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論文

Irradiation performance of sodium-bonded control rod for the fast breeder reactor

佐々木 新治; 前田 宏治; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.276 - 282, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

The lifetime of control rods is limited by the absorber (B$$_{4}$$C pellets)-cladding mechanical interaction (ACMI). Therefore, sodium (Na)-bonded control rods were developed for long-life control rods. Na-bonded control rods have been irradiated in the experimental fast breeder reactor, JOYO MK-III, and the diametrical changes of the Na-bonded absorber pins after the irradiation were measured in detail. In this paper, these detailed measurements were compared with the results obtained in helium (He)-bonded control rods with and without the shroud tube in a wide burn-up range. From the comparison, it was concluded that the Na-bonded absorber pins are very effective for achieving long-life control rods.

論文

レーザーとロボット技術の連携による福島第一原子力発電所廃止措置作業

川妻 伸二

レーザー研究, 45(7), p.413 - 417, 2017/07

2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が、原子炉建屋内および環境中に放出され、原子炉建屋および原子炉建屋周辺は、高放射線環境になり、作業員が立入れないか、立入れても極めて短時間しか作業できない状況になった。緊急時対応作業では、作業員に代わって20台以上のロボットが投入されたが、一部のロボット等にはレーザー測域センサーなどが用いられた。今後の同発電所の廃炉では、より高放射線下で、今までに経験のない作業が必要となるため、様々なレーザー技術とロボット技術を融合させることが必要となる。レーザー測域センサーに加えて、レーザー診断やレーザー分析などが期待されるが、一方で高放射線環境下での使用のため、耐放射線性化や制御安定性のための課題もある。

論文

光ルミネッセンス測定装置への密封$$beta$$線源の導入と放射線管理; 日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所での例

徳安 佳代子; 古田 定昭*; 國分 陽子; 梅田 浩司

日本放射線安全管理学会誌, 15(1), p.80 - 87, 2016/07

地質試料の年代測定を行うため、日本原子力研究開発機構土岐地球年代学研究所に光ルミネッセンス測定装置(Riso TL/OSL DA-20)が導入された。本装置では、試料に人工放射線を繰返し照射して試料に蓄積された線量を求めるため、密封線源を装置へ据付ける必要がある。しかし、本装置の放射線管理に関する情報はほとんどない。そこで本稿では、線源を受入れるまでの流れを紹介するとともに、線源の据付や使用における放射線管理について報告する。

報告書

J-PARC用LAN-PLC方式放射線モニタ規格

宮本 幸博; 酒巻 剛*; 前川 修*; 中島 宏

JAERI-Tech 2004-054, 72 Pages, 2004/08

JAERI-Tech-2004-054.pdf:7.3MB

本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の放射線安全管理設備としてLAN-PLC方式放射線モニタを導入するにあたり機器仕様の標準化を図るため、その標準規格を大強度陽子加速器施設開発センターとしてまとめたものである。LAN-PLC方式放射線モニタは、現場に配置される検出端・測定系とPLCシステムにより構成される放射線監視盤をLANで接続する形態の放射線モニタリングシステムである。本規格を作成するにあたっては、従来規格の拡張及び国際標準規格への準拠という観点を重視した。本規格により、各構成機器について、互換性,保守性及び生産性の向上が期待される。

論文

Radiation-induced thermoelectric sensitivity in the mineral-insulated cable of magnetic diagnostic coils for ITER

西谷 健夫; Vayakis, G.*; 山内 通則*; 杉江 達夫; 近藤 貴; 四竈 樹男*; 石塚 悦男; 川島 寿人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1461 - 1465, 2004/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:28.23(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERではプラズマ位置制御用磁気センサーとして無機絶縁(MI)ケーブルを用いた磁気コイルを用いるが、これまでの照射試験においてMIケーブルの中心導体と外皮導体間に数Vの起電力(RIEMF)が発生することが観測されており、磁気計測に与える影響が懸念されていた。そこで磁気コイルをJMTRで照射し、照射中に磁気コイルの中心導体両端に発生する起電力を高感度電圧計で測定した。これまで懸念されていたRIEMFによる中心導体両端間の起電力は十分小さいことを確認したが、中性子フルエンスの増加とおもに熱起電力が発生する現象を観測した。この結果をITERの使用条件に外挿すると、1000秒以上の長時間運転では問題となる可能性があることを指摘した。

