 小川 文男*; 川畑 美絵*; 伊藤 隆基*; 若井 隆純

材料, 68(5), p.421 - 428, 2019/05

本論文では、厚さ0.76mmの薄板試験片を用いた改良9Cr-1Mo鋼のクリープ損傷評価法を検討した。まず、薄板試験片を用いたクリープ試験の妥当性確認のため、未損傷材から作製した未損傷試験片を用いてクリープ破断試験を既報に追加して行い、試験温度873K、応力160MPaの改良9Cr-1Mo鋼のクリープ破断試験では大気中・真空中の試験雰囲気によるクリープ破断時間の差は明瞭がないことを確認した。バルク試験片のクリープ破断時間よりもミニチュア試験片と薄板試験片のクリープ破断時間が1.3倍程度長かった。つぎに、線形損傷則に及ぼす予損傷試験片の加工の影響を検討するため、予損傷材から作製した予損傷試験片を用いて予損傷条件と同条件のクリープ破断試験を行い、クリープ破断時間が係数1.3程度のバラつき範囲に整理されることを確認した。これに加えて、加速条件のクリープ破断試験を未損傷試験片および予損傷試験片に行い、同結果から薄板試験片を用いた加速クリープ破断試験による損傷評価を行った。試験結果は寿命比則で整理すると係数1.3の範囲に整理された。さらに、加速クリープ破断試験、ビッカース硬さよびラス幅に注目した組織観察の各試験結果から、クリープ損傷量の予測を試み、比較した。加速クリープ破断試験の予測結果はビッカース硬さのそれより精度が高く、ラス幅の予測結果は加速クリープ試験とビッカース硬さの間の精度であった。加速クリープ試験およびビッカース硬さによる予測結果を相加平均で組み合わせる評価手法を提案し、少ない試料数で高精度な予測が可能になる可能性が示された。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; 計測データ集(平成29年度)

中山 雅; 大野 宏和; 中山 真理子*; 小林 正人*

JAEA-Data/Code 2019-003, 57 Pages, 2019/03

JAEA-Data-Code-2019-003.pdf:18.12MB
JAEA-Data-Code-2019-003-appendix(CD-ROM).zip:99.74MB

幌延深地層研究計画は、堆積岩を対象に研究開発を実施しており、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた研究開発を実施している。幌延深地層研究計画は、3つの段階に分けて実施しており、平成26年度からは第3段階の調査研究として、地下施設の350m調査坑道において、人工バリア性能確認試験を実施している。本試験は、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期の現象を評価する事を目的としている。具体的には、第2次取りまとめで示した処分概念が実際の地下で構築できることの実証、人工バリアや埋め戻し材の設計手法の適用性確認、熱-水-応力-化学連成挙動に関わる検証データの取得、である。本データ集は、検証データの取得状況について取りまとめ、計測データの散逸防止を図ることを目的としている。また、データの中には、原子力環境整備促進・資金管理センターとの共同研究において設置した、地中無線モニタリング装置によって取得されたものも含まれる。本データ集でのデータ収録期間は、平成26年12月から平成30年3月までである。計測は継続中であり、今後も随時データを取りまとめて公開する。

報告書

ロボット試験用水槽の温度挙動評価法の開発

荒川 了紀; 野崎 信久

JAEA-Technology 2018-013, 51 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-013.pdf:7.75MB

楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置され、外部利用を受け入れている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60$$^{circ}$$Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。この試験用水槽を昇温させた場合の温度上昇挙動を把握するため、室温から60$$^{circ}$$C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行い、昇温時のデータを取得している。そこで、得られた昇温時のデータを基に温度挙動を評価する伝熱モデルを構築し、水槽の温度挙動評価法として確立した。本報告は、構築した伝熱モデルについてまとめるとともに、昇温時及び降温時の温度評価法についてまとめたものである。なお、本開発において作成した温度評価コードの使用マニュアルも策定した。

