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報告書

TVF3号溶融炉の炉底に関する詳細構造

朝日 良光; 嶋村 圭介*; 小林 秀和; 小高 亮

JAEA-Technology 2021-026, 50 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-026.pdf:6.29MB

東海再処理施設では、使用済み核燃料の再処理に伴い発生した高レベル放射性廃液のガラス固化処理を、ガラス固化技術開発施設(Tokai Vitrification Facility; TVF)に設置した液体供給式直接通電型セラミック溶融炉(Liquid-Fed Ceramic Melter; LFCM)方式のガラス溶融炉にて行っている。LFCM方式のガラス溶融炉では、廃液に含まれる白金族元素の酸化物が析出して溶融ガラスの粘性が高まることで、溶融ガラスを流下し尽くした後にも粘性の高いガラスが炉内底部に残留する傾向がある。これがガラスの通電加熱特性に影響するのを防ぐため除去する必要があるが、この作業には時間を要する。固化処理を早期に完了するため、日本原子力研究開発機構では、白金族元素の炉内への蓄積量低減をねらった新しい炉へ更新する計画である。これまでの設計プロセスから、次期溶融炉の炉底・ストレーナ形状について複数の候補形状が考案されており、本報では、それらの中から、運転操作性や白金族元素粒子の排出性が現行溶融炉と同等以上の性能を持つ次期溶融炉の炉底・ストレーナ形状を選定する。はじめに、考案された3種類の炉底形状に対し、ガラス固化体1本分を製造する溶融炉の運転について3次元熱流動計算を用いてシミュレートし、溶融炉内のガラス温度分布の推移を比較した。これらの結果に溶融炉としての技術的・構造的な成立性を加味し、次期溶融炉の炉底形状には傾斜角45$$^{circ}$$の円錐形状を採用した。次に、5種類のストレーナ形状について3次元のCFD計算を用いて流路抵抗と炉底付近に滞留する高粘性流体の排出割合を見積もり、それぞれ、現行炉と同等以上の性能を持つことを確認した。また、アクリル製の炉底形状模型を用いたシリコーンオイルを充填・流下する実験を行い、流下中の流動場には流動抵抗を生じさせる渦が発生しないことを確認した。また、レンガ片による流下ノズル閉塞防止機能が十分な性能を持つことを確認した。これらの結果を踏まえてストレーナ形状を選定した。

論文

自由界面渦による気相巻き込み現象の定量評価

鳥川 智旦*; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁

混相流, 36(1), p.63 - 69, 2022/03

ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉容器上部プレナム内の自由界面で、自由表面渦によるカバーガス巻込みが発生し、巻き込まれたガスが炉心を通過することで炉出力の擾乱を生じる可能性がある。そのため、巻き込みガスの流量を正確に予測するための評価モデルの開発が重要となる。既往研究における単一渦のガス巻込み試験では、一般的に、ガス巻込みは上部タンクの自由表面渦によって引き起こされ、吸込み管によって下部タンクにおいてガスが液体から分離される。しかし、これらの研究では、上部タンクと下部タンクとの間の圧力差の影響に着目していない。本研究では、上下部タンク間の圧力差の影響に着目した単一渦のガス巻込み試験を行った。上部タンクと下部タンクとの圧力差は、下部タンクのガス圧力を変更して制御した。その結果、上部タンクと下部タンクの圧力差が増加するにつれ、巻込みガス流量も増加することが分かった。また、吸込み管内の旋回環状流の可視化により、巻込みガス流量が増加すると吸込み管内の圧力降下が大きくなることが分かり、旋回環状流領域における圧力降下に基づいた評価モデルによってガス巻込み流量を予測できることが示唆される。

論文

Development of dose evaluation method considering radionuclides migration on the surface of the site for confirmation of completion of decommissioning

三輪 一爾; 行川 正和*; 島田 太郎; 武田 聖司

MRS Advances (Internet), 7(7-8), p.165 - 169, 2022/03

本研究では、地表流と土砂移動により生じる地表面における核種移行を土中の鉛直核種濃度と粒径に応じた核種濃度を考慮して評価する方法を作成した。作成した核種移行評価法により、水平方向に均一なCs-137の初期汚染分布を有する仮想的なサイトにおいて1年間の核種移行評価を実施した。その結果、Cs-137がサイト内の窪地に集中することにより初期汚染分布濃度と比較して20%程濃度が上昇した。また、地表面における核種移行により、初期汚染分布の総核種量の0.18%が海洋へ流出した。これらの結果から、廃止措置終了確認における被ばく線量評価において地表面における核種移行を考慮することで、サイト内における外部被ばく線量の上昇と海洋へ流出した核種による水産物摂取による内部被ばく線量の上昇の可能性が示唆された。