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

J-PARCの放射線安全管理設備

宮本 幸博

放計協ニュース, (32), p.2 - 3, 2003/10

J-PARC(大強度陽子加速器施設)は、日本原子力研究所(原研)と高エネルギー加速器研究機構が共同で、原研東海研究所敷地内に建設中の大型高エネルギー加速器施設であり、施設稼動後は、物質科学,生命科学,原子力工学,素粒子物理,原子核物理等における最先端研究に供される予定である。J-PARCにおいては、ハドロンカスケードにより、エネルギー範囲が広く多様なパルス状放射線が発生し、一般的な放射線測定機器では十分な応答を得られない状況も予想される。また、加速器機器等については、放射化により残留放射線レベルが非常に高くなると予想され、残留放射線レベルに応じて表面汚染も発生する。そこで、J-PARCの放射線安全管理設備を整備するにあたっては、上記の特性に対応するとともに、原子力分野における近年の社会的要請等に配慮しつつ、放射線エリアモニタの特性改善,LAN-PLC方式放射線モニタの開発,自走式エリアモニタの開発,加速器トンネルに対する入退管理の徹底等について検討を進めている。

報告書

大強度陽子加速器施設における放射線安全管理設備設計上の基本的考え方

宮本 幸博; 池野 香一; 秋山 茂則*; 原田 康典

JAERI-Tech 2002-086, 43 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-086.pdf:5.7MB

大強度陽子加速器施設の放射線防護上の特徴と、放射線安全管理設備を設計するうえでの基本的な考え方についてまとめた。大強度陽子加速器施設は、世界最高強度の高エネルギー陽子加速器を中核とした大規模複合施設であり、施設固有の特徴を多く有している。本報告では、大強度陽子加速器施設の特徴を考慮のうえ、整備すべき放射線安全管理設備の仕様について議論した。

論文

Development and operational experiences of the JT-60U tokamak and power supplies

細金 延幸; 二宮 博正; 松川 誠; 安東 俊郎; 閨谷 譲; 堀池 寛*; 櫻井 真治; 正木 圭; 山本 正弘; 児玉 幸三; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.368 - 385, 2002/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93(Nuclear Science & Technology)

本論文ではJT-60U装置及びコイル電源の開発とこれまでの運転経験についてレビューする。JT-60Uは高プラズマ電流,大体積プラズマ,高非円形プラズマを得るため、当初のJT-60装置から大型化された装置である。改造においては、トロイダル磁場コイルの内側の全ての構成機器が新しく製作された。さらに、ダイバータタイルには炭素材の化学スパッタリングを低減するためボロン変換CFC材が使用された。後には、当初の開ダイバータに代わって、NBI用クライオ排気パネルをダイバータ排気装置に用いた排気装置付の半閉ダイバータを設置した。これらの構成機器の開発に導入されたさまざまな技術や工夫,及びそれらの運転経験は、将来のトカマク装置の設計のための貴重なデータを提供するものである。一方、JT-60Uの運転に影響を与えた主要な故障についても述べる。さらに、重水素を燃料に使用するトカマク装置の保守の重要な課題として、容器内作業者の被ばくを抑えるための方策についても紹介する。

