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報告書

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2018年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2019-049, 97 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-049.pdf:4.66MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、黒鉛減速ヘリウムガス冷却型、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究であり、現在まで、定常運転、安全性実証試験、長期連続運転、高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の運転・保守経験を蓄積している。2018年度は、昨年度に引き続き、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合確認のための原子炉設置変更許可申請に対する審査対応等を行い、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を継続している。本報告書は、2018年度に実施された新規制基準への対応、HTTRの運転・保守管理状況、及び、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。

論文

Development of laser instrumentation devices for inner wall of high temperature piping system

西村 昭彦; 古澤 彰憲; 竹仲 佑介*

AIP Conference Proceedings 2033, p.080002_1 - 080002_5, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

伝熱管内壁の検査補修技術として光ファイバイメージスコープとレーザー溶接技術を組み合わせた保守保全装置の開発を行ってきた。ファイバスコープによる観察、レーザー肉盛り加工補修、コノプローブ計測など主要な技術について報告する。本技術は高速炉配管への適用を計画している。本会議では、高速炉2次系配管と構造的に共通要素が多い太陽熱発電プラントへの適用を提案する。本技術は、高繰り返し熱負荷と溶融塩腐食にさらされる太陽熱発電プラントの保守保全に有用である。

報告書

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

報告書

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課業務報告; 平成26年度、平成27年度

桑原 潤; 及川 敦; 青山 正樹

JAEA-Review 2017-039, 73 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-039.pdf:5.16MB

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課(以下「施設管理課」という。)は、原子力第1船原子炉施設の運転・維持管理及び廃止措置並びに少量核燃料物質使用施設の液体廃棄施設、固体廃棄施設の運転・維持管理業務を実施していた。現在は2016年の組織統合により青森研究開発センター施設工務課となり、引き続き業務を実施している。本報告は、施設管理課における平成26年度及び平成27年度の業務実績を取りまとめたものである。

論文

福井県における原子力機構によるレーザー研究開発と産業振興

古澤 彰憲; 竹仲 佑介*; 西村 昭彦; 水谷 春樹; 村松 壽晴

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.479 - 480, 2017/08

本報告では、原子力機構福井支部における、レーザー応用研究と産業振興について述べる。産業振興はプラント保全保守技術の発展および廃炉技術の確立のため不可避であり、長期的な視点をもって戦略的に取り組むべき課題である。日本原子力機構福井支部ではその視点に基づいてこれまでに、産業振興と産業界との技術交流を促進する公開セミナー活動を行ってきた。ここでは平成29年度における同セミナーで紹介した課題のうち特にレーザー応用研究開発に関するものの紹介を行い、最後に我々の目指すところと重要な視点について述べる。

報告書

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

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 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

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試験規定」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。

報告書

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課業務報告; 平成24年度、平成25年度

田島 好弘; 桑原 潤; 及川 敦; 甲 昭二; 新谷 尚之; 菊地 香; 宮本 晋伍; 根本 英幸; 大江 修

JAEA-Review 2016-003, 56 Pages, 2016/05

JAEA-Review-2016-003.pdf:7.16MB

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課(以下「施設管理課」という。)は、原子力第1船原子炉施設の運転・維持管理及び廃止措置並びに少量核燃料物質使用施設の液体廃棄施設、固体廃棄施設の運転・維持管理業務を実施している。本報告は、施設管理課における平成24年度及び平成25年度の業務実績を取りまとめたものである。

論文

Accessibility evaluation of the IFMIF liquid lithium loop considering activated erosion/corrosion materials deposition

中村 博雄; 竹村 守雄*; 山内 通則*; Fischer, U.*; 井田 瑞穂*; 森 清治*; 西谷 健夫; Simakov, S.*; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.1169 - 1172, 2005/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.73(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合材料照射用の中性子源である。IFMIFの液体リチウムターゲットでは、ターゲットアセンブリが中性子照射により放射化する。特に、背面壁の放射化損耗腐食生成物は、Liループに分布するため、装置保守作業時の近接性に影響を与えることが予想される。本論文では、ACT-4コードを用いて、放射化腐食生成物の機器への分布付着に伴う近接性について評価した。背面壁材料は316ステンレス鋼、損耗腐食面積は100平方cm、ループ内表面積は33平方m、損耗腐食速度は1年あたり1ミクロンとし、核データはIEAF-2001を使用し、1年間運転後の放射化レベルを評価した。その結果、1時間あたり10microSvを、近接性の基準値とすれば、放射化腐食性生成物のループへの付着を1%程度に低減すれば、1週間後に8cmまでの近接作業が可能であり、1か月後には、直接手で触れる保守作業が可能であることを示した。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,10; 炉内機器を修理する遠隔保守ロボット,大型重量物を高精度で操作する最先端ロボット技術

