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論文

Japan Atomic Energy Agency; Contribution to the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and the reconstruction of Fukushima Prefecture at the Naraha center for Remote Control technology development

森本 恭一; 大野 貴裕; 角谷 聡洋; 吉田 萌夏; 鈴木 壮一郎

Journal of Robotics and Mechatronics, 36(1), p.125 - 133, 2024/02

福島第一原子力発電所の廃炉推進のための遠隔操作機器の開発実証施設として楢葉遠隔技術開発センターは設立され、2016年より運用が開始された。本センターのミッションは「福島第一原子力発電所の廃炉への支援」と「福島県の復興への貢献」であり、この論文では当センターでの実規模モックアップ試験に関連する設備、遠隔操作機器の開発用の要素試験設備、バーチャルリアリティーシステム等の説明およびその利用事例について紹介する。

報告書

令和4年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2023-001, 38 Pages, 2023/07

JAEA-Evaluation-2023-001.pdf:1.04MB

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和4年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。

報告書

令和3年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2022-004, 38 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-004.pdf:1.38MB

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和3年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。

報告書

令和3年度研究開発・評価報告書 評価課題「計算科学技術研究」(事後/事前評価)

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2022-003, 61 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-003.pdf:1.42MB
JAEA-Evaluation-2022-003-appendix(CD-ROM).zip:6.16MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和4年1月20日改正)等に基づき、計算科学技術研究に関する事後評価及び事前評価を計算科学技術研究・評価委員会に諮問した。これを受けて、計算科学技術研究・評価委員会は、本委員会によって定められた評価方法に従い、原子力機構から提出されたシステム計算科学センターの運営及び計算科学技術研究の実施に関する説明資料の口頭発表と質疑応答を基に評価を実施した。本報告書は、計算科学技術研究・評価委員会より提出された事後評価及び事前評価の内容をまとめるとともに、事後評価及び事前評価の「評価結果(答申書)」を添付したものである。

報告書

令和2年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2021-001, 66 Pages, 2021/11

JAEA-Evaluation-2021-001.pdf:1.66MB

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。なお、計算科学技術研究については、新たに設置された計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により課題の詳細な内容等が評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和2年度における業務の実績、第3期中長期目標期間終了時に見込まれる業務実績、及び、それらに対する委員会による評価をとりまとめたものである。

報告書

令和元年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2020-002, 37 Pages, 2020/12

JAEA-Evaluation-2020-002.pdf:1.59MB

システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。本研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、令和元年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。

報告書

平成28年度楢葉遠隔技術開発センター年報

福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター

JAEA-Review 2018-014, 52 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-014.pdf:5.62MB

楢葉遠隔技術開発センターは、試験棟と研究管理棟から構成され、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の事故後の廃炉作業に向けて必要となる各種試験設備が設置されている。廃炉作業に携わる企業や研究開発機関、教育機関など幅広い利用者がこれらの試験設備を用いて遠隔操作ロボットの特性把握や性能評価を通じてロボット開発など効率的にできるほか、多くの企業が一堂に会して展示会、廃止措置に係る有識者の会議開催など様々な利用ができる拠点として、平成28年4月より本格的な運用を開始した。平成28年度の施設利用件数は38件である。また、建設当時から多くの方々の関心を集め、平成28年度には4,212名の視察・見学者を受け入れた。今後も引き続き幅広い分野での利用を受け入れるとともに、利用者のニーズを的確に反映した試験設備の拡充を進めて利用促進を図り、1Fの廃止措置及び福島復興における遠隔技術の研究開発拠点として展開してゆく。本報告は、当センターにおいて平成28年度に実施した遠隔技術開発、緊急時対応遠隔機材の整備と訓練、要素試験エリア等の利用状況などの活動状況についてまとめたものである。

論文

Development of ITER divertor vertical target with annular flow concept, 2; Development of brazing technique for CFC/CuCrZr joint and heating test of large-scale mock-up

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 秋場 真人; Ibbott, C.*; Tivey, R.*

Fusion Science and Technology, 46(4), p.530 - 540, 2004/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:66.22(Nuclear Science & Technology)

