検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 36 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

非常用発電設備保守計画書

狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫

JNC-TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04

JNC-TN8520-99-002.pdf:4.31MB

本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。

報告書

MOX燃料電解溶解技術開発,3; $$alpha$$固体廃棄物中のPuO$$_{2}$$溶解試験

都所 昭雄; 綿引 政俊; 木原 義之; 石井 康彦*; 小笠原 誠洋*; 大高 昭博*

PNC-TN8410 96-238, 86 Pages, 1996/08

PNC-TN8410-96-238.pdf:2.3MB

硝酸に対して難溶性である二酸化プルトニウム(PuO$$_{2}$$)の溶解技術向上を目指した電解溶解試験を実施している。この電解溶解法は硝酸銀の電解酸化反応で生成するII価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)を酸化剤とし、PuO$$_{2}$$(IV)がPuO$$_{2}$$$$^{+}$$(V)を経由しPuO$$_{2}$$$$^{2+}$$(VI)まで酸化することにより硝酸への溶解が進行する方法である。本報告書は、プルトニウム燃料製造施設で発生する$$alpha$$固体廃棄物に付着あるいは含まれるPuO$$_{2}$$を硝酸へ溶解する方法として、電解溶解法の適用性を確認することを目的として実施したものをまとめたものである。金属廃棄物を模擬したステンレス製の試験片は、酸化剤として用いるII価の銀イオン濃度に依存して、PuO$$_{2}$$の溶解率が高くなることを確認した。これは、II価の銀イオン濃度にPuO$$_{2}$$の溶解が依存することやステンレス表面へのII価の銀イオンによる浸食効果が寄与しているものと考えられる。また、難燃性廃棄物を模擬したハイパロングローブおよびビニルバッグの試験片は、不燃性廃棄物と同様に酸化剤として用いるII価の銀イオン濃度に依存して、PuO$$_{2}$$の溶解率が高くなることを確認した。しかし、表面の浸食による効果は観測されず、ステンレスに比べるとPuO$$_{2}$$の溶解率は低い。可燃性廃棄物については、プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)で焼却を施した焼却灰を模擬して試験を実施した。焼却灰構成成分とMOXとの混合比によらず、99.9%以上の溶解率が得られ、焼却灰中のPuO$$_{2}$$の溶解にII価の銀イオンが有効に寄与していることを確認した。これらの結果から、$$alpha$$固体廃棄物中のPuO$$_{2}$$を電解溶解法により効率的に溶解でき、$$alpha$$固体廃棄物中のPuをほぼ全量を溶解できる見通しを得ることができた。

報告書

燃料製造プロセス開発室研究開発機用-第1号-

根本 剛; 沼田 浩二; 岡田 尚; 都所 昭雄; 高橋 芳晴; 木原 義之; 川瀬 啓一

PNC-TN8440 96-031, 20 Pages, 1996/07

PNC-TN8440-96-031.pdf:1.09MB

本報告書は燃料製造プロセス開発室の研究開発テーマの中で、電解溶解技術開発、MH法混合転換技術開発、噴霧熱分解法による顆粒粉末製造技術開発、プルトニウム系廃液処理プロセス開発、Np,Am回収技術開発等について、その概要を和文と英文により、記述したものである。

報告書

工程廃液処理設備の運転実績-平成7年度(1995年4月$$sim$$1996年3月)-

都所 昭雄; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉澤 知幸*

PNC-TN8440 96-014, 24 Pages, 1996/04

PNC-TN8440-96-014.pdf:0.88MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は923l、スラリ焙焼貫備からは洗浄液として66l、分析廃液は272.8lであり、合計1261.8lである。なお、前年度繰越量である工程廃液103l、分析廃液33.2lを含めると今年度処理対象液量の合計1398lである。(2) その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1068l、240lであり合計1308lとなった。(3) また本年度は、ノンスラッジ廃液処理プロセス開発として進めている、不溶性タンニンを使用した確証試験装置を製作後、グローブボックス内に配置し、実プルトニウム廃液処理試験を開始した。なお、試験装置による処理量は、上記1308l中の約630lであり、年間処理量の約半数量を約2ヵ月で処理することができた。(4) 処理液中の$$alpha$$$$beta$$線放射能濃度は、何れも払出し基準値である5.6$$times$$10-2Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。

論文

Valence adjustment of Np by Pu(III) for separating Np from Np and Pu mixed nitrate aqueous solution

