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報告書

配管内部汚染分布測定装置の開発(受託研究)

伊藤 博邦*; 畠山 睦夫*; 立花 光夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2003-012, 34 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-012.pdf:2.87MB

配管内面の低レベル放射能汚染を測定するため、配管内部を検出器が移動する配管内部汚染分布測定装置(Measuring Device for Inner Surfaces of Embedded Piping: MISE)を開発した。MISEは、円筒型2層構造の検出器と配管移動ロボットから構成され、各々独立した装置として製作したものである。放射能汚染の測定においては、配管表面に近い外側の円筒状検出器で$$beta$$線と$$gamma$$線を測定し、内側の円筒状検出器では2つの検出器間に配置した遮へい板により$$beta$$線を遮蔽し、$$gamma$$線のみを測定する。$$beta$$線計数率は、外側の円筒状検出器での$$beta$$線と$$gamma$$線計数率の和から内側の円筒状検出器での$$gamma$$線計数率を差し引くことにより導き出される。配管移動ロボットは、配管内部を観察しながら円筒型2層構造の検出器を運ぶことができる。$$^{60}$$Coに対する検出限界値は、30秒の測定時間で約0.17Bq/cm$$^{2}$$であることがわかった。$$^{60}$$Coのクリアランスレベル(0.4Bq/g)に相当する0.2Bq/cm$$^{2}$$の場合、2秒の測定時間で配管内面の放射能汚染を54m/hの測定効率で評価可能である。

論文

双腕型遠隔解体ロボットの開発

立花 光夫; 島田 太郎; 柳原 敏

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.489 - 492, 2002/06

原子力施設の解体作業に適用する遠隔解体ロボットを開発した。遠隔解体ロボットは、双腕型マニピュレータを有し、画像フィードバック及び力フィードバックにより、遠隔解体ロボットを正確な位置に動作させ、適切な力を供給し解体作業を安全に実施することができる。開発した遠隔解体ロボットを用いて動作制御試験を行った結果、あらかじめ作成した遠隔解体ロボットの動作データに画像フィードバックを行い、複雑な形状の機器に対して切断,測定,除染等の一連の解体作業を力フィードバックにより実施できることを確認した。

報告書

原子力施設解体におけるエアロゾル飛散挙動の研究(受託研究)

島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-060, 44 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-060.pdf:5.11MB

原子力施設解体時のエアロゾルの飛散挙動を評価するため、グリーンハウス内でプラズマアーク切断を行い、グリーンハウス内の空気及び高温ガス流れを可視化するとともに、グリーンハウス内温度分布の時間変化、排気の温度変化、エアロゾル個数密度及び粒子径分布を測定した。その結果、切断中は、エアロゾルの飛散挙動は浮力によって上昇する高温ガスの流れと一致することが明らかになった。切断後は、高温ガスによる流れは消滅し、温度成層が形成されて高温ガスの速度が低下するため、エアロゾルは沈降する傾向にあったが、床面近傍に到達すると吸排気によって形成される床面に沿った比較的速い流れに乗って再び浮遊することがわかった。

報告書

原子炉の廃止措置における残存放射能評価方法の検討(受託研究)

助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB

原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。

報告書

Nuclear criticality safety handbook, 2; English translation

臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ

JAERI-Review 2001-028, 217 Pages, 2001/08

JAERI-Review-2001-028.pdf:10.04MB

「臨界安全ハンドブック」第1版(昭和63年刊行)に、「臨界安全ハンドブック改訂準備資料」(平成7年刊行)の内容を盛込んで、この第2版を作成した。第2版では、以下の2点を新規に追加した。(1)実際の化学プロセスが持つ安全裕度を溶解工程及び抽出工程に対するモデル計算の形で例示したこと。(2)臨界事故への対応として、臨界事故の評価方法及び臨界警報装置の設計・設置の考え方について記述したこと。また、臨界安全評価を行う際のモデル化について、均質と見なしてよい燃料粒径や、燃料濃度の不均一性の影響,燃焼度クレジットなど、これまでの研究成果を踏まえ、内容の充実を図った。さらに、第1版では、臨界条件データとその計算に用いられたJACSコードシステムの計算誤差評価結果との間に対応のとれていないものが一部含まれていたが、今回の改訂ではその整合を図った。この報告書は、1999年にJAERI1340として日本語で刊行した「臨界安全ハンドブック第2版」の英訳である。

