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論文

IAEA保障措置技術及び人材育成に対するJAEAの貢献

直井 洋介; 小田 哲三; 富川 裕文

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 58(9), p.536 - 541, 2016/09

日本は1955年に制定された原子力基本法に従い、原子力の研究開発、原子力エネルギーの利用を平和目的に限って推進してきた。平和目的に限られていることを担保するため、事業者は計量管理を行い、IAEAと保障措置協定を締結する以前は二国間原子力協定(日米,日仏,日加等)に基づき報告を行い、1977年のIAEAとの保障措置協定を締結後は国内法が改定され、それに基づき計量管理及びその報告が行われてきた。1999年には追加議定書を締結して新たな義務を負うIAEAの保障措置活動に対応してきており、これまでわが国の原子力活動についての申告の正確性と完全性がIAEAによって検認されてきている。2004年には、核物質の転用や未申告の活動はないとの「拡大結論」を得て以降、これまで毎年この拡大結論を得てきている。本報告では、原子力機構がこれまで取り組んできたIAEAの保障措置に必要な技術開発や人材育成への協力などIAEA保障措置活動への貢献について報告する。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造を可視化する; ミューオンを利用した非接触・非破壊検査技術の提案

高松 邦吉

放計協ニュース, (56), p.2 - 4, 2015/10

特願 2010-166333   開放特許情報データベース   公報

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック, 原子炉圧力容器, ウラン(燃料体), 空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、原子力機構のHTTRの原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および炉内構造物を可視化することができた。

論文

ミューオンを利用して高温工学試験研究炉(HTTR)の内部構造を可視化する; 非接触・非破壊で原子炉の内部構造を検査する

高松 邦吉

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 57(6), p.389 - 393, 2015/06

特願 2010-166333   開放特許情報データベース   公報

福島第一原子力発電所の事故前、宇宙線ミューオンを使って原子番号の違いを検出できないか検討した結果、散乱法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術は、黒鉛ブロック、原子炉圧力容器、ウラン(燃料体)、空気を識別することができた。また、福島第一原子力発電所の事故後、燃料デブリの状況を把握するため、透過法を用いた宇宙線ミューオンの可視化技術を提案した結果、原子力機構のHTTRの原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、炉心および炉内構造物を可視化することができた。

論文

Cosmic-ray muon radiography for reactor core observation

高松 邦吉; 竹上 弘彰; 伊藤 主税; 鈴木 敬一*; 大沼 寛*; 日野 竜太郎; 奥村 忠彦*

Annals of Nuclear Energy, 78, p.166 - 175, 2015/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:60.95(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の燃料デブリの状況把握に向けた炉内可視化の技術開発として、原子炉内可視化に宇宙線ミューオンの適用性を検証するため、原子力機構のHTTRを対象とした炉内可視化予備試験を実施した。その結果、原子炉圧力容器(RPV)および原子炉格納容器(CV)の外側から、同時計数法を用いた宇宙線ミューオン可視化技術により、炉心および炉内構造物を可視化できた。

論文

Nondestructive evaluation method on mechanical property change of graphite components in the HTGR by ultrasonic wave propagation with grain/pore microstructure

柴田 大受; 石原 正博

Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/08

高温ガス炉の炉内黒鉛構造物は、酸化や中性子照射などにより機械的特性が徐々に変化するため、供用期間中にその健全性を確認する必要がある。酸化による機械的特性の低下は黒鉛内部の気孔の状態に依存するので、結晶粒や気孔などの微細構造に基づいた多結晶体中の超音波伝播解析モデルを用いれば、非破壊的な機械的特性評価が可能になる。一方、このモデルを炉内の黒鉛に適用するには、中性子照射の効果を考慮する必要がある。そこで、新たに中性子照射の効果を考慮した超音波伝播モデルを開発し、HTTRで使用されているIG-110黒鉛のヤング率について、その適用性を検討した。その結果、炉内黒鉛構造物の機械的特性の評価にこの解析モデルを適用できる見通しを得た。

論文

Inspection techniques for primary pressurized water cooler tubes in the high temperature enigneering test reactor

竹田 武司; 古澤 孝之; 篠崎 正幸*; 宮本 智司*

Nuclear Engineering and Design, 217(1-2), p.153 - 166, 2002/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.59(Nuclear Science & Technology)