柴沼 清

日本原子力学会誌, 47(11), p.761 - 767, 2005/11

核融合炉のブランケットやダイバータなどの炉内構造物は、核融合反応時に発生する中性子により放射化され、核融合反応を停止した後でも$$gamma$$線の線量率が最大500Gy/hに達する。このため、これらの炉内構造物が損傷したり故障した場合には、人が炉内に近づくことができないために、これらの保守はロボットにより行う必要がある。ここでは、国際熱核融合実験炉ITERを例に取り、核融合炉の炉内構造物の保守を行う代表的なロボットについて、求められる機能や研究開発の現状を紹介する。

報告書

Remote handling design for moderator-reflector maintenance in JSNS

勅使河原 誠; 相澤 秀之; 原田 正英; 木下 秀孝; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 神永 雅紀; 加藤 崇; 池田 裕二郎

JAERI-Tech 2005-029, 24 Pages, 2005/05

JAERI-Tech-2005-029.pdf:3.38MB

J-PARCの物質・生命科学実験施設に設置する核破砕中性子源の建設が進められている。その中心部に設置されるモデレータや反射体は、放射線損傷により定期的に保守を必要とする。設置される機器の保守に必要な遠隔操作機器の設計概念並びに保守シナリオの検討の現状をまとめた。使用済みモデレータや反射体は、減容した後、施設外に運び出し保管する。この計画に従って遠隔操作機器の設計を行った。保守作業は、配管の着脱等の一部人手による作業を除いて、すべて遠隔操作によって行う。配管の着脱作業については、ベリリウム($$^{7}$$Be)の蓄積のため、将来的に配管接続部に遠隔化を図れる構造とした。6台の遠隔操作機器が必要となり、モデレータや反射体以外に陽子ビーム窓やミュオンターゲットの保守にも対応する。保守のシナリオは、使用済み機器の交換作業及び保管作業からなる。前者は、運転停止中に行う。運転停止期間を可能な限り短くするため廃棄作業と分離した。これら保守に必要な日数を見積もったところ、交換作業は約15日程度必要となり、保管作業については、乾燥作業(約30日)後に、約26日程度となった。

報告書

Research and development of remote maintenance equipment for ITER divertor maintenance

武田 信和; 角舘 聡; 中平 昌隆

JAERI-Tech 2004-071, 85 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2004-071.pdf:4.81MB

ITERのダイバータは、保守を容易にするために60個のカセットに分割されており、遠隔保守機器を用いて、90度ごとに設けられた保守ポートを経由して交換される。25トンのカセットは、強い放射線環境の下で、狭隘な空間内での搬送と2mm以下の精度での設置が要求されている。これらの要求に基づき、以下の設計及び試験を実施した。(1)限られた空間での大重量カセットの搬送にリンク機構を適用するための検討を行った。空間的制約と駆動力効率を考慮してリンク角度を最適化し、コンパクトな搬送用機構を設計した。試験の結果、2つの搬送用機構を用いて30トンの搬送に必要な持ち上げ力を達成した。(2)搬送用機構と同様にリンク角度を最適化し、コンパクトなリンク機構をカセットの固定に用いるための検討を行った。試験の結果、設置の際に、初期の位置誤差が5mmの状態から最終的な位置決め精度として0.03mmを達成した。これにより、要求性能である2mmの精度を満足した。(3)搬送装置の実規模試験体を用いて、光ファイバセンサ等によるセンサベース制御の試験を行った。試験の結果、光ファイバセンサを用いて、0.16mmの位置決め精度を達成し、十分な水準の精度を得た。また、仮想現実によって遠隔保守機器とダイバータ等を模擬したヒューマンマシンインタフェースを用いた試験も実施した。

論文

Operation and maintenance for JAERI AVF cyclotron system

中村 義輝; 奈良 孝幸; 上松 敬; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 福田 光宏; 奥村 進; 横田 渉; 荒川 和夫; 宮脇 信正; et al.

