燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2024-017, 55 Pages, 2024/07

JAEA-Review-2024-017.pdf:2.6MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、未知環境での衝突対応のための機械的可変インピーダンスアクチュエータを用いたロボットマニピュレータの開発および効率的な探査・廃止措置のための人工知能を使った制御手法の構築に取り組む。従来調査では困難だった開口部から奥の領域における調査を行う他、先端部のグリッパーで、ペデスタルの底部に存在する小石状の燃料デブリの回収を目指す。ペデスタル内部の環境制約に対応するためのマニピュレータ機構と遠隔操作システムの開発に取り組む。令和4年度は、最適なマニピュレータのパラメータ設計とナビゲーションアルゴリズムの開発に取り組んだ。令和3年度に開発したシミュレーション環境を活用し、廃炉措置に最適なマニピュレータやアクチュエータのパラメータの設計をライテックスと共同で行った。構築したシミュレーション環境において適したマニピュレータの寸法・速度伝達比および効率的な把持力の推定を目指した。得られた情報・最適なマニピュレータのパラメータは英国と情報交換をすることで、最終的なマニピュレータ設計へと反映させた。並行して、ナビゲーションアルゴリズムの開発をライテックスと共同で進めた。特に、機械学習手法等を活用した手法の構築、二次元画像からの目標点のオペレータ提示に基づく高信頼性ビジュアルサーボの実現を目指した。

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-040, 70 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-040.pdf:3.17MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、未知環境での衝突対応の為の機械的可変インピーダンスアクチュエータを用いたロボットマニピュレータの開発および効率的な探査・廃止措置のための人工知能を使った制御手法の構築に取り組む。従来調査では困難だった開口部から奥の領域における調査を行う他、先端部のグリッパーで、ペデスタルの底部に存在する小石状の燃料デブリの回収を目指す。ペデスタル内部の環境制約に対応する為のマニピュレータ機構と遠隔操作システムの開発に取り組む。令和3年度は、最適なマニピュレータのパラメータ設計とナビゲーションアルゴリズムの開発に取り組んだ。シミュレーションソフトウェアの選定や環境構築をした。英国チームとの協議のもと、要求寸法やペイロード、アクチュエータ要求諸元や構造検討を行った。ビジュアルサーボや遠隔操作インターフェースの検討準備を行った。電装系やソフトウェアシステムの構成を決めた。英国チームや外部アドバイザとの隔週ミーティングなど密な連携のもと、研究を推進した。年度末には、東京大学とミュンヘン工科大学(TUM)主催の国際ワークショップにて、プロジェクト紹介の口頭発表を行った。

Particulate and dissolved elemental loads in the Kuji River related to discharge rate

永野 哲志; 柳瀬 信之; 都築 克紀; 長尾 誠也*

Environment International, 28(7), p.649 - 658, 2003/01

https://doi.org/10.1016/S0160-4120(02)00105-8

河川中の元素の移行に対する懸濁物の影響を調べるために、久慈川河川水中の懸濁物濃度,懸濁物化学組成及び溶存態濃度を分析した。その結果、懸濁物濃度は流量とともに2,3桁のオーダーで増減することを明らかにした。また、元素の支配的な化学形が溶存態であるか懸濁態であるかは元素の性質や流量に依存することを見いだし、河川中における元素のトータルの移行量をモデル化する際には、懸濁態としての移行を詳細に検討し反映させる必要があることを指摘した。

Benchmark test of 14-MeV neutron-induced gamma-ray production data in JENDL-3.2 and FENDL/E-1.0 through analysis of the OKTAVIAN experiments

前川 藤夫; 大山 幸夫

Nuclear Science and Engineering, 123, p.272 - 281, 1996/00

https://doi.org/10.13182/NSE96-A24188

D-T中性子源施設OKTAVIANで行われた漏洩2次線スペクトル測定実験のベンチマーク解析により、JENDL-3.2とFENDL/E-1.0に収められている13元素(C、F、Al、Si、Ti、Cr、Mn、Co、Cu、Nb、Mo、W、Pb)の14MeV中性子に対する線生成データの検証を行った。輸送計算にはMCNPコードを使用し、詳細なスペクトル解析のためにフラッギング法を適用した。テストの結果、JENDL-3.2ではTi、Cr、Mr、Pbに、FENDL/E-1.0ではTi、Cr、Mn、Co、Nb、Pbの2次線データに多少の問題はあるものの、重大な問題点は全く見られなかった。今回のベンチマークテストにより、14MeV中性子入射に関する限り両ライブラリ中の対象とした13元素の2次線データは妥当であることを示した。