報告書

HTTRでの出力分布測定時の線量当量率測定及び放射線モニタリング結果

高田 英治*; 藤本 望; 野尻 直喜; 梅田 政幸; 石仙 繁; 足利谷 好信

JAERI-Data/Code 2002-009, 83 Pages, 2002/05

JAERI-Data-Code-2002-009.pdf:3.51MB

HTTRの燃料体からの$$gamma$$線を測定する出力分布測定を行う時点で、燃料交換機,制御棒交換機,スタンドパイプ室周辺,メンテナンスピット周辺での線量当量率の測定を行った。出力分布測定作業は、炉心で照射された燃料体を取り扱う初めての機会であるので、機器の遮へい性能の確認,想定外のストリーミングパスの有無の確認を目的とした測定及び作業中の放射線モニタリングを行った。その結果、線量当量率は予測値以下であり、機器の遮へい上問題は見つからなかった。また、作業環境の測定によるデータを取得することができ、将来の作業環境予測のためのデータを取得することができた。

報告書

IASCC照射試験のための水環境制御装置の線量当量率評価

飛田 正浩*; 板橋 行夫

JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB

軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験のための水質調整系に関する設計検討

森 雄一郎*; 井手 広史; 鍋谷 栄昭; 塚田 隆

JAERI-Tech 2002-003, 32 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-003.pdf:2.24MB

高経年軽水炉の信頼性・安全性を確保するうえで、炉内構造物に発生するおそれのある照射誘起応力腐食割れ(IASCC:Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、重要かつ緊急な検討課題とされており、このための材料照射研究が計画されている。また、原子炉材料の照射研究の進展に伴い、照射試験中の環境を高精度に制御することが要求されており、特にIASCC研究のための照射試験では、中性子照射量や照射温度に加えて、水質の制御が重要である。このような状況から原研では、沸騰水型軽水炉(BWR:Boiling Water Reactor)の炉内環境を模擬した条件下での材料照射試験が可能な高度材料環境照射装置を材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)に設置するための設計検討を行った。高度材料環境照射装置は、試験片を収納し炉内へ装荷される飽和温度キャプセル、同キャプセルへ水質調整した高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、1999年度に行った水環境制御装置の水質調整系に関する設計検討の内容をまとめたものである。

論文

Development of new technique for temperature control of irradioation capsules

菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三

KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00

最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。

論文

Overview of recent development on irradiation technique for the JMTR

小森 芳廣; 松井 義典; 板橋 行夫; 山浦 高幸; 長尾 美春

KAERI/GP-195/2002, p.59 - 69, 2002/00

材料試験炉部では、JMTRの照射能力を向上させ原子炉燃料,材料の照射研究の進展に対応すべく、照射技術,照射設備の開発を継続的に行っている。本報告は最近の照射技術開発の概要をまとめたものである。国内の軽水炉の長寿命化に対応して照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する二つの大きな研究プロジェクトによる照射試験が2002年から計画され、このための照射試験設備の設計,製作,設置が、JMTR照射技術における過去5年間の主要かつ緊急の開発項目であった。1998年から同照射試験設備の設計検討を開始し、2002年3月に設置を終了し照射試験を開始した。この間、照射基礎研究等に対しては、照射温度測定のための新型モニタ,照射済み燃料棒への二重再計装技術,均一照射キャプセル等の開発を進め、照射利用に供した。

論文

原研における事故対応ロボットの開発,2; 耐環境型ロボットの開発

柴沼 清

日本ロボット学会誌, 19(6), p.710 - 713, 2001/09

平成11年9月末に発生したJCO臨界事故では、放射線レベルが高く、事故現場への人のアクセスが困難であった。このため、事故現場の状況についての情報が不十分で、事故の収拾を大幅に遅らせた。このJCO事故のように、原子力施設で事故が発生し、放射線により人がアクセスできない場合、事故をできるだけ早く収拾するために、事故現場に侵入し、情報収集や事故拡大防止・停止処置作業を行うロボットの開発が必要となる。これらの背景の下に、核融合炉用保守ロボットの開発を通して蓄積されたロボット技術及び耐放射線技術の知見と経験を生かして、高い放射線環境下においても、人に代わって情報収集や作業を行うことができる対放射線性に優れたロボットの開発を進めている。本稿では、開発の背景及びロボットの特徴等を中心にその概要を述べる。

