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報告書

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.

JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB

2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,1; 燃料冷却試験装置

西原 健司; 田澤 勇次郎; 井上 昭; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大林 寛生; 山口 和司; 菊地 将司*

JAEA-Technology 2015-051, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-051.pdf:3.6MB

J-PARCに建設が計画されている核変換物理実験施設(TEF-P)で用いる高線量のMA含有燃料の取扱い設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)の内、燃料冷却試験装置の製作及び試験結果についてとりまとめる。試験によりTEF-Pの設計に用いる圧力損失及び温度上昇の評価式が妥当であることが確認され、冷却概念の成立性が示された。

論文

Assessment of irradiation temperature stability of the first irradiation testi rig in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.55

高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550$$^{circ}$$Cと600$$^{circ}$$Cで$$pm$$3$$^{circ}$$Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。

報告書

原研におけるクリーン化学分析所の整備; 高度環境分析研究棟(CLEAR)

半澤 有希子; 間柄 正明; 渡部 和男; 江坂 文孝; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎; 郡司 勝文*; 山本 洋一; 高橋 司; 桜井 聡; et al.

JAERI-Tech 2002-103, 141 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2002-103.pdf:10.38MB

原研で整備した、クリーンルームを有する実験施設である高度環境分析研究棟(CLEAR)について、設計,施工及び2001年6月の運用開始段階における性能評価までを概観する。本施設は、保障措置環境試料分析,包括的核実験禁止条約(CTBT)遵守検証及び環境科学にかかわる研究を目的として、環境試料中の極微量核物質等の分析を行うための施設である。本施設では、クリーンルームの要件と核燃料物質使用施設の要件とを両立した点及び、多量の腐食性の酸を使用した金属元素の微量分析に対応してクリーンルームの使用材料に多大な注意を払った点に大きな特徴がある。そのほか、空調及び空気清浄化の設備,クリーンフード等の実験用設備,分析施設としての利便性及び安全設備についてもその独自性を紹介し、さらに完成したクリーンルームについて、分析操作に対するバックグラウンド評価の結果を示した。本施設の整備により、環境試料中の極微量核物質等の信頼性のある分析を行うための条件が整った。

論文

Dosimetry plan at the first irradiation test in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司

Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00

国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850$$^{circ}C$$の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600$$^{circ}C$$$$pm$$3$$^{circ}C$$の変動範囲、高速中性子照射量は1.2$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。

報告書

HTTRの照射設備の開発及び炉内データの取得方法; I-I型材料照射試験用設備

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Tech 2002-097, 19 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-097.pdf:1.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)は、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化に加えて、高温の照射環境を活かして高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的としている。今後HTTRでは、安全性実証試験や高温試験運転の実施に加え、高温で広い照射空間を利用して照射試験を進めていく計画である。本報告書は、これまでに開発した、HTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備について、その設計及び照射試験における炉内データの取得方法についてまとめたものである。本設備はHTTRで金属材料の照射下クリープ試験を実施するため設計されており、大型の試験片に安定して大きな荷重をかけられること、照射温度制御性に優れていることなどの特長を有している。照射下クリープ特性は、新たに開発した差動トランスにより、また炉内の照射データは、熱電対や自己出力型中性子検出器(SPND)により連続的に測定し、照射試験後にフルエンスモニタにより中性子照射量を評価する予定である。ここで得られる試験結果は、初めての炉内の照射データであることから、今後の高温ガス炉技術の高度化等にも貢献することが可能である。

報告書

燃料溶解液を用いる伝熱面腐食試験装置の開発(受託研究)

本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 木内 清

JAERI-Tech 2001-089, 52 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-089.pdf:5.05MB