報告書

燃焼度クレジット導入ガイド原案(受託研究)

燃料サイクル安全研究委員会

JAERI-Tech 2001-055, 92 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-055.pdf:5.39MB

使用済燃料を取り扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを採用することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取り扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状,安全評価上考慮すべき点,そして規制に関する現状をまとめたものである。

論文

Mobile robot with a self-positioning system

柳原 敏; 畠山 睦夫; 伊藤 博邦; 森 俊二*; 高木 昭*

Advanced Robotics, 15(3), p.293 - 300, 2001/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.4(Robotics)

原子力施設の廃止措置において、作業の最終段階で必要となる建家床面の放射能汚染を測定する移動型放射能測定装置を開発した。本装置は高感度の放射線検出器を搭載しており、計画したルートに従って移動しながら床や壁の測定が可能である。また、計画したルートを正確に自律走行するために、自己位置同定システムを採用した。これは、移動装置に搭載したCCDカメラを用いて、360度異なったパターンが印刷されたデジタル標識を認識することにより、自己位置を認識するシステムである。この装置を用いることにより、手動による測定作業に比べて大幅な労力の低減が期待できる。

報告書

硝化溶媒と硝酸との熱分解反応に関わる安全性評価試験(受託研究)

塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 宮田 定次郎*; 西尾 軍治*; 村田 幹生*; 内山 軍蔵

JAERI-Tech 2001-031, 47 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-031.pdf:2.75MB

再処理溶媒(溶媒)と硝酸との異常化学反応に起因した爆発は、再処理施設のDBAに選定されている。そこで、原研では爆発がプルトニウム濃縮缶で起きた場合を想定し、セル換気系の安全性とHEPAフィルタの健全性が確保できることを実証するため、溶媒と硝酸とを反応容器に貯え、密封し、種々の加熱条件下で生成した硝化溶媒(TBP錯体等)を急激に熱分解させて、爆発を誘起させるニトロ化溶媒爆発試験を実施した。試験の結果、以下に述べる知見を得た。硝化溶媒の熱分解により溶媒1kgが噴出して爆発を起こした場合、実験的方法により導出した最大質量放出速度と最大エネルギー速度は、0.59[kg/s]と3240.3[kJ/kg・s]である。この爆発による波及がセル換気系に与える影響は小さく、HEPAフィルムの健全性が確保できることを実証した。

報告書

大型槽類遠隔解体装置のモックアップ試験(受託研究)

明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-025.pdf:4.73MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。

報告書

使用済燃料の溶解と溶解液の調製法の選定(受託研究)

本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 浜田 省三; 木内 清

JAERI-Tech 2001-023, 29 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-023.pdf:2.21MB

ピュレックス法を採用する六ヶ所再処理施設において耐硝酸性が重要となる主要機器の耐食安全性の評価試験として、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験と小型試験片を用いて捕捉データを取得する実験室規模の比較試験を実施している。溶解槽材料の寿命評価では、高濃度のTRU,RFを含む強放射性の硝酸溶液を試験液として扱うため、燃料溶解液に対するモックアップ試験液の模擬性が重要である。本研究では、伝熱面腐食等の評価に必要なホット試験技術開発を実施した。六ヶ所再処理施設の受入基準最大の高燃焼度の使用済燃料を想定して、使用済燃料の溶解及び腐食試験液の調製等の各プロセスを選定した。選定したプロセスをもとにして、WASTEFのNo.3セルにおいて、使用済燃料の硝酸溶液溶解試験を行い、その溶解液を耐食性評価試験に必要な腐食試験に調製した。

報告書

動力試験炉の遠隔解体作業から得られた知見(受託研究)

立花 光夫; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-014, 42 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-014.pdf:2.4MB

動力試験炉(JPDR)の解体実地試験では、遠隔解体装置の実証と作業に関する各種データを収集することを目的に解体作業を行った。そこで、作業の内容を分析し、これらの知見を安全性の考慮に関するもの,廃棄物対策に関するもの,作業の効率化に関するものに分類・整理した。例えば、作業の効率化には、施設に関する情報が重要であること,遠隔解体装置の作業手順の検討や問題の解決にはモックアップ試験が有効であることなどの知見が得られた。これらの知見は、ほかの廃止措置作業をより安全で効率的に実施するために有効と考えられる。本報告書は、JPDRの解体作業に開発した遠隔解体装置を適用する際の主な対策、その結果、解体作業を通して得られた知見をまとめたものである。