論文

Gas entrainment phenomenon from free liquid surface in a sodium-cooled fast reactor; Measurements and evaluation on a gas core growth form the liquid surface

内田 真緒*; Alzahrani, H.*; 塩野 幹人*; 堺 公明*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

ナトリウム冷却高速炉の設計において、炉心反応度への予期せぬ影響の観点からカバーガスの巻込み現象が重要な課題の一つとなり、既往研究において高速炉プレナム内の自由液面部における自由表面渦のガスコア成長を評価するための、渦モデルに基づく評価手法が開発されている。本研究では、非定常渦のガスコア成長の予測精度を明確にするために、開水路試験体系を持つ回流水槽による水試験を実施した。また、実験と同じ体系による数値解析に基づいた評価手法によりガスコア長さを予測し、試験結果と比較した。その結果、試験では、下降流速が大きくなる下流領域においてガスコア長さが大きくなることが観測された。一方、数値解析結果を用いたガスコア長さの予測では、試験とは異なる位置でピークが現れ、ピーク値も過大評価となった。

報告書

令和2年度工務技術部年報

工務技術部

JAEA-Review 2021-054, 85 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-054.pdf:95.12MB

工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARCの水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和2年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。

報告書

原子力人材育成センターの活動(令和元年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2021-010, 70 Pages, 2021/09

JAEA-Review-2021-010.pdf:3.53MB

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける令和元年度の活動をまとめたものである。令和元年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク等に関して積極的な取組みを行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、原子力規制庁の職員を対象とした研修、福島県庁を対象とした出張講習等を実施した。また、新たに、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に関する人材育成研修を行った。大学との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行うとともに、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座、核燃料サイクル実習及び専門科目を行った。国際研修では、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修を実施するとともに、放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、事務局として、その運営を着実に推進するとともに、我が国で8回目となる日本-IAEA原子力エネルギーマネジメントスクールを東京及び福島県等で開催した。

報告書

令和元年度工務技術部年報

工務技術部

JAEA-Review 2021-011, 86 Pages, 2021/08

JAEA-Review-2021-011.pdf:5.35MB

工務技術部は、原子力科学研究所及びJ-PARC の水、電気、蒸気、排水等のユーティリティ施設、原子炉施設及び核燃料物質取扱施設内の特定施設(受変電設備、非常用電源設備、気体・液体廃棄設備、圧縮空気設備)並びに一般施設内の機械室設備の運転、保守管理を担っている。さらに、建物・設備の補修・改修工事及び点検・整備業務、電子装置及び機械装置の工作業務を行ってきた。本報告書は、令和元年度の工務技術部の業務実績の概況、主な管理データ及び技術開発の概要を記録したものであり、今後の業務の推進に役立てられることを期待する。

論文

Development and implementation of online trainings at ISCN/JAEA

井上 尚子; 野呂 尚子; 川久保 陽子; 関根 恵; 奥田 将洋; 長谷川 暢彦*; 直井 洋介

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

原子力研究開発機構(JAEA)核セキュリティ・核不拡散総合支援センター(ISCN)は2020年12月に10周年を迎えた。1つの柱がアジアの国を対象とした人材育成支援事業である。創立以来183回のトレーニングを開催し4,600名以上の参加者を得たが、COVID-19パンデミックはトレーニングの開催に影響を及ぼした。ISCN/JAEAは2020年4月からオンライントレーニングの開発を開始し、核物質防護とIAEA保障措置のための国内計量管理制度(SSAC)の2つの地域トレーニングを2020年10月と11月に各々実施した。この取り組みは、IAEA保障措置協定追加議定書大量破壊兵器物資識別トレーニングや他の2つの海外講師を招いた国内向けワークショップ等、更なるトレーニングやワークショップの開発として継続している。オンライントレーニングCOVID-19パンデミックの影響を含む安全上の問題での海外渡航制限下においてもトレーニングの機会を提供できるだけでなく、対面型トレーニングと組み合わせることでトレーニングをより効率的効果的にすることができる。結果としてパンデミックはISCN/JAEAのオンライントレーニング開発実施を加速しており、そのキーとなったのはIAEAやDOE/NNSA,米国サンディア国立研究所,韓国核不拡散管理機関の国際核不拡散核セキュリティアカデミー(KINAC/INSA)を含むパートナーとの国際協力であった。本論文はISCN/JAEAがどのようにオンライントレーニングの開発実施に取り組んできたか、現在の状況,得られた知見、そして将来計画について述べる。