論文

Irradiation-coupling techniques using JMTR and another facility

松井 義典; 板橋 行夫; 清水 道雄; 辻 宏和

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.997 - 1000, 2000/12

 パーセンタイル:100

JMTRではほかの照射施設との組合せ照射(カップリング照射)に成功した。カップリング照射はほかの照射施設の特徴とJMTRの特徴を生かすことで、新たな照射研究の環境を提供できるものと考える。この組合せる照射施設には、高速炉、加速器、軽水炉等が挙げられる。カップリング照射は照射済試料を再照射するため、試料をホットセル内でキャプセルへ組込み、組立てる必要がある。このため、遠隔での技術を確立し、通常検査をホットセル内で実施した。このキャプセルはホットセル内で取り扱うことから長さ制限があったため、通常長さにするための熱電対、制御管、保護管の接続を原子炉とホットセルをつなぐカナル領域で実施した。その後、原子炉へ装荷し、4サイクルの照射に成功した。今後の予定として、アニーリング材の再照射を計画しており、これに伴う新たな技術開発を行い、現在確認試験中である。

論文

グローブボックス解体時における空気中放射能濃度の管理

小林 誠

保健物理, 34(4), p.412 - 414, 1999/12

TRU核種等で汚染したグローブボックスの解体作業において作業環境中の空気中放射能濃度を評価することは内部被ばくの観点から重要である。そこで、再処理特別研究棟の解体実地試験において、グローブボックス解体時のグリーンハウス内の空気中濃度と表面密度の測定結果から、作業エリアと排気口の空気中濃度の比、及び空気中濃度と表面密度の相関について求めた。その結果、グリーンハウス内の作業エリアと排気口の濃度比は平均で6.4であった。また、空気中濃度と表面密度から求めた再浮遊係数は対数正規分布となり、作業中及び非作業中の中央値は3$$times$$10$$^{-6}$$(cm$$^{-1}$$)、1$$times$$10$$^{-8}$$(cm$$^{-1}$$)であった。本報告では、グローブボックス解体作業で得られたデータを検討し、今後の解体作業に用いる空気中濃度評価のための濃度比及び再浮遊係数について述べる。

報告書

Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1997 - March 31, 1998

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 98-022, 265 Pages, 1998/11

JAERI-Review-98-022.pdf:12.29MB

本報告は、平成9年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、世界最強の自由電子レーザーの発振に成功したこと、及びPWRの設計基準事象における炉心の熱的健全性を実証したことである。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として将来型軽水炉の概念設計、核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

論文

円管内乱流の直接数値計算

佐竹 信一*; 功刀 資彰

日本機械学会論文集,B, 64(617), p.65 - 70, 1998/01

円筒座標系の乱流直接数値シミュレーションコードを開発した。本コードの特徴は、円筒座標系で特異点である中心軸上(r=0)の物理量を用いないように、系方向の運動量フラックス(q$$_{r}$$=r$$times$$u$$_{r}$$)を変数としたスタガード格子のコントロール・ボリューム法で離散化されている点にある。本コードの妥当性を検証するため、発達した円管内乱流についての直接数値シミュレーションを実施した。その結果、円管中心でのレイノルズせん断応力及び乱流強度は従来の解析結果と比較して良い一致を得た。また、レイノルズ応力の収支式に連続の式及び運動方程式と整合の取れる定式化を行った結果、乱流諸量の収支残差がほぼゼロの良質な乱流統計量分布が得られた。本解析結果は、乱流モデル構築や検証のための直接シミュレーションデータベースとして提供する予定である。

報告書

Reactor engineering department annual report; April 1, 1996 - March 31, 1997

原子炉工学部

JAERI-Review 97-011, 338 Pages, 1997/10

JAERI-Review-97-011.pdf:11.71MB

本報告は、平成8年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及び協力な中性子源を建設し新たな中性子科学研究を展開するための大強度線形陽子加速器の開発である。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本研究では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

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