原研では、使用済燃料再処理施設に設置される燃料溶解槽材料の腐食に対する安全性を、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験及び小型試験片を用いた実験室規模の比較試験により評価している。本報告書では、燃料溶解槽材料であるジルコニウムの伝熱面腐食に関して、これまでのコールド腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために開発した使用済燃料を溶解した硝酸溶液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験、比較試験並びにホット試験の結果をまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた部品から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、常圧沸騰条件での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えること、溶解槽模擬液を用いた比較試験より既設装置と同様の試験結果が得られることを確認した後、燃料溶解液を用いたホット試験を行った。ジルコニウムは燃料溶解液中伝熱状態でも優れた耐食性を示すことが明らかとなった。今後、開発した伝熱面腐食試験装置により、ホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されることが期待できる。

報告書

酸回収蒸発缶材料用放射線下伝熱面腐食試験装置の開発(受託研究)

本岡 隆文; 沼田 正美; 木内 清

JAERI-Tech 2001-088, 38 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-088.pdf:2.78MB

酸回収蒸発缶材料であるステンレス鋼の伝熱面腐食に関して、これまでの腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために、開発した放射性物質を含有した試験液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験,比較試験並びにホット試験の結果をとりまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた材料から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、減圧沸騰下での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より、高濃度硝酸溶液を用いて長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えることを確認した。また、純硝酸溶液を用いた比較試験より、既設装置と同様の結果が得られることを確認した。ホット試験では、ネプツニウムを含む硝酸溶液を用いて実験を行った。今後、開発装置によりホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されるとともに、コールドでの腐食試験条件の選定が適切に行えることが期待できる。

報告書

有用金属捕集材実海域試験における海上設備の漂流防止対策; 海上設備位置監視装置と測定精度の向上

玉田 正男; 笠井 昇; 瀬古 典明; 長谷川 伸; 川端 幸哉*; 大沼 謙二*; 武田 隼人*; 片貝 秋雄; 須郷 高信

JAERI-Tech 2001-065, 39 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-065.pdf:5.24MB

有用金属捕集材の性能評価のために設置した実海域試験装置の海上設備の安全に配慮するため、その位置を監視する装置を設計・製作した。位置監視装置は海上設備の浮体である鋼管フレームに取付け、その測位情報をGPSにより取得したのち、衛星通信回線を経て、むつ事業所及び高崎へ送信することにより、位置をモニターできるようにした。位置監視装置は損傷を避けるため、捕集材の引上・浸漬作業の終了後、鋼管フレームのコーナー上方に設置した。実海域での20日間の特性試験で、2時間毎に262データを取得し、9回の誤信号が発生した。実測精度は、223.7 mであった。測位精度を向上させるため、位置監視装置用ファームウェアの改良を行った。測位分解能を0.001°から0.00001°とするとともに、定時刻に連続5回の測位を行い緯度・経度毎に5回の測位結果から最大値、最小値を除いた計3回の測位結果を平均化することとした。この変更にともない、標体のサイズを大きくして電池容量を大きくし、ファームウエアの作動を可能にした。改良により、誤信号は計測されなくなり、測位の平均値は6.74mまで向上し、鋼管フレームの測位をおこなうことにより、事前に漂流などを阻止可能なレベルに達した。

論文

Development of the I-I type irradiation equipment for the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*; 石垣 嘉信*

Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.145 - 152, 2001/00

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた照射試験として、高速炉用ステンレス鋼の照射下クリープ試験が計画されており、そのためHTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備の製作が進められている。この設備では、HTTRの大容量かつ高温の照射場を利用して、通常は非照射下で用いられる標準サイズの引張試験片を照射下クリープ試験に供することが可能である。この設備では、(1)炉内の高温の雰囲気と電気ヒーターによる照射温度制御,(2)炉外に設置されたてこと重りによる最大約10kNまでの試験荷重制御,(3)高温用に開発された作動トランスによる照射下クリープ挙動の測定、など高温ガス炉での照射試験のための設計上の工夫がなされている。現在、この設備の開発は最終段階にあり、全体組立後の機能試験を実施している。本報は、I-I型照射設備の開発状況についてまとめたものである。

報告書

Development of compact surveillance and monitoring system, COSMOS

小川 弘伸; 向山 武彦

JAERI-Tech 99-035, 106 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-035.pdf:5.11MB