岡田 尚; 都所 昭雄; 木原 義之

Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (GLOBAL'95), 0 Pages, 1995/09

None

報告書

工程廃液処理設備の運転実績-平成6年度(1994年4月$$sim$$1995年3月)-

都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC-TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04

PNC-TN8440-95-019.pdf:0.83MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の$$alpha$$$$beta$$線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。

論文

Valence adjustment of np by PU(III) for separating Np from NP and Pu mixed nitrate aqueous solution

岡田 尚; 都所 昭雄; 木原 義之

Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (GLOBAL'95), 0 Pages, 1995/00

アクチニドリサイクル研究開発では先進的な核燃料サイクルとして、環境負荷低減、総合的経済性の向上、核拡散抵抗性の向上を目指している。本研究開発で取り扱うマイナーアクチニド(Np,Am,Cm)の一つであるNpは酸性溶液中でIV,V,VI価の原子価を有するためその挙動は複雑である。Pu(III)のNpに対する還元力は、従来一般的に使用されているFe(II)還元剤と同程度であるが、Pu(III)は分解除去可能な硝酸ヒドロキシルアミン及びヒドラジンで調製するため、不純物残留の恐れがなく、プロセスの簡素化や廃液廃棄物発生量の低減化が達成可能である。本件はPu(III)によるNpの原子価調整方法を検討し、再処理や分離技術等への適用可能なことを確認した。

報告書

MOX燃料電解溶解技術開発,2; 焼結温度の影響

都所 昭雄; 木原 義之; 綿引 政俊; 小笠原 誠洋*; 大高 昭博*

PNC-TN8410 94-403, 30 Pages, 1994/11

PNC-TN8410-94-403.pdf:1.71MB

酸に対して難溶性であるPuO$$_{2}$$の溶解技術向上を目指した電解溶解試験を実施している。この電解溶解法は、添加した硝酸銀の電解酸化反応で生成したII価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)によりPuO$$_{2}$$(IV)がPuO$$_{2}$$$$^{+}$$(V)を経由してPuO$$_{2}$$$$^{2+}$$(VI)まで酸化され、PuO$$_{2}$$の溶解が進行する方法である。本報告では、種々の温度で焼結したMOXペレットを粉砕した粉末を溶解試料として用い、PuO$$_{2}$$の溶解速度に及ぼす焼結温度の影響等を確認する目的で試験を実施した。この結果、PuO$$_{2}$$の溶解速度は、焼結温度が高くなるのに比例して遅くなることが確認できた。これは、焼結温度が高くなるにつれて、UO$$_{2}$$の溶解に寄与するAg$$^{2+}$$の割合が増加するためであることを試験で確認した。また、本法によるPuO$$_{2}$$の溶解速度は、従来の沸騰硝酸中における値に比べ大きな値が得られた。

報告書

廃液処理設備の運転実績-平成5年度(1993年4月$$sim$$1994年3月)-

都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉沢 知幸*

PNC-TN8440 94-011, 19 Pages, 1994/04

PNC-TN8440-94-011.pdf:0.42MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は9541、分析廃液は690.51であり、合計1644.51である。なお、前年度繰越量を含めると今年度処理対象液量はそれぞれ10781、707.51の合計1785.51である。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ9931、6481であった。(3)処理後の$$alpha$$$$beta$$放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6$$times$$10ー2Bq/m1以下であった。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセスの開発,3; 酸化及び還元雰囲気における熱分解試験

沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC-TN8410 94-216, 18 Pages, 1994/04

PNC-TN8410-94-216.pdf:0.37MB

今回は、最終的に使用済吸着剤を容易に減容あるいは分解する場合、本吸着剤の分解温度、分解時間、分解ガスの成分と量、吸着剤中に含まれるメタルの最終残査の酸化状態などの熱分解挙動を知るための試験を実施し、以下に示す結果を得た。(1)分解炉中に空気を供給した酸化状態で約600$$^{circ}$$Cまで加熱することにより、吸着剤単体はほぼ完全に分解された。その時の主なガス成分はCO$$_{2}$$であり、その他としてCO、CH$$_{4}$$が検出された。(2)窒素ガス供給下(還元状態)で1000$$^{circ}$$Cまで加熱しても、初期乾燥重量の約45%が残査として残留する。残査の主成分は、吸着剤の成分である炭素であり、試験に使用した白金皿に付着していた。(3)酸化雰囲気下で加熱すると、吸着剤が分解し、大幅に重量減少する。最終的にはウラン、プルトニウムは安定な酸化物(例えば、それぞれU$$_{3}$$O$$_{8}$$、PuO$$_{2}$$の形態)として残留する。その他の元素も安定な酸化物として残留する。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセスの開発(2)-カラム式プルトニウム吸着基礎試験-

沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC-TN8410 94-215, 19 Pages, 1994/01

PNC-TN8410-94-215.pdf:0.53MB

プルトニウム第二、第三開発室などのプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニウム廃液処理設備において凝集沈澱処理(鉄共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副生物の発生しないあるいは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、不溶性タンニン(以下吸着剤という)によるノンスラッジ廃液処理プロセスの開発を行っている。今回は、前年度のビーカスケールバッチ試験に引続き、不溶性タンニンを用いた微量プルトニウムのカラム方式による吸着基礎試験を実施した。本試験では、不溶性タンニンのプルトニウム吸着性能を把握するため、DFに及ぼす線速度及びカラム長さの影響ならびに試験液中のプルトニウム濃度の影響を調べた。また、連続通水試験を実施し、不溶性タンニンの破過点確認試験を実施した。その結果、次のことが明らかになった。(1)パラメータ試験結果から、1)線速度が遅いほどDFが向上する。2)カラム長さが長いほどDFが向上する。3)$$alpha$$線放射能濃度が低いほどDFは低下する。(2)連続通水試験結果から、105Bq/mlオーダの試験液を処理した場合、タンニン充填量の約40倍まで処理が可能である。(3)中和処理後の105Bq/mlオーダの廃液を10-3Bq/ml(放出基準値の1/10)までPuを除去するためには、適切な線速度及びカラム長さを選定することにより可能である。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセス開発-バッチ式Pu吸着基礎試験-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC-TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04

PNC-TN8430-93-001.pdf:0.34MB

プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の$$alpha$$放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着$$alpha$$線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。

報告書

廃液処理設備の運転実績-平成4年度(1992年4月-1993年3月)-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC-TN8410 93-101, 40 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-101.pdf:0.85MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は688l、分析廃液は407lであり、合計1095lである。なお、前年度繰越量を含めるとそれぞれ859l、481lの合計1340lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ779l、477lであった。(3)処理後の$$alpha$$$$beta$$放射能濃度は何れも放出基準値である5.6$$times$$10-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や点検を必要とする装置はなく、今後計画的に保守点検を行い、整備する計画である。

報告書

廃液処理設備の運転実績-平成3年度(1991年4月ー1992年3月)-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC-TN8410 93-100, 46 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-100.pdf:0.88MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液をほぼ計画通り処理することができた。その主な内容は次の通りである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は1196l、分析廃液は184lであり、合計1130lである。なお、前年度繰越分を含めるとそれぞれ1445l、232lの合計1677lが処理対象液である。(2)その内、今年度はの工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1094l、172lであった。(3)処理後の$$alpha$$$$beta$$放射能濃度は何れも放出基準値である5.6$$times$$10-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や改造を必要とする装置がないが、経年劣化も進んでいるので、交換可能な装置は計画的に交換する必要がある。

報告書

MOX燃料電解溶解技術開発(I)-平成4年度成果

木原 義之; 小笠原 誠洋*; 佐藤 進*; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC-TN8410 93-084, 34 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-084.pdf:0.67MB

硝酸に対して難溶性のPuO2の溶解技術の向上を目指した電解溶解試験を実施している。この電解溶解法は、添加した硝酸銀の電気分解で生成したAg2+によりPuO2(IV)がPuO2+(V)を経由してPuO22+(VI)まで酸化され、PuO2の溶解が進行する方法である。したがって、PuO2の溶解速度はAg2+の生成速度に依存するため、まずPuO2を用いたホット試験に先行し、電気分解によるAg2+の生成速度と電解電流、酸濃度あるいは硝酸銀濃度との関係等の生成挙動を明らかにし、さらにPuO2に含まれると推測される金属不純物の影響を確認した。その結果、Ag2+の生成速度は電解電流、硝酸銀濃度および陽極酸濃度に比例することを確認し、Ag2+の生成速度とそれぞれの関係式を明らかにした。また、金属不純物としてはクロムがAg2+の生成に影響することが明らかになった。さらに、PuO2およびMOXを用いた試験を実施した結果、PuO2の溶解速度はAg2+の生成速度に律速すること、またUO2が溶解する際に発生するNOxガスによりAg2+が還元されるためにPuO2の溶解速度が遅くなる等のPuO2の電解溶解に関する基礎的な情報を得ることができた。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(7)-低温領域でのTBP/nドデカン系の気液平衡データ

