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論文

A Proposal of secure non-destructive detection system of nuclear materials in heavily shielded objects and interior investigation system

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2017/07

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、確実な核物質検知システムの導入、検知物の正確な内部構造把握、及び核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、X線スキャン装置と単色線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを確実な核物質検知システム及び内部検査システムとして、また、取出された核物質部分に関する内部検査機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

論文

Heating, current drive, and advanced plasma control in JFT-2M

星野 克道; 山本 巧; 玉井 広史; 大麻 和美; 川島 寿人; 三浦 幸俊; 小川 俊英; 荘司 昭朗*; 柴田 孝俊; 菊池 一夫; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.139 - 167, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:81.04(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mで開発されたさまざまな加熱電流駆動装置や外部コイルやダイバーターバイアス装置により得られた成果を先進能動的トカマクプラズマ制御の観点からレビューする。各装置の設計などについても特徴を述べる。この分野でのJFT-2Mの貢献についてまとめる。

論文

Study of SOL/divertor plasmas in JFT-2M

川島 寿人; 仙石 盛夫; 上原 和也; 玉井 広史; 荘司 昭朗*; 小川 宏明; 柴田 孝俊; 山本 正弘*; 三浦 幸俊; 草間 義紀; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.168 - 186, 2006/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:81.04(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mトカマクでは、SOL/ダイバータプラズマの物理を理解し、熱・粒子を能動的に制御するための実験研究を進めてきた。1984年のJFT-2M実験開始後10年間は開ダイバータ形状で、ダイバータプラズマの内外非対称性,熱・粒子の輸送,ELM中のSOL電流特性等が明らかとなり物理的理解を進めた。局所排気,境界摂動磁場印加,ダイバータバイアス,周辺加熱などの先進的手法を取り入れ、熱・粒子を能動的に制御できることを実証した。ダイバータでの熱・粒子独立制御性向上を目指し、1995年に熱・粒子束流を考慮しながらダイバータ開口部を狭める閉ダイバータ化を実施した。ダイバータ部から主プラズマ周辺への中性粒子の逆流を抑える遮蔽効果が有効に機能し、主プラズマの高閉じ込め状態を劣化させることなく、ダイバータ板熱負荷を低減するための強力ガスパフが可能となり、n$$_{e}$$$$^{div}$$=4$$times$$10$$^{19}$$m$$^{-3}$$, T$$_{e}$$$$^{div}$$=4eVまでの低温高密度ダイバータプラズマを実現することができた。また、高閉じ込めモード中、周辺プラズマにおいて特有の揺動が現れることがわかり、閉じ込めとの関係が示唆された。本論文はこれらの成果のレビューである。

論文

Recent RF experiments and application of RF waves to real-time control of safety factor profile in JT-60U

鈴木 隆博; 諫山 明彦; 井手 俊介; 藤田 隆明; 及川 聡洋; 坂田 信也; 末岡 通治; 細山 博己*; 関 正美; JT-60チーム

AIP Conference Proceedings 787, p.279 - 286, 2005/09

JT-60において、低域混成波による電流駆動とモーショナルシュタルク効果による安全係数分布計測を用いた実時間安全係数分布制御システムを開発した。実時間制御のクロックである10ms以内で安全係数分布を高速に評価するための計算手法を開発し、精度よく安全係数分布を計算できることを示した。低域混成波の位相制御により電流駆動位置を制御した。中心での安全係数$$q(0)sim1$$の正磁気シアプラズマを対象に$$q(0)sim1.3$$の正磁気シア安全係数分布を目標として制御を行ったところ、安全係数分布は目標分布に近づき、$$q(0)sim1.3$$の状態を低域混成波が安定に入射されている間(3秒間)維持した。電子サイクロトロン波による新古典テアリングモードの安定化及び、プラズマの着火・立ち上げについても本招待講演において報告する。

報告書

放射線管理用排気・排水データベースシステムの開発

菊地 正光; 滝 光成; 久米 悦雄; 小林 秀雄*; 山田 稔穂*; 山口 武憲

JAERI-Data/Code 2004-006, 146 Pages, 2004/03

JAERI-Data-Code-2004-006.pdf:6.87MB

東海研究所においては、放射性物質の排気排水管理を必要とする約40の施設が存在している。これら施設における放射性物質の排気排水にかかわる管理は、法令等に基づき施設ごとに実施しているが、国等への報告では、施設ごとに行われている測定結果を取りまとめ、東海研究所として報告を行う必要がある。そのため、排気排水にかかわるデータベースを作成してデータの一元管理を行うとともに、国等への報告に必要となる基礎的資料を作成する本システムを開発した。

論文

原子力施設の廃止措置における「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順; 動力試験炉の解体における経験