日本原子力研究所は、国際原子力機関(IAEA)の保障措置実施のために、小型ビデオ監視装置「COSMOS」を日本の対IAEA保障措置支援計画のもと、ソニー株式会社の協力を得て開発した。IAEAはこれまで、8mmフィルムを使用した2台のカメラからなるツイン・ミノルタを用いてきた。COSMOSは、この装置の代替機として開発し、一体化して小型軽量、録画容量3万シーン、バッテリーによる連続3ヶ月以上の運転、操作の容易さを達成した。本システムは録画ユニットとセットアップ・レヴューユニットからなり、録画ユニットはタンパー表示付ケース内メインフレームに、CCDカメラ・VTR、制御回路、映像メモリ、DCまたはAC電源の各モジュールで構成されている。1993年8月にIAEAはCOSMOSを査察機器として承認し、90台を使用している。

報告書

遠隔着脱対応ボールベアリング付き耐放射線性電気コネクタの開発,2

伊藤 彰*; 小原 建治郎; 多田 栄介; 森田 洋右; 八木 敏明; 佐藤 大*

JAERI-Tech 99-029, 36 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-029.pdf:3.25MB

核融合実験炉(ITER)の炉内遠隔保守装置に使用される電気コネクタには、10KGy/hの$$gamma$$線環境下で、積算線量100MGy以上の耐放射線性が要求される。また、遠隔保守装置の保守時には遠隔操作による着脱性も伴わせて要求される。そのため、本コネクタは絶縁材にセラミックスを使用し、プラグにはボールベアリングを取り付け、ロボットによる着脱が容易となるよう配慮した。汎用ロボット及び6軸力センサを組合せた着脱試験の結果、円滑な着脱性が確認できた。また、$$gamma$$線による絶縁抵抗劣化の原因は、試料表面洗浄後の絶縁抵抗測定及びEPMA法による表面元素定性分析結果から、(1)セラミックス中不純物の拡散もしくは価数測定、(2)セラミックス表面での炭素の付着のいずれかと推測された。今後、詳細に検討を実施する予定である。

論文

Measurement and control system for the ITER remote handling mock-up test

岡 潔; 角舘 聡; 瀧口 裕司*; 阿向 賢太郎*; 田口 浩*; 多田 栄介; 尾崎 文夫*; 柴沼 清

Fusion Technology 1998, 2, p.1701 - 1704, 1998/00

核融合実験炉(ITER)では、D-T燃焼により炉内機器は放射化されるため、遠隔機器による保守・交換作業が必要となる。これら遠隔機器のうち、炉内に軌道を敷設する軌道・展開装置、ブランケットを取扱うビークル型マニピュレータ、また、炉内底部に設置されるカセット式ダイバータの搬送装置に関して、実規模大のモックアップ試験装置がそれぞれ製作されている。今回、これらの遠隔機器を操作するうえで重要となる、遠隔機器全体の計測・制御装置の概念設計及びモックアップ試験時の計測システムの製作を行った。各遠隔機器は階層構造化され、それぞれの制御システムの統合化を目指した設計がなされ、計測システムは、データ収集装置、映像制御装置、3次元画像モニタリング装置等の開発を行い、これらの性能評価と設計の妥当性を確認した。

報告書

Development of remote bore tools for pipe welding/cutting by YAG laser

岡 潔; 中平 昌隆; 角舘 聡; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*

JAERI-Tech 96-035, 47 Pages, 1996/07

JAERI-Tech-96-035.pdf:3.17MB

核融合炉実験炉において、炉内機器を交換保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。本報告では、従来までの一般的な手法であった配管の外側からのアクセスによる溶接・切断装置によらず、配管内からのアクセスによる溶接・切断を光ファイバー導光が可能なYAGレーザを用いることによて、曲率を持つ配管内を通過後、枝管を溶接・切断するシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接・切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い、加えて、YAGレーザの基礎的な溶接・切断試験を行い、有効なデータベースを構築した。さらに本システムの有効性を炉内機器の1つであるブランケット冷却配管の溶接・切断に適用することで実証した。