同軸冷却管を用いたITER用ダイバータ高熱流束機器の製作性実証及び繰り返し加熱時の耐久性実証を目的とした、大型ダイバータ試験体の製作及びイオンビームによる加熱実験の結果について報告する。同軸冷却管は銅合金(CuCrZr)製外管と外表面にねじりフィンを取り付けたステンレス製内管の2本の同心円管から構成される。試験体は炭素系複合材料(CFC)製アーマを冷却管にロウ付けした、垂直ターゲットと呼ばれるものである。冷却管材料であるCuCrZrは析出硬化型合金であるため、ロウ付け時の熱処理によりその強度が大きく異なる。そのため、CuCrZrの強度回復を兼ねたCFC材料とのロウ付け熱処理工程及びロウ材の選定試験を行い、大型試験体を製作した。また、本試験体で採用したアーマ部とバックプレート部摺動機構による冷却管に生じる熱応力の緩和効果を熱・機械解析を用いて検討した結果、摺動機構無の場合と比較して、冷却管に生じる応力振幅・ひずみ振幅は、ともに70%程度に低減していることを示した。本試験体がITERダイバータ熱負荷条件に相当する20MW/m$$^{2}$$,1000サイクル以上、15MW/m$$^{2}$$,3000サイクル以上に耐えることを示す加熱試験結果を報告する。この成果はダイバータ製作の技術的可能性を示すものである。

論文

Status on seismic design and verification for ITER in Japan

武田 信和; 中平 昌隆; 多田 栄介; 藤田 聡*; 藤田 隆史*

日本地震工学会論文集(インターネット), 4(3), p.298 - 304, 2004/04

ITERはトカマク型の国際核融合実験装置であり、主要機器は、超伝導コイル,真空容器等で、運転温度は4Kから200$$^{circ}$$Cまでと幅広い。このため、主要機器の支持構造はトーラス構造の半径方向に柔軟,鉛直方向に剛となるよう、多層板バネ構造を採用している。この結果トカマク装置の水平方向固有振動数は4Hzと低く、さらに地震に対しては国際標準のIAEAに照らし、地表加速度0.2gで標準設計しており、これを超える地震を想定する場合は免震が必要となる。これらの特殊事情により、ITERの動的特性を把握するための解析,実験を日本で実施している。動解析では、日本のサイト及び免震を考慮した地震動により装置の健全性を確認した。この裏付けデータ取得のため、縮小モデルの振動試験体の製作を開始した。最初の試験として、コイル単体及び支持脚単体の固有振動数及び剛性データを取得した。本論文では、ITER主要機器の動特性を把握する日本の解析及び実験の現状と計画を述べる。

論文

フェムト秒高効率高出力FELによる大規模非熱精密加工技術の開発

峰原 英介

Proceedings of 28th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.402 - 403, 2003/08

原研超伝導リニアック駆動自由電子レーザーは、既に数年前に6%高効率,数百フェムト秒,数kW級高出力FEL光を生成することに成功していた。これをさらに高出力化することによって大規模非熱精密加工技術を開発する計画について以下に報告する。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の機能試験結果報告(受託研究)

稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB

HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m$$^{3}$$N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。

論文

AMGによる偏微分方程式の解法

佐々 成正; 町田 昌彦; 山田 進; 荒川 忠一

計算工学講演会論文集, 8(2), p.757 - 758, 2003/05

低温,磁場中での超伝導状態を記述するギンツブルグーランダウ方程式に代数的マルチグリッド(AMG)を適用し、数値シミュレーションを行った。AMGを用いる利点は主に次の2点である。まず、AMGを用いると大規模な問題が効率良く解けること。さらに、幾何学的マルチグリッドとは異なり、境界条件が複雑な場合でも適用可能であることが挙げられる。現実のシステムでは複雑な形状下でのシミュレーションを行わなくてはならないため、AMGの適用が不可欠である。これまでの研究では静的なギンツブルグーランダウ方程式の解法として最急降下法やCG法などの緩和法が数多く用いられてきた。本研究ではAMGと緩和法の計算効率についての比較をおこない、特定のパラメータ領域でAMGの優位性を示した。

論文

AMG(Algebraic Multi Grid)による超伝導Ginzburg-Landau方程式の解法

佐々 成正; 町田 昌彦; 山田 進; 荒川 忠一

計算工学講演会論文集, 7(1), p.171 - 172, 2002/05

代数的マルチグリッド(AMG)を低温,磁場中での超伝導状態を記述するギンツブルグ-ランダウ方程式に適用し、これを数値的に解いた。AMGを用いる利点は主に次の2点である。まず、AMGを用いると大規模な連立1次方程式系を効率良く解けること。さらに幾何的マルチグリッドとは異なり、境界条件が複雑な場合にでも適用可能であることが挙げられる。現実のシステムでは複雑な形状下でのシミュレーションを行なわなければならないから、AMGの使用が不可欠である。通常ギンツブルグ-ランダウ方程式は緩和法で解かれることが多いが、AMGを使った方法の方が計算効率が良いことがわかった。

論文

実規模長ITERダイバータ板の開発

江里 幸一郎*; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.117 - 120, 1998/00

原研におけるITERダイバータ板開発の成果、特に実規模長のダイバータ試験体の製作、及びイオンビーム照射による加熱実験の結果について報告する。試験体は炭素系材料とタングステン材料をアーマ材とする約1.3mの垂直ターゲット及び約90cmのウィングと呼ばれるものである。加熱実験の結果、ITERダイバータ板の定常熱負荷条件(5MW/m$$^{2}$$,1000回以上)に耐える実規模長ダイバータ試験体の開発に成功した。