論文

ISCN/JAEA-IAEA online SSAC training development

川久保 陽子; Stevens, R.*; Pickett, S.*; 関根 恵; 野呂 尚子; 井上 尚子

Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2021/08

Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security (ISCN) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in cooperation with the International Atomic Energy Agency (IAEA) executed the first online regional training course on the State System of Accounting for and Control of Nuclear Material (Online RTC- SSAC) from 9 to 20 November 2020. JAEA and its predecessor organizations have held RTC-SSAC every year since 1996 in in-person style for supporting the capacity building in the IAEA member states, however; COVID-19 pandemic posed a serious impact on implementing conventional in-person training in 2020. In addition to that, ISCN had recognized the advantages of developing the online SSAC course as it can supplement the in-person course. With this background, ISCN/JAEA in cooperation with IAEA initiated the development of the online RTC-SSAC in April 2020. This paper provides a summary of the experience in developing the first Online RTC-SSAC including the steps taken to transition the course from an in-person course to an online course. It also identifies good practices that were established during the conduct of the two-week course as well as lessons learned to integrate into future courses. The paper concludes with a look at the future of online training and possible next steps to ensure that it will support the needs of the IAEA Member States.

論文

高エネルギーX線を利用した異種材料レーザー溶接部内部ひずみ評価

菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 村松 壽晴*

SPring-8/SACLA利用研究成果集(インターネット), 9(5), p.318 - 323, 2021/08

レーザー溶接は、照射領域が非常に小さく、制御も簡便であることから様々な金属材料に対してすでに実用化されている。本研究では実用化が期待されている異種材料レーザー溶接の課題の1つである、加工影響部付近のひずみ・応力・変形等について高エネルギー放射光X線回折法により評価した。銅と鉄の異材接合に関して内部変形測定を行った結果、線膨張係数が高い銅側はほとんど変形しておらず、鉄側に強い引張ひずみと熱影響部に塑性変形領域が確認された。加えて、鉄の塑性変形領域には銅が混ざったことが原因と思われる残留オーステナイト相が観測され、混在する金属材料中の材料強度評価にさらなる課題が明らかなとなった。

論文

Analysis and mapping of detailed inner information of crystalline grain by wavelength-resolved neutron transmission imaging with individual Bragg-dip profile-fitting analysis

櫻井 洋亮*; 佐藤 博隆*; 足立 望*; 諸岡 聡; 戸高 義一*; 加美山 隆*

Applied Sciences (Internet), 11(11), p.5219_1 - 5219_17, 2021/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.99(Chemistry, Multidisciplinary)

As a new method for evaluating single crystal and oligocrystal, pulsed neutron Bragg-dip transmission analysis/imaging method is being developed. In this study, a single Bragg-dip profile fitting analysis method was newly developed, and applied for analyzing detailed inner information in a crystalline grain position-dependently. In the method, the spectrum profile of a single Bragg-dip is analyzed at each position over a grain. As a result, it is expected that changes of crystal orientation, mosaic spread angle and thickness of a perfect crystal can be evaluated from the wavelength, the width and the integrated intensity of the Bragg-dip, respectively. For confirming this effectiveness, the method was applied to experimental data of position-dependent Bragg-dip transmission spectra of a Si-steel plate consisting of oligocrystals. As a result, inner information of multiple crystalline grains could be visualized and evaluated. The small change of crystal orientation in a grain, about 0.4$$^{circ}$$, could be observed by imaging the Bragg-dip wavelengths. By imaging the Bragg-dip widths, both another grain and mosaic block in a grain were detected. Furthermore, imaging results of the integrated intensities of Bragg-dips were consistent with the results of Bragg-dip width imaging. These small crystallographic changes have not been observed and visualized by previous Bragg-dip analysis methods.

論文

Neutron Bragg-edge transmission imaging for microstructure and residual strain in induction hardened gears

Su, Y.; 及川 健一; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; 堀野 孝*; 井戸原 修*; 三阪 佳孝*; 友田 陽*

Scientific Reports (Internet), 11, p.4155_1 - 4155_14, 2021/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:0(Multidisciplinary Sciences)

A time-of-flight Bragg-edge neutron transmission imaging was used to investigate the microstructure and strain distributions in a gear hardened by a newly developed two-step induction-heating method: precursor (Sample 1) and final product (Sample 2). The edge- position and edge-broadening were determined and mapped with high spatial resolution, which enabled us to confirm the two-dimensional distributions of the microstructure and residual strain. A deep hardened layer was made for Sample 1 in which martensite was formed on the entire teeth and the outer peripheral portion of the gear body. Sample 2 was subjected to double induction-hardening, where a tempered martensite was formed as the thermal refined microstructure between a fine-grained martensite at the tooth surface and a ferrite-pearlite microstructure at the core. The relationship between edge-broadening and the Vickers hardness described by a linear equation was employed to derive the elastic residual strain. The residual strain map for Sample 2 revealed that a steep compressive strain was introduced into the fine-grained martensite at the tooth surface by the super rapid induction- heating and quenching process. The reversal of tension was speculated to occur below 2 mm from the tooth tip, and the strain was almost zero in the core region.