報告書

溶液燃料過渡臨界事故時における放射性希ガスの放出挙動の検討(受託研究)

阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵

JAERI-Research 2001-027, 20 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-027.pdf:1.0MB

溶液燃料過渡臨界事故時における放射性物質の施設内への閉じ込め効果を検討するため、NUCEFのTRACYを用いて、溶液燃料臨界事故時放射性物質閉じ込め試験を実施している。放射性希ガス核種は高い揮発性を有するため、ほかの非揮発性核種と比べると施設外へ放出されやすく、公衆の被曝線量評価の観点からは放射性希ガス核種の放出挙動に関する定量的なデータが重要となる。そこで放射性希ガスとして$$^{140}$$Xeに着目し、気相への放出係数を考慮した評価モデルを用いることで、気相への放出割合を評価した。また、逆炉周期と放出係数との間に相関関係を見いだすことができ相関式を導出した。さらに、二重境膜説をもとに放出係数と放射線分解ガス気泡径の関係を検討し、その結果を用いて、逆炉周期と気液接触面積との定性的な相関関係を示すことができた。

報告書

BWRポストCHF試験データレポート; 過渡事象炉心伝熱流動試験計画(受託研究)

井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成

JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB

原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で4$$times$$4管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。

報告書

雑固体廃棄物の溶融固化体製作条件に関する調査・検討(受託研究)

福井 寿樹; 中塩 信行; 磯部 元康; 大竹 敦志*; 涌井 拓治*; 平林 孝圀*; 中島 幹雄

JAERI-Review 2000-033, 82 Pages, 2001/02

JAERI-Review-2000-033.pdf:2.61MB

原子力施設において発生する低レベル雑固体廃棄物をプラズマ加熱により溶融処理し、安定した品質の溶融固化体を製作するためには溶融スラグの流動性を向上する必要がある。一般には、より高温で溶融処理し、溶融助剤等を添加することにより流動性を向上することが考えられるが、耐火物侵食の抑制や減容性の確保といった観点からは望ましい方法とはいえない。そこで、本稿では廃棄物中に含まれ、溶融スラグに対して流動性向上が期待される化学成分(FeO)に着目し、溶融スラグの流動性を向上させるとともに、溶融条件の緩和を図るものとした。まず、状態図及び粘性データの文献調査により、流動性向上成分であるFeOによる溶融スラグの融点降下及び粘性低下が期待できることを確認した。さらに、実際の雑固体廃棄物処理を想定し、融点降下及び粘性低下の観点から最適な溶融条件を検討した結果、(CaO+FeO)/(SiO$$_{2}$$+Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)で定義される塩基度を0.5~0.6以上に保つことにより、安定した溶融処理が可能であることがわかった。

報告書

模擬雑固体廃棄物の溶融挙動と固化体の特性(受託研究)

中塩 信行; 磯部 元康; 涌井 拓治*; 岩田 圭司*; 木林 辰行*; 金沢 勝雄; 福井 寿樹; 大竹 敦志*; 中島 幹雄; 平林 孝圀*

JAERI-Research 2001-001, 19 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2001-001.pdf:1.29MB

模擬雑固体廃棄物を、高周波誘導加熱とプラズマ加熱を併用するハイブリッド加熱方式及び導電性るつぼを用いる高周波誘導加熱方式の2つの溶融方式によって溶融し、雑固体廃棄物の溶融挙動を調べるとともに、溶融固化体の特性を評価した。製作した溶融固化体には強度を損なうような有害な空隙もなく、溶け残りなども見られず、ハイブリッド加熱方式で製作した溶融固化体の一部で見られたボイドの残存も、脱酸素剤を添加することにより低減できた。また、溶融固化体のスラグ層、金属層の化学成分分析、圧縮強度試験、比重測定の結果、溶融処理によって雑固体廃棄物を十分に均質化、安定化できるが溶融炉耐火材・るつぼ材の溶湯への溶け込み及び脱酸素剤が固化体中化学成分に影響を与える場合があることがわかった。一方、安定同位体トレーサーを用いて核種移行挙動を調べた結果、Coは金属層へ、Csはスラグ層に分布し、Csの残存率は加熱方式に影響を受けることがわかった。