報告書

ロボット試験用水槽の昇温試験

荒川 了紀; 野崎 信久; 平田 雄二*

JAEA-Technology 2018-009, 28 Pages, 2019/01

JAEA-Technology-2018-009.pdf:2.94MB

楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。試験設備のうち、水中ロボットの試験用水槽は、室温から60$$^{circ}$$Cまで昇温させた温度条件下で試験が可能な設備となっている。そこで、設置した試験用水槽を昇温させた場合の水槽内の温度分布及び温度上昇挙動を把握することを目的に、室温から60$$^{circ}$$C(最高設定温度)まで昇温させる昇温試験を行うとともに、解析的検討を行った。本報告は、その昇温試験で得られた実測結果と解析による比較検討結果をまとめたものである。

論文

再冠水試験中の止水壁の状態変化に関する検討

松井 裕哉; 見掛 信一郎; 池田 幸喜; 筒江 純

第46回岩盤力学に関するシンポジウム講演集(CD-ROM), p.286 - 291, 2019/01

日本原子力研究開発機構は、文部科学省, 経済産業省, 原子力規制委員会の第3期中長期目標に基づく研究開発を平成27年度から進めている。この一環として、岐阜県瑞浪市の瑞浪超深地層研究所の深度500mに掘削した研究坑道終端部において、再冠水試験と称する坑道周辺の地質環境の回復状況を把握・評価するための原位置試験を行った。さらに、この試験のために構築した止水壁の内外に設置した圧力や変位に関する各種計測機器により、冠水前・中・後のそれらの変化をモニタリングした。本報では、それらの計測結果を基に、再冠水試験に伴う止水壁の状態変化を推定した結果を報告する。

論文

地下水分野におけるデータ同化の活用; 原位置データを用いた水理地質構造の透水不均質性評価

尾上 博則

計算工学, 24(1), p.3851 - 3854, 2019/01

本研究では原位置データを用いた地下水流動の逆解析手法の適用性確認を目的として、揚水試験データを用いた逆解析を実施した。逆解析においては、特に断層に着目し、断層周辺における透水不均質性の空間分布の推定を試みた。研究対象領域は、日本原子力研究開発機構が地層処分技術に関する研究開発のうち深地層の科学的研究を進めている瑞浪超深地層研究所周辺である。その結果、既往研究の知見と整合的な結果が得られており、水圧応答データを用いた逆解析は、原位置で不足する調査量を補うことができる有効なツールの一つであることが示された。

論文

Development of ROV system to explore fuel debris in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01

福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。

論文

Transition of near surface resistivity of tunnel wall during drift closure test

尾崎 裕介; 石橋 正祐紀; 松下 智昭*; 升元 一彦*; 今里 武彦*

Proceedings of 13th SEGJ International Symposium (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/11

瑞浪超深地層研究所では、坑道閉塞後の地質環境変化の把握を目的とした再冠水試験を実施している。再冠水試験において、坑道閉塞前後に2次元比抵抗探査を3度にわたり実施した。1回目は坑道閉塞前に、2回目と3回目は坑道から排水後に探査を実施した。これら探査において、低比抵抗体と高比抵抗体からなる二層構造を検知することができた。これら二層は各々吹き付けコンクリートと母岩部に相当する。また、坑道排水後に実施した探査では、母岩部に相当する高比抵抗体の上部の比抵抗の減少が確認された。この比抵抗変化は、母岩部の亀裂部に存在する不飽和層が冠水試験により飽和した過程を捉えたものと考えられる。

論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

論文

Application of the transient pulse method to measure clay permeability

加藤 昌治*; 奈良 禎太*; 岡崎 勇樹*; 河野 勝宣*; 佐藤 稔紀; 佐藤 努*; 高橋 学*

Materials Transactions, 59(9), p.1427 - 1432, 2018/09

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

放射性廃棄物の地層処分においては、岩盤を天然バリアとして使用する。このことから、低透水性の岩盤やき裂を充填している粘土の存在は、より好ましい環境を提供すると考えられる。室内での透水係数の測定方法のうち、トランジェントパルス法は低透水性の材料の透水係数測定に有効であるが、粘土に適用された事例は無く、かつ、そのままの方法・手順では適用が困難である。このため、供試体の下流側の圧力を下げる場合で透水係数を求める方法を提案し、変水位法で得られた値と比較して問題ないことを確認した。

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

Negative and positive muon-induced single event upsets in 65-nm UTBB SOI SRAMs

真鍋 征也*; 渡辺 幸信*; Liao, W.*; 橋本 昌宜*; 中野 敬太*; 佐藤 光流*; 金 政浩*; 安部 晋一郎; 濱田 幸司*; 反保 元伸*; et al.