報告書

ロボット訓練用ステージの製作

椿 裕彦; 小泉 聡*

JAEA-Technology 2020-016, 16 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-016.pdf:2.96MB

楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力災害対策特別措置法及び平成二十三年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な任務に遠隔機材(偵察用ロボット及び作業用ロボット等)の日本原子力研究開発機構内原子力施設各拠点の操作員に対する操作訓練がある。偵察用ロボット及び作業用ロボットの基本的な操作訓練の一つに、往復型通路(上から見てU字型通路)の走行訓練がある。従来同課は、当該訓練においては、その都度他課室所有の通路部材を借用し往復型通路を組上げ、対応していた。同課は、令和元年度に往復型通路の走行訓練のためのロボット訓練用ステージ(階段部を含む)を設計製作し、運用を開始した。本ステージにより当該訓練の準備の省力化がなされ、訓練日の任意設定が可能となり、また通路部材の組み替えが容易な設計から多様な通路設定が可能となった。本書は、遠隔機材整備運用課が行った、ロボット訓練用ステージの設計及び製作に関し報告するものである。

論文

Constraint effect on fracture mechanics evaluation for an under-clad crack in a reactor pressure vessel steel

下平 昌樹; 飛田 徹; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

JEAC4206「原子炉圧力容器に対する供用期間中の破壊靭性の確認方法」では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価において、原子炉圧力容器内面のステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂(UCC)を想定し、亀裂先端の応力拡大係数がRPV鋼の破壊靭性値を上回らないことを定めている。本研究では、クラッドの存在が破壊靭性値に与える影響を評価することを目的に、UCCまたは表面亀裂を有する試験体を用いた3点曲げ破壊靭性試験と有限要素解析(FEA)を行い、UCCに対する塑性拘束効果の影響を調べた。その結果、UCCの破壊靭性値が表面亀裂に比べて高いことを実験的に示した。また、有限要素解析により、クラッドの存在によりUCCの塑性拘束効果が弱められることを示した。

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成30年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2020-008, 74 Pages, 2020/06

JAEA-Review-2020-008.pdf:3.5MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成30年度の活動をまとめたものである。

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成29年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2019-009, 65 Pages, 2019/09

JAEA-Review-2019-009.pdf:5.56MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成29年度の活動をまとめたものである。

論文

Parametric analysis of bubble and dissolved gas behavior in primary coolant system of sodium-cooled fast reactors

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、炉心反応度擾乱等を防止する観点から一次冷却系統内に存在する非凝縮性ガスの量を制御することが重要であり、そのための数値計算コードSYRENAを開発している。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象にフローネットワークモデルを構築して気泡・溶存ガス挙動の解析を行い、ループ型炉の解析結果との比較を行った。また、タンク型炉にディッププレート(D/P)を導入した場合を仮定し、D/Pを通るナトリウム交換流量および自由液面での気泡巻込み量をパラメーターとした解析を行ってタンク型炉の気泡挙動に対するD/Pの影響を調査した。その結果、D/Pを通過する交換流量の増加が必ずしも一次冷却系統内の気泡量の減少に働くとは限らないことが示された。

論文

Intergranular strains of plastically deformed austenitic stainless steel

鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 10(4), p.9 - 17, 2019/02

弾性異方性をもつ材料中では、塑性変形が発生した際に結晶間に応力差が生じており、これが材料破壊に深くかかわっていることが知られている。本研究では、高エネルギー放射光回折法を用いて、塑性変形させた材料中の荷重方向の残留応力を結晶方位ごとに調べた。その結果、残留応力はX線的弾性定数(回折面ごとに求められるヤング率)が高い指数では引張残留応力、低い指数では圧縮残留応力が発生していることがわかった。この結果は、材料強度を向上させる際、集合組織のように結晶方位を制御する技術に役立つと考えている。

論文

Development of creep property equations of 316FR stainless steel and Mod.9Cr-1Mo steel for sodium-cooled fast reactor to achieve 60-year design life

鬼澤 高志; 橋立 竜太

Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02

316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。

報告書

原子力人材育成センターの活動(平成28年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2018-009, 69 Pages, 2018/09

JAEA-Review-2018-009.pdf:2.67MB
JAEA-Review-2018-009(errata).pdf:0.16MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力人材育成センターにおける平成28年度の活動をまとめたものである。

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