逆U字型の伝熱管136本を有する1次加圧水冷却器(PPWC)は、HTTR(高温工学試験研究炉)の1次冷却設備に据え付けられている。HTTRは、日本で初めての高温ガス炉であり、出口ガス温度は950$$^{circ}C$$である。PPWC伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成している。PPWC伝熱管の供用期間中検査を効率的に実施するため、探傷試験技術を確立すべきである。そこで、渦流探傷試験と超音波探傷試験用プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本研究の中で、模擬欠陥試験体を用いたモックアップ試験により、探傷プローブの欠陥検出性能及びPPWC伝熱管の非破壊検査への自動探傷システムの適用性について調べた。自動探傷システムにより、探傷プローブを模擬欠陥試験体内の所定の位置に一定速度で円滑に挿入,引抜くことが可能となった。さらに、自動探傷システムを用いたPPWC伝熱管の探傷技術の信頼性を実証するため、最高到達原子炉出力約55%のHTTR試験運転後の原子炉停止期間において、PPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。非破壊検査を通じて、検査PPWC伝熱管外面に欠陥は無いことが確認できた。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の1次加圧水冷却器伝熱管の非破壊検査に対する自動探傷システムの適用(共同研究)

竹田 武司; 古澤 孝之; 宮本 智司*

JAERI-Tech 2001-050, 37 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-050.pdf:3.82MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の1次加圧水冷却器(PPWC)伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成しており、安全上重要である。PPWC伝熱管の探傷試験技術を確立するため、渦流探傷試験(ECT)用ボビン型プローブ,回転型及び超音波探傷試験(UT)用回転型プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本システムを用いて、HTTRの原子炉停止期間(報告時点における最高到達原子炉出力は約55%)において68本(抜取率50%)のPPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。その結果、ECTにおける信号/ノイズ比の最大値は1.8であり、当該PPWC伝熱管で得られたリサージュ波形の軌跡及び位相は、模擬欠陥試験体に対して得られた結果と異なった。さらに、UTにおけるエコ-振幅はいずれの検査部位も20%距離振幅校正曲線を下回った。ゆえに、検査したPPWC伝熱管にプローブの検出指標を超える深さの外面欠陥は無いことが確認できた。

論文

Application of thermography as a technique for nondestructive evaluation on nuclear facilities

那珂 通裕; 石井 敏満; 大岡 紀一; 廣原 進; 伊藤 治彦; 馬場 治

Proc. of CORENDE, 3 Pages, 1997/00

サーモグラフィを用いたリモートセンシング非破壊試験、評価法が、多くの分野の機器構造物の検査に応用されてきているが、原子力分野への応用はほとんどなされていない。そこで、原子力分野での適用の可能性を明らかにするために、日本原子力研究所の材料試験炉(JMTR)にこの手法の適用を試みた。その結果、建屋構造物の欠陥検出が可能であり、また、熱負荷運転目的の機器、ポンプや冷却塔の運転状態を観察することが可能であった。これらから、この手法は原子力分野においても非常に有効な温度監視、及び健全性評価法であることが確認された。

報告書

HTTRのPGX黒鉛構造物の受入検査における渦流探傷試験

石原 正博; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 大岡 紀一; 神戸 護*; 高橋 正昭*

JAERI-M 93-252, 39 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-252.pdf:0.82MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物のうち、原子炉級準等方性PGX黒鉛構造物の受入検査として渦流探傷試験を計画している。多孔質材料である黒鉛材料は、金属材料と特性が異なり、鋼構造物等の金属材料に対して確立された渦流探傷試験方法をそのまま黒鉛構造物に適用できない。このため、原子炉級微粒等方性IG-110黒鉛については、既に渦流探傷試験の方法等を策定した。しかしながら、PGX黒鉛は、IG-110黒鉛に比べ粒径が大きく、さらにより気孔径も大きく探傷面での表面状態に相違があるため、渦流探傷試験による欠陥の検出性が異なり、IG-110黒鉛に対する規定をそのまま適用できない。このため、PGX黒鉛の欠陥の検出性を調べ渦流探傷試験の方法及び条件を策定した。

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