報告書

原子炉施設の浮体式海上立地に関する検討,2; 浮体式原子力発電施設の安全性の検討(受託研究)

藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭

JAERI-Research 2000-064, 76 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-064.pdf:5.88MB

浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)について、前報では、モデルとして110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を水深20m程度の沖合に係留することを想定した概念検討を行い、また、波浪等による応答解析を行って、浮体構造物の運動が安定したものであることを示した。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全性に関し、基本的な設計方針,設計で考慮する自然現象の設定の考え方,安全上の機能について検討した。加えて、大型浮体構造物の運動特性解析技術の現状に関する調査を行った。調査検討の結果、浮体構造物の安定性の確保が浮体式原子力発電施設の健全性確保の基本となること、また、浮体構造物の安定性評価では、S1及びS2地震に加え、S1及びS2暴風雨のような規模の暴風雨を考慮する必要があること、さらに、設計で考慮する暴風雨の規模の設定が浮体式原子力発電施設の現実に向けた主要な課題の1つであることを明らかにした。

報告書

原子炉施設の浮体式海上立地に関する検討,1; 浮体式原子力発電施設の概念検討(受託研究)

藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭

JAERI-Research 2000-063, 69 Pages, 2001/02

JAERI-Research-2000-063.pdf:4.41MB

原子炉施設の海上立地方式は、浮体式,着定式及び埋立式に分類することができる。浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)は、免震性,設計標準化,工期短縮など多くの特長を有している反面、陸上原子力発電所とは異なる安全体系の確立が必要であるとされる。しかしながら、これらの検討はこれまで必ずしも十分行われていない現状にある。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全を設計上どのように考慮すべきかを検討するために、検討対象とする浮体式原子力発電施設の概念検討及び浮体構造物の安全性評価に関する調査を行った結果を述べている。前提として、日本の外洋に面した水深20m程度の沖合で、防波堤により得られる静穏海域に、110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を係留することを想定した。調査検討の結果、浮体構造物は長さ300m$$times$$幅80m$$times$$高さ35m,総排水量約30万トンの規模となり、既存の造船所のドックで十分建造し得ることがわかった。また、波浪等による浮体構造物の運動シミュレーションを実施した結果、防波堤に防護された浮体構造物は、原子炉施設を搭載するのに十分な安定性を有していることが確認された。

報告書

水素同位体の金属中相互透過に関する研究; インコネル600における水素と重水素の相互透過

武田 哲明; 岩月 仁*

JAERI-Research 2000-057, 17 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-057.pdf:1.58MB

高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムでは、中間熱交換器や水蒸気改質器に使用される高温耐熱合金の水素同位体透過が重要な問題となる。本研究では水素と重水素の相互透過過程が金属管を透過する重水素量に及ぼす影響を調べることが目的である。実験の結果、相互透過における重水素透過量は重水素が単独で透過する場合に比べて減少した。また管外の水素分圧の増大に伴い、重水素透過率は減少した。同位体HDの生成と金属表面での原子分率を考慮した計算モデルを用いて重水素透過量を定量的に予測することができた。

論文

Correlation between cleavage fracture toughness and charpy impact properties in the transition range of reactor pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

Proceedings of Asian Pacific Conference on Fracture and Strength '01(APCFS '01) and International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics '01 (ATEM '01), p.140 - 145, 2001/00

原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。

報告書

The 1999 activities and the 1st Seminar on Human Resources Development in the Nuclear Field as Part of Asian Regional Cooperation (Contract research)

国際原子力総合技術センター

JAERI-Conf 2000-014, 202 Pages, 2000/12

JAERI-Conf-2000-014.pdf:14.68MB

アジア地域原子力協力における人材養成プロジェクトの活動は、原子力委員会によって組織された「アジア地域原子力協力フォーラム」の枠組みの中で実施することになった。本プロジェクトの目的は、アジア諸国における人材養成を推進させることによって、原子力開発利用技術の基盤を整備することにある。本プロジェクト活動として、第1回アジア地域原子力人材養成セミナーが1999年11月25・26日の2日間(東京)で開催された。本セミナーの成果等は本フォーラムの枠組みの中にあるコーディネーター会合(第1回,2000年3月,東京)で報告した。本会議録は、第1回原子力人材養成セミナーにおける各国の発表レポート及び第1回コーディネーター会合における人材養成プロジェクトの活動報告等を収録したものである。

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