KEK Proceedings 2003-19, p.8 - 13, 2004/03

日本原子力研究所高崎研究所のTIARA施設は、材料科学やバイオ技術などの広範な研究を進展させるために建設された。TIARAに設置されている4台のイオン加速器のうちの1つであるAVFサイクロトロン装置は、1991年3月でのファーストビームの引き出し以来、特に深刻な故障もなく順調に運転されている。年間の運転時間は、最新8年間での平均で約3200hである。特にサイクロトロン装置は、実験者からの多様なイオン種の要望に応じて、頻繁な運転条件の変更が必要となっている。一方イオンビームの強度,品質及び信頼性等を改善するため、われわれはこれまで数多くの改造や開発を継続して実施してきている。それらのうちの幾つかの内容は、制御系システムの更新,イオン源の増強,数シリーズのカクテルビームにおける加速技術の開発,サイクロトロンビームの安定化及び励磁コイルを持つグラジエントコレクターの設計、等々である。さらに、われわれは現在フォーカス型で1ミクロンのマイクロビームを形成するためのさまざまな対策、例えばフラットトップ加速システムの導入,サイクロトロン中心領域の改造,ビーム輸送系基幹ラインへの精密マイクロスリットの設置、などを進めている。

論文

600MWt級高温ガス炉ガスタービンシステム内高温ヘリウムガス冷却材中のFP化合物生成とエアロゾル-凝縮メカニズムによるFPプレートアウト現象に関する解析試験

石山 新太郎

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.106 - 119, 2004/03

600MWt級GTHRT300プラントにおけるガスタービンをはじめとするメンテナンス主要機器におけるFP沈着量並びに放射線作業被曝量評価を行うため、FP化合物生成並びにFP濃度差拡散・行術メカニズムによるFPプレートアウト解析を実施した。その結果、(1)模擬FPプレートアウト試験においてVICTORIAコードにおいて適当な反応層厚みを仮定することにより、解析解と実験値とに良い一致が得られた。(2)GTHTR300のガスタービン部における全線量当量及び作業可能時間はそれぞれ19.2mSv/hと2.6時間がVICTORIAコード解析の結果得られた。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)発電系設備の点検方法・手順

小杉山 真一; 武井 正信; 滝塚 貴和; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.532 - 545, 2003/12

GTHTR300の発電系設備に対して既に提案されている保守・点検方針に基づき、点検方法・手順の検討を行った。定期的に開放点検あるいは分解点検を行うこととしたガスタービン,圧縮機及び発電機は1次系圧力バウンダリである動力変換容器内に設置されている点,原子炉冷却材ヘリウムガス環境で使用されるため有意なFP沈着が想定される点で既存の発電プラントにおけるタービンと比べて特徴的であり、従来とは異なる点検方法が必要と考えられる。線量率評価の結果、ガスタービン及び圧縮機廻りの線量率が点検時に有意な被ばく影響を与え得る程度であることを確認した。したがって、開放点検は専用の点検エリアで一定期間の保管冷却後に行うこととした。動力変換容器からの取出し手順は、発電機収納部を切離した後にガスタービン-圧縮機一体のアセンブリとして容器内から引出し、天井クレーンで点検エリアに運ぶこととした。さらに、点検期間短縮の観点から、ガスタービン-圧縮機は予備アセンブリで入替える運用とした。ここで提案した方法・手順により設備利用率90%以上確保に見通しが得られた。なお、被ばく低減対策が今後の重要な検討課題であることを併せて確認した。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)発電系設備の保守・点検の基本方針

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

日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.319 - 331, 2003/09

GTHTR300の発電系設備に対する保守・点検の基本方針について検討し、提案を行った。検討に際しては、機器ごとに運転時の使用環境,構造,材料等を考慮し、機能の維持に支障を来す可能性のある劣化・損傷事象を予測した。特に留意すべき事象は、ガスタービンの動翼・静翼に対する高温クリープ及び熱疲労による割れ及び変形等であり、定期的な開放点検により健全性を確認することとした。なお、動翼・静翼には寿命評価による管理が必要であり、劣化傾向を把握し計画的に取り替えることとした。開放点検の周期は設計上の寿命も考慮すると、技術的には最長6年程度までなら妥当であるとの見通しを得た。そのほか、腐食・浸食が予測される前置冷却器及び発電機冷却ガス冷却器の伝熱管をはじめ、圧力バウンダリ機器には軽水炉の相当の検査を行うこととした。また、プラント運転時には巡視点検は行わず、モニタリングにより機器状態を確認することとした。