論文

The Vent-to-vent desynchronization effects on LOCA steam condensation loads in BWR pressure suppression pool

久木田 豊; 生田目 健

Nucl.Eng.Des., 85, p.141 - 150, 1985/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:64.63(Nuclear Science & Technology)

BWRの冷却材喪失事故時においては、圧力抑制プール内での直接接触蒸気凝縮により、プール境界構造物に好ましくない動的圧力荷重が作用する。プール境界荷重の大きさは、多ベント管(約100本)の出口で発生する凝縮過程間の有限の非同期によって影響される。本論文では、BWR Mark II圧力抑制系中の7本の実寸ベント管を模擬した大型実験よりの実験データについて、プール境界荷重に及ぼす凝縮非同期の効果について調べる。時間及び周波数領域で実験データを解析することにより非同期効果を調べる。実験結果を実際のプラント形状へ外挿する試みが行われる。非同期の原因となるメカニズムについても議論される。

論文

Parameter effects on downcomer penetration of ECC water in a PWR-LOCA

数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(1), p.32 - 41, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.01(Nuclear Science & Technology)

抄録なし

報告書

Effect of Upper Plenum Water Accumulation on Reflooding Phenomena Under Forced-Feed Flooding in SCTF Core-I Tests

数土 幸夫; 傍島 真; 岩村 公道; 刑部 真弘; 大貫 晃; 阿部 豊; 安達 公道

JAERI-M 83-114, 117 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-114.pdf:2.77MB

本報告書は、PWR-LOCA時の再冠水過程で炉心から吹上げられて形成する上部プレナム蓄水の、再冠水現象に及ぼす影響を調べたものである。同一条件の強制注水の下に、炉心上部の上部炉心支持板直上にある抽水ラインのバルブを全開にして上部プレナム蓄水を抽出した実験S1-03と抽水しない実験S1-01用とを比較した。BOCREC後約200秒までは、S1-03でもS1-01と同程度の蓄水が見受けられ、炉心内挙動・ホットレグへのキャリーオーバ特性に顕著な差は見受けられなかった。しかしそれ以後では、S1-03の蓄水はS1-01より小さく、炉心中央以下での熱的挙動には差が無いものの、(1)炉心より上方及び炉心内の流体挙動の2次元性が平坦化される、(2)炉心上部でクエンチ時間が長くなる、(3)ホットレグへのキャリーオーバ水量及び炉心内蓄水が減少する、ことがわかった。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験; 試験装置および計測系の改造

山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健

JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-101.pdf:2.75MB

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。

報告書

蒸気凝縮振動およびチャギングによる圧力抑制プール内動荷重の統計的評価,1; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,2

久木田 豊; 竹下 功; 生田目 健; 加藤 正美*; 守屋 公三明*; 斯波 正誼

JAERI-M 9665, 143 Pages, 1981/10

JAERI-M-9665.pdf:3.73MB

本報告は、現在原研において実施している格納容器圧力抑制系信頼性実証試験によって得られた試験結果のうち、最初の8ランの試験における蒸気凝縮時の圧力振動に関する試験結果について統計的解析、周波数解析を行ない、評価を加えたものである。チャギング、C/Oによる蒸気凝縮荷重について、多ベント系における圧力振動源の間に非同期が存在していること(多ベント効果)を明らかにした。また、ベント管内およびプール内での圧力振動の伝播特性、FSI効果、ベント管横向荷重についても検討を行い、蒸気凝縮による動荷重評価のための有益な知見を得た。さらに本解析を通して、今後の試験計画、解析において実施すべきことも明らかになった。

報告書

格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データレポート,12; TEST 1205

竹下 功; 久木田 豊; 山本 信夫; 生田目 健; 斯波 正誼

JAERI-M 9405, 121 Pages, 1981/03

JAERI-M-9405.pdf:3.02MB

本報告書は、昭和54年11月9日に実施したTEST1205のデータレポートである。本試験は、放出ノズル口径220mmの蒸気放出試験であり、プールスウェルを主要な試験対象としている。本試験ではバキュームブレーカを閉状態で固定し、その他の試験条件は同一破断口径による基本ケースであるTEST1203とほぼ同一に設定した。本試験におけるプールスウェル時のウェットウェル気相部最高圧力、ならびにダイアフラムフロア上向き差圧の値は、TEST1203の結果をやや上回り、プールスウェルに対するバキュームブレーカの効果が有意であることが示された。なお本レポートは、先にJAERI-memo 8875として刊行したものの公開版である。

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