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(8), p.1742 - 1749, 2018/08

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

近年、半導体デバイスの放射線耐性の低下に伴い、二次宇宙線ミューオンに起因する電子機器の誤動作現象が注目されている。本研究では、J-PARCにおいて半導体デバイスの設計ルール65nmを持つUTBB-SOI SRAMへミューオンを照射し、シングルイベントアップセット(SEU: Single Event Upset)断面積のミューエネルギーおよび供給電圧に対する依存性を明らかにした。実験の結果、ミューオンの照射エネルギーが35MeV/cから39MeV/cの範囲では、正ミューオンに比べて負ミューオンによるSEU断面積が2倍から4倍程度高い値となった。続いて、供給電圧を変化させて38MeV/cのミューオンを照射したところ、電圧の上昇に伴いSEU断面積は減少するが、負ミューオンによるSEU断面積の減少幅は、正ミューオンと比べて緩やかであることを明らかにした。さらに、PHITSを用いて38MeV/cの正負ミューオン照射実験を模擬した解析を行い、負ミューオン捕獲反応によって生成される二次イオンが、正負ミューオンによるSEU断面積のミューエネルギーおよび供給電圧に対する傾向の差異の主因となることが判った。

論文

Evaluation of physicochemical properties of radioactive cesium in municipal solid waste incineration fly ash by particle size classification and leaching tests

藤井 健悟*; 越智 康太郎; 大渕 敦司*; 小池 裕也*

Journal of Environmental Management, 217, p.157 - 163, 2018/07

福島第一原子力発電所事故後、高濃度の放射性セシウムにより汚染された大量の都市ごみ焼却飛灰は、環境回復の観点から大きな問題となっている。本研究では、福島県で採取した都市ごみ焼却飛灰中放射性セシウムの物理化学的特性を、粒形分別と環境省告示第13号試験により評価した。結果から、都市ごみ焼却飛灰中放射性セシウムの放射能濃度とシルバイトなどの共存物質含有量は、都市ごみ焼却飛灰の粒形に応じて変化することが分かった。粉末X線回折分析の結果、水溶性の放射性セシウムはCsClとして存在し、難溶性の放射性セシウムは非晶質物質の内部に結合していることが分かった。

報告書

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

論文

Towards enhancement of test facilities for supporting nuclear decommissioning by remote technology

川端 邦明; 毛利 文昭*; 白崎 令人; 谷藤 祐太; 羽成 敏秀

Proceedings of 2017 IEEE/SICE International Symposium on System Integration (SII 2017), p.450 - 455, 2018/02

本論文は、遠隔技術による廃炉、特に福島第一原子力発電所を支援するための試験施設および設備について報告を行う。原子力機構楢葉遠隔技術開発センターでは、1F廃炉のための遠隔技術開発を支援するためのセンターであり、モックアップ階段、ロボット試験用水槽、モーションキャプチャなどを整備して、2016年4月から運用開始している。これに加えて、廃炉用遠隔操作ロボットの試験環境の設計、開発も行っている。本論文では、楢葉遠隔技術開発センターにおける試験施設や試験環境開発の現状について報告を行う。

報告書

平成27年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2017-027, 142 Pages, 2018/01

JAEA-Review-2017-027.pdf:5.75MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉, タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するととともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は平成27年度に研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

論文

解体廃棄物の処理処分に向けた取り組み(研究炉)

坂本 義昭

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.141 - 146, 2017/12

我が国においていくつかの試験研究炉では既に廃止措置に着手、または廃止措置計画書の申請が行われており、試験研究炉の廃止措置への対応が必要となってきている。この際、解体廃棄物の合理的な処理処分は廃止措置の適切な遂行に必要不可欠な事項であるため、解体廃棄物の性状についての具体的な事例の紹介および処理処分に向けた原子力機構での取り組みについて概説した。

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