報告書

ITER NBI保守用セシウム除去装置の概念設計

岡 潔; 柴沼 清

JAERI-Tech 2003-004, 57 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-004.pdf:2.36MB

ITERプラズマ加熱装置の1つである中性子入射装置(NBI装置)において、負イオンを安定に発生させるためにセシウムが必要となる。しかし、NBI装置を長時間運転したあと、セシウムは電極の支持部分を絶縁する部分(碍子)に付着するため、碍子の絶縁抵抗値が低下し、運転の継続が困難となる。このため、一定期間ごとに碍子部分のセシウムを除去及び清掃する必要がある。NBI装置は、プラズマからの中性子照射によって放射化されるため、遠隔操作によるセシウム除去及び清掃を実施するためのシナリオとセシウム除去装置の検討が必要である。このような背景の下、本報告では、レーザーアブレーション法をセシウム除去に適用した場合の除去手順と、遠隔によるセシウム除去装置の概念設計について、その検討結果を報告するものである。

報告書

材料試験炉,運転と技術開発 No.16; 2001年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2003-009, 96 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-009.pdf:10.93MB

大洗研究所のJMTRは、2001年度(平成13年度)は第139サイクルから第144サイクル(但し、第140サイクルは手動停止により運転中止、第142サイクルは自動停止のため途中で運転打切り)の利用運転を行い、延べ105本のキャプセルと59本の水力ラビットの照射試験、及び各種の照射後試験を実施した。照射試験の目的は、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,軽水炉圧力容器鋼材の照射脆化に関する研究,核融合炉材料の開発研究,RIの製造及び製造技術、等に関するものである。JMTRの照射利用に関する技術開発に関しては、IASCC照射試験のための高度材料環境照射装置の設置と性能試験を行い、また、ホットラボにおいては、照射後試料のIASCC進展試験装置の開発、設置等を行った。また、核融合炉ブランケットに関する照射開発研究に関しては、$$^{6}$$Liのリサイクルに適したトリチウム増殖材微小球製造技術の開発,Be金属間化合物の特性評価、等を行った。本報告書は、これら2001年度のJMTRにおける研究・業務活動をまとめたものである。

論文

Rail deployment and storage procedure and test for ITER blanket remote maintenance

角舘 聡; 柴沼 清

Fusion Engineering and Design, 65(1), p.133 - 140, 2003/01

 被引用回数:11 パーセンタイル:37.8(Nuclear Science & Technology)

ビークルマニピュレータシステムの概念は真空容器内の約400個のブランケットを保守するために開発された。本システムの主要な技術課題は、駆動源がない単純な構造からなる多関節軌道を真空容器内へ如何にして展開・収納するかということである。筆者らは、多関節の軌道を展開・収納する手順及び制御手法を提案し、実規模装置を使用して有効性を検証した。多関節軌道は、主駆動系としてのビークルと2つの従属的な駆動系間の過負荷を抑制するためにトルク制限付き同期制御によって展開・収納動作が行われ、提案した展開・収納手法が有効であることを実証した。

論文

Remote handling systems for ITER

本多 力*; 服部 行也*; Holloway, C.*; Martin, E.*; 松本 泰弘*; 松信 隆*; 鈴木 俊幸*; Tesini, A.*; Baulo, V.*; Haange, R.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.507 - 518, 2002/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:27.47(Nuclear Science & Technology)

ITERの小型化による遠隔保守シナリオと遠隔操作機器への影響を評価するとともに、その設計成立性及びコスト削減について検討を行うのが目的である。遠隔保守の基本的方針は変更せずに、いままでのR&D成果うぃ最大限取り入れ、遠隔操作機器の設計を行った。また遠隔機器の標準化/共用化と小型化によるコスト削減を目指した。ダイバータ/ブランケット/ポートプラグ等の炉内構造物は、ユニット化された炉内遠隔機器で取り外した後、標準化されたキャスクと搬送装置を用いて真空容器のポートからホットセルへ運ばれ、損傷部を交換した後、逆の手順で再び真空容器内に戻される。ホットセルでは真空容器のポートに類似した標準化したドッキングポートを設置し、そこから構造物や機器を出し入れし、物流及び保守の流れを円滑にした。ユニット化された炉内遠隔機器は必要なときにキャスクと搬送装置で運びポート部で結合することにより、建家に対する影響を極めて小さくすることができた。結論として、小型化ITERに対して成立性のある遠隔保守シナリオが可能であり、その遠隔機器の設計結果を示した。

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