立花 光夫; 畠山 睦夫; 柳原 敏

日本原子力学会誌, 41(6), p.677 - 685, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力施設の廃止措置において解体撤去方式を採用した場合、その最終段階で建家の撤去が行われる。建家は、膨大な量の鉄筋コンクリートで作られているため、その解体作業から発生するコンクリート廃棄物をすべて放射性廃棄物として処分することは合理的でない。すなわち、放射性廃棄物と「放射性廃棄物でない廃棄物」とを分離するための除染及び放射能測定に関する手順を検討することが必要であった。そこで、原子力安全委員会の考え方に基づいて、解体から発生する廃棄物を「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱うために必要な作業手順について検討した。その結果、建家表面の汚染特性の評価、除染、放射能の確認測定の各段階を経て実施した作業により、JPDR解体実地試験において、検討した作業手順の有効性を確認できた。本報告は、「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順の検討結果及びその実施結果についてまとめたものである。

論文

Development of expert system for transport of radioactive materials

重田 幸博; 木村 義隆*; 藪田 肇; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫

Proc. of the Int. Radiation Protection Association,Vol. II, p.1654 - 1657, 1993/00

人工知能(AI)技術を放射線管理に適用することにより、専門家の知識や経験を共有化し、また、放射線防護に関する新たな知見を導入することが容易となる。そこでAI適用の第一ステップとして、放射性物質の輸送に関するエキスパートシステムのプロトタイプを開発した。本システムは、「輸送容器の判定」、「容器区分の適合性診断」、「放射性物質数量限度の判定」の3つのサブシステムから構成されている。本システムの開発により、放射性物質輸送時における解釈、判断業務の合理化と信頼性の向上を図ることができた。

論文

Radiation protection in decontamination work of hot cells in reactor fuel examination facility

佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫

Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00

材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。

論文

新法令施行後の対応; 作業環境現場の実態

松井 浩; 池沢 芳夫

フィルムバッジニュース, 0(161), p.7 - 10, 1990/05

ICRP勧告(Publ.26)を取り入れて改訂された新法令が施行されて以来、放射線作業現場では、放射線管理の面で幾つかの変更または強化策が取られてきた。その問題について順を追って記述する。作業場の管理、排出放射性物質の管理、管理区域、作業者の区分、等に係る問題についての現場における対応と問題点を述べる。

論文

放射線管理業務への人工知能(AI)適用,I; UTI-LISP言語による放射性物質等運搬時のエキスパートシステムの開発

木村 義隆*; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫

保健物理, 25, p.11 - 17, 1990/00

近年、科学の様々な分野で解釈・判断業務を支援するための人工知能(AI)が適用されている。放射線管理業務へAIを適用する第一段階として放射性物質等運搬時の輸送区分、容器等の判断を支援するエキスパートシステムを開発した。システムは、ルール化した法令等に記載されている運搬手続きに従い、運搬する核種、数量、性状、輸送方法等のユーザー入力情報をもとに前向き推論法で運搬物の輸送区分、容器、標識および枚数を解釈・判断する機能を有している。本システムの開発により、放射性物質等搬出時の解釈・判断事項の合理化、均一化および信頼性の向上が図られ、AI適用の有効性を確認することができた。

報告書

Japanese Contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase IIA,Part 2; Chapter XI:Concept Evolution,Chapter XII:Design Concept,and Chapter XIII:Operation and Test Programme

苫米地 顕; 藤沢 登; 飯田 浩正; 杉原 正芳; 関 昌弘; 本多 力*; 笠井 雅夫*; 沢田 芳夫*; 小林 武司*; 伊藤 裕*; et al.

JAERI-M 85-083, 403 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-083.pdf:8.66MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート2の日本のナショナル・レポートの第XI、XII、XIII章に相当するものである。本フューズでは、幾つかの重要技術課題の検討及び科学的、技術的データベースの評価を行った。その結果INTORの設計をアップグレードするための修正が必要となった。主要な修正点は、プラズマのべー夕値、運転シナリオ、炉寸法の縮少、中性子フルーエンス、トリチウム生産ブランケット、プラズマ位置制御コイルの組込みに関するものである。上記の章に於いて炉概念修正の経緯及び修正後の設計概要について述べる。

報告書

中高レベル廃棄物処理施設の概要

放射性汚染処理第2課

JAERI-M 83-218, 112 Pages, 1983/12

JAERI-M-83-218.pdf:2.87MB

中高レベル廃棄物処理施設は、実用燃料の照射後試験等によって発生する中レベル、高レベルの液体及び固体廃棄物を処理する施設である。液体廃棄物は蒸発缶により減容濃縮し、濃縮液をアスファルト固化している。固体廃棄物は、分類、切断、圧縮等の工程により減容し容器に封入後、遮蔽容器に収納、モルタルを充填し多重構造パッケージとしている。処理装置の主要部は、コンクリートセル内に設置されている。本報告は、中高レベル廃棄物処理施設建家及び蒸発処理、アスファルト固化、固体廃棄物処理の各処理設備の概要をとりまとめたものである。

報告書

Modification of JRR-2

宮坂 靖彦

JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01

JAERI-M-7484.pdf:1.15MB

この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。

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