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報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」中性子検出要素 箔ホルダーの製造報告

上村 勝一郎; 関 正之; 豊島 光男; 中島 勝昭; 宮内 正美

PNC-TN8410 95-023, 130 Pages, 1995/01

PNC-TN8410-95-023.pdf:16.01MB

本要素は、「もんじゅ」炉心性能の確認、炉心設計手法の開発等に資するため、「もんじゅ」性能試験において出力分布測定試験に用いるものである。この出力分布測定試験は、中性子検出箔(核分裂箔及び放射化箔等)を内封する中性子検出要素(以下、"箔ホルダー"と言う。)を試験用集合体の中心に挿入し、炉心で照射することによって出力分布等の測定を行う。箔ホルダー内には、下部端栓付被覆管内にステンレス製のスペーサペレット及び箔押さえバネ等によって中性子検出箔が所定の位置に保持されている。また、箔ホルダーの上部端栓をヘリウムガス雰囲気中でTIG溶接法により溶接することによって箔ホルダーを密封する。核分裂中性子箔(Pu、EU、DU箔)は、ベルギーと米国から輸入され、汚染の拡散等を防止するためにあらかじめ大洗工学センターのDCAにおいてAlシートによりラッピングされた。プルトニウム燃料開発室では、平成4年11月9日から同12月3日及び平成5年1月18日から同1月21日(計22日間)にわたり、中性子検出箔、箔封入カプセル及びスペーサペレット等を箔ホルダーに組込み、各種検査を行って箔ホルダーを完成させる作業を実施した。本作業は、「もんじゅ建設所技術課」、「技術開発推進部品質保証室」、「プルトニウム燃料工場検査課」及び「安全管理部放射線管理第1課」の協力の下に実施され、炉心燃料領域及び中性子しゃへい体領域用として43本、ブランケット燃料領域用として21本の計64本の箔ホルダーを製造することができた。「もんじゅ」サイト側への輸送は、平成5年12月20日に無事実施された。本報告書は、箔ホルダーの製造に係わるデータ(サーベランスデータ)をまとめたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料要素 B型試験用集合体LDP-3特殊燃料要素製造報告

飯村 直人; 豊島 光男; 小幡 真一; 飛田 典幸; 宮内 正美; 深川 節男; 上村 勝一郎

PNC-TN8410 94-224, 108 Pages, 1994/06

PNC-TN8410-94-224.pdf:14.15MB

本報告書は、「常陽」運転工程第29サイクルから照射開始予定のB型試験用集合体(B9)に装荷するLDP-3特殊燃料要素の製造、加工における諸データを整理、収録したものである。LDP-3特殊燃料要素は、概念設計段階におけるFBR大型炉燃料仕様を基に、種々の燃料概念をパラメータとする燃料ピンを到達燃焼度130,000MWd/tを目標に「常陽」において照射し、大型炉燃料の設計研究の妥当性の確認、高性能材料を被覆管材〔高Niオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1520)及びオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1525)〕とする燃料ピンの高燃焼度における照射挙動データを取得することを目的としたものである。燃料ピン外径は8.5MMであり、これまでの太径ピン照射試験(LPD-1、2試験)での7.5MMに比べて大型炉燃料仕様により近い形状になっている。また、中空ペレットを用いての本格的な照射試験であることも大きな特徴である。さらに被覆管材の一としてオーステナイト系ステンレス鋼(PNC1525)については、燃料ピンでの初めての照射となる。

報告書

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体の製造(サーベランスデータ集)(2分冊)