Collection of experimental data for fusion neutronics benchmark

核融合炉専門部会サブワーキンググループ

JAERI-M 94-014, 302 Pages, 1994/02

JAERI-M-94-014.pdf:10.6MB

この10年余りの間、原研FNSと大阪大学OKTAVIANの2つの主要なD-T中性子源を使用して、核融合中性子工学のためのベンチマーク実験が数多く行われ、貴重な実験データが蓄積されてきた。本レポートは炉物理委員会の核融合炉専門部会の活動の一環として、これらの実験データを集積したものである。

JRR-3改造炉熱水力設計のための標準型燃料要素内流動特性実験

神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫

JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06

JAERI-M-85-071.pdf:1.67MB

本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。

水銀ピクノメトリーによるThOおよび(Th,U)O微小球のかさ密度の高精度測定

山岸 滋; 高橋 良寿; 柴 是行

JAERI-M 83-168, 20 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-168.pdf:0.8MB

水銀ピクノメトリーにより粒状試料体積を高精度で測定するために開発した特殊比重びんおよび水銀量補正方法を用いてのThO、(Th、U)O燃料核のかさ密度測定について述べている。また、密度の算出に用いる個々の測定値の誤差を評価し、それらの伝播について計算値と実験値との対応についてもふれている。本法による体積測定精度は0.0001cmであり、密度約10g/cmのThO、(Th,U)O燃料核の場合、1.5gの試料でも0.01g/cm以内の精度で密度測定が可能であった。この高精度測定の結果、製造バッチでの密度変動が測定でき、相対密度の低い試料ほど変動が大きいことがわかった。

JPDR-II 出力上昇試験の解析; Phase O試験:零出力炉物理試験

内藤 俶孝; 中村 竹夫

JAERI 1272, 32 Pages, 1981/06

JAERI-1272.pdf:1.57MB

この報告書はJPDR-II出力上昇試験のうちPhaseの試験とよばれる零出力炉物理試験を数値解析した結果について記したものである。この報告書の中で解析された試験項目は下記の6つである。即ち、(1)、最小臨界量、(2)、市松模様制御棒パターン、(3)、制御棒ワース、カーブ、(4)、原子炉停止余裕、(5)、減速材温度保数および、(6)、臨界制御棒パターンである。これ等の全ての試験結果は軽水減速原子炉の評価解析のために日本原子力研究所で開発されてきた計算コード、システムBWR-ACEにより解析された。これ等の解析結果は、使用された群定数および計算法が低出力状態における原子炉炉心の解析に十分使用できるものであることを示している。

Simulation study of intercellular signaling involved in cell survival fraction after low dose irradiation

服部 佑哉; 横谷 明徳; 渡辺 立子

no journal, , 

低線量放射線が全体に照射された細胞集団では、放射線が当たっていない細胞(非照射細胞)が存在し、細胞間のシグナル伝達により、非照射細胞にも細胞死等の放射線応答が現れる。本研究では、低線量の放射線応答に対する細胞間シグナル伝達の影響を調べることを目的とする。そのために、細胞間シグナル伝達を考慮した細胞集団の放射線応答モデルを用いて、高線量放射線を照射した実験データを基に、細胞間シグナル伝達に起因する細胞の生存率を推定する。本研究で用いる放射線応答モデルでは、細胞集団を格子で分割し、1細胞を1格子とした2次元平面で表現する。放射線のヒット数は、格子ごとにで与える。細胞間シグナルの格子内濃度は、培養液経由シグナルの濃度、ギャップ結合経由シグナルの濃度とし、拡散方程式に基づいて格子間を伝達する。個々の細胞の細胞周期は、周期的な進行(G1, S, G2, M期)が放射線のヒットとシグナル, によって一時停止する仮想時計として表現する。格子内の, , が閾値を超えたとき、その格子の細胞の状態を細胞死とする。モデルを用いて、高線量の放射線照射シミュレーションを実施した結果、細胞の生存率に対する線量依存性について、実験データと同じ傾向が確認できた。発表では、細胞間シグナル伝達の有無による生存率の変化とシミュレーションによって推測した低線量放射線を照射した細胞集団の生存率を報告する。