論文

ウクライナのSSAC確立支援計画

西村 秀夫

第16回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.184 - 191, 1995/00

我が国は、ウクライナの非核化に寄与するため、核兵器の廃棄の分野において協力することとなった。このため日本国政府とウクライナ政府との間で協力協定が締結され協力活動の実施母体として、日・ウクライナ核兵器廃棄協力委員会が設立された。現在のところ、ウクライナの国内計量管理制度(SSAC)の確立を支援するための計画が具体化している。この支援計画については、関係国が協議し、1993年11月に計画を確定している。また、日本は、1995年3月にウクライナとの間でSSAC確立支援に係わる実施取り決めを締結し、支援体制を整えた。日本の支援についてはまだ計画・調製の段階にあるが、ハリコフにある研究施設を対象に、計量システム、PPシステム等の確立を支援する方向で検討されいている。本報告では、ウクライナのSSAC確立支援計画とその現状を紹介するとともに、日本の支援準備状況についても紹介する。

報告書

Critical element development of standard components for pipe welding/cutting by CO$$_{2}$$ laser

岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 金森 直和*; 田口 浩*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘

JAERI-Tech 94-033, 20 Pages, 1994/11

JAERI-Tech-94-033.pdf:1.25MB

核融合実験炉での炉内機器を交換・保守する作業ではあらかじめそれらに付属する冷却配管を切断しなければならない。また、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業も必要である。これらの作業は、遮へい領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、従来までの一般的な手法ではなく、配管内からのアクセスによる溶接・切断をCO$$_{2}$$レーザを使用することによって可能となったシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い加えてガンマ線環境下でのレーザ伝送実験を行った。さらに本システムの有効性を炉内機器の一つであるダイバータに付属する冷却配管に適用することで実証した。

論文

重建設機械運転による海岸砂攪乱に伴う被ばく評価に関する発塵実験

木内 伸幸; 加藤 正平

環境衛生工学研究, 8(3), p.133 - 138, 1994/00

放射性物質で汚染した海岸沿岸部における土地再利用等の安全性評価の精度向上に資することを目的として、重建設機械運転によって発生した粉塵からの内部被ばく評価のための発塵実験を実施した。バケット容量0.4m$$^{3}$$のパワーショベル1台を用い、2時間の掘削作業あるいは走行によって粉塵を発生させた。操縦席近傍の空気中粉塵濃度は、掘削発塵において、0.25~1.4mg/m$$^{3}$$、走行発塵において、0.93~5.1mg/m$$^{3}$$の範囲の値が得られた。掘削域周辺および走行域周辺の空気中粉塵濃度の測定結果から、粉塵濃度の空間分布に関する実験式を求めた。実験式から、掘削域あるいは走行域周辺の最大濃度は、0.1mg/m$$^{3}$$前後と推定された。また、被ばく評価においては、重機操縦者に着目する必要性が認められた。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; PWR編,1992年版

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健

JAERI-M 92-204, 532 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-204.pdf:15.06MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるPWR型原子力発電プラント22基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子体にまとめたものである。

報告書

日本における原子力発電プラントに関するデータリスト; BWR編,1992年版

泉 文男; 堀上 邦彦; 小林 健介; 生田目 健

JAERI-M 92-203, 648 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-203.pdf:19.31MB

原子力発電プラント・データベース(PPD)は、原子力発電所の設置(変更)許可申請書を情報源とする4階層のツリー構造のデータベースである。本データベースから必要な情報が必要時に迅速かつ的確に検索できるよう、3種の情報検索機能(分類ガイド検索、文字列検索および条件検索)を有する情報検索システムを整備した。本報告書は、日本国内で運転、建設及び建設準備中であるBWR型原子力発電プラント25基について、より広範な利用者の便に供するため主要設備の性能及び機器の仕様を体系的に整理し冊子代にまとめたものである。

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