河野 秀作; 佐藤 俊一; 後藤 明; 宮内 正美; 川又 盛克; 舘野 久夫; 前田 誠一郎

PNC-TN8450 92-008, 639 Pages, 1992/06

PNC-TN8450-92-008.pdf:74.81MB

新型転換炉「ふげん」に照射用ガドリニア燃料集合体を6体装荷するに当り、燃料の照射段階における比較評価及び照射後試験の結果を評価するために、燃料製造時に詳細なデータを採取する必要がある。本データ採取計画では、照射試験の目的を踏まえ、通常の品質管理で採取するデータに加え、従来の経験に基づき燃料性能評価上有用となるデータを燃料製造時に採取した。本報告書は2分冊から構成され、第1分冊には1.部材データ2.燃料ぺレットデータ3.燃料体(燃料要素を含む)データ第2分冊には1.燃料ペレット寸法検査ヒストグラム(外経・高さ・密度)2.燃料要素プルトニウム富化度識別チャート3.燃料要素外径測定データを収録した。なおMOX燃料ペレットの製造はプルトニウム燃料工場製造課、UO/SUB2-Gd/SUB2/O/SUB3燃料ペレットの製造と燃料棒加工はメーカー、MOX燃料加工は加工課、検査は検査課が担当し、データのとりまとめは、炉心・燃料設計室とプルトニウム燃料開発室とで協力して行った。

口頭

簡易型非破壊測定装置による放射性廃棄物のPu含有量測定試験,1

小野 洋輔; 横山 仁志*; 渡辺 直樹; 宮内 正美; 周治 愛之; 塩田 行人; 大代 操

no journal, , 

プルトニウム燃料施設から発生する放射性廃棄物はPuを含んでおり、国際原子力機関の査察下に置かれている他、核物質防護等の観点から厳格に保管管理されている。このためPu系廃棄物のPu含有量を迅速かつ正確に把握することは、極めて重要である。Pu系廃棄物の管理を合理的に行うため、新たに簡易型廃棄物非破壊測定装置(PWAS)を考案し、その特性試験を行った。その結果、PWASは計量管理機器であるWCASと同様にPu含有量とReal Rateの相関関係が直線的であることを確認した。これによりPu含有量の測定においてPWASが適用できるという見通しを得た。

口頭

簡易型非破壊測定装置による放射性廃棄物のPu含有量測定試験,2

小野 洋輔; 横山 仁志*; 渡辺 直樹; 宮内 正美; 周治 愛之; 大代 操

no journal, , 

プルトニウム燃料施設から発生する放射性廃棄物はPuを含んでおり、国際原子力機関の査察下に置かれている他、核物質防護等の観点から、厳格に保管管理されている。このため、Pu系廃棄物の管理を合理的に行うために、新たに簡易型廃棄物非破壊測定装置(PWAS)を考案し、現在PWASの運用を行っている。本件では、簡易測定のさらなる合理化や、PWASの汎用性を高めることを目的に、分離型PWASを考案し、各試験を行った。その結果、分離型PWASにおいても測定条件等により、PWASと同程度の性能であることを確認した。また、PWASと分離型PWASという、簡易測定装置の運用について汎用性が高まり、廃棄物の発生状況に応じて適切な方法で簡易測定を行うことにより、廃棄物管理の合理化にも寄与している。

口頭

解体廃棄物中のPu含有量簡易型非破壊測定装置(PWAS)の開発

小野 洋輔; 横山 仁志*; 渡辺 直樹; 宮内 正美; 大代 操

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所において、平成20年度からプルトニウム燃料第二開発室の廃止措置に着手し、現在もグローブボックスの解体撤去が行われている。これまで、廃棄物中のPu含有量は過去の実績に基づき推定していたため、リスク管理の観点から極めて保守側の安全係数を用いざるを得ず、その結果、解体廃棄物(以下、「Pu系廃棄物」という)の発生量増加につながり、廃棄物保管能力の圧迫や解体撤去に係るコストの増大が懸念されていた。そこで、廃棄物発生量の抑制と廃止措置の効率化(コスト削減)を図るため、供用を休止していた計測機器を転用・改造することによりPu含有量の簡易測定が可能な簡易型非破壊測定装置(PWAS)の考案、開発を行った。また、PWASの汎用性を向上させるべく改良型(分離型)PWASを開発した。PWASの運用によって、解体廃棄物の充填率向上等に繋がり、廃棄物発生量の抑制と廃止措置の効率化に期待できる。

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