根本 剛; 岡田 尚; 都所 昭雄; 大内 仁; 近藤 勲

PNC-TN8410 92-171, 35 Pages, 1992/06

PNC-TN8410-92-171.pdf:0.53MB

再処理プロセスやスクラップ燃料湿式回収プロセスの溶媒抽出に使用している溶媒のソルトフリー溶媒再生処理法として,室温以下の低温技術(例えば,低温晶析法,低温真空蒸留法,凍結真空乾燥法等)の適用性に関する研究を進めている。この中で,低温真空蒸留法による溶媒再生処理を検討する際,対象とするTBP及びnドデカンの物性データが不可欠である。今回,硝酸/水系と同様に,0$$sim$$50$$^{circ}C$$の温度領域での気液平衡データについて,既報のTBP/nドデカン系の気液平衡データを基に,それぞれの純物質の蒸気圧式を評価・検討し,定温気液平衡値を計算し,表及び図の形で整理した。なお,既報のTBP及びnドデカンの蒸気圧式を評価検討した結果,60$$^{circ}C$$以下の低温領域における蒸気圧については,特に検討を要することが判明したため,気体流通法によりTBP及びnドデカンの蒸気圧測定を行い,既存データと組み合わせて新たな蒸気圧式を作成し,気液平衡計算に使用した。これらの低温領域でのデータは,低温真空蒸留法による溶媒再生処理について設計検討する際に利用できる。

報告書

LOTUSプロセス技術開発(6)-低温領域での硝酸/水素の気液平衡データ

根本 剛; 岡田 尚; 都所 昭雄; 大内 仁; 近藤 勲

PNC-TN8410 92-119, 45 Pages, 1992/06

PNC-TN8410-92-119.pdf:0.8MB

再処理プロセスやスクラップ燃料湿式回収プロセスの溶媒抽出に使用している硝酸廃液処理法として,室温以下の低温技術(例えば,低温真空蒸留法,凍結真空乾燥法等)の適用性に関する研究を進めている。この低温真空蒸留法による硝酸廃液処理について検討する際,対象とする各種成分の物性データが不可欠である。今回,これらの物性データのうち,-10$$sim$$50$$^{circ}C$$の温度領域での気液平衡データについて,既報の硝酸/水系気液平衡データを基に,NRTL式及びWilson式で解析した後,定温及び定圧時のデータを温度をパラメータに計算し図表化した。なお,計算に使用したNRTL式のパラメータについては温度依存性を考慮し,気相の非理想性は無視した。これらの低温領域でのデータは,低温真空蒸留法による硝酸廃液処理について設計検討する際に役立つものと期待される。

報告書

中性子しゃへい材性能確認試験

小林 博英; 大峰 守; 都所 昭雄

PNC-TN8410 91-280, 47 Pages, 1991/10

PNC-TN8410-91-280.pdf:1.19MB

プルトニウム燃料製造施設の本格稼動に伴うプルトニウム取扱量の増大による作業員の被ばく増加に対する懸念、及び1990年にICRPが公表した新勧告に基づく中性子線被ばく評価値の増大といった問題に対処するため、作業環境の中性子線量当量を低減する方策が検討されている。中性子被ばく低減化方策については、東海事業所にワーキンググループが設置され、検討が加えられてきた。著者らは、このワーキンググループに参加して中性子しゃへい材の性能確認試験を実施してきた。本書は、この試験方法及び結果をより詳細に示すとともに、それらの妥当性等について考察を加えたものである。また、しゃへい材による中性子エネルギースペクトルの変化等についての試験結果も追加し、その変化が中性子線量にどのように寄与しているのかを評価した。試験の結果、プルトニウム取扱作業場における中性子エネルギーに対し、アクリル系しゃへい材の場合、厚さ5cmで線量が約半分になること、その他のしゃへい材についてもアクリルとほぼ同等な性能を有することなどを確認した。さらに、中性子線照射場における散乱線に対する考慮が、しゃへい材の性能評価において重要であることも確認できた。また、中性子線量当量の減衰に大きく寄与するのは0.1MeV以上のエネルギー帯の中性子フルエンスの変化であることも確認した。本書にまとめた試験方法及び結果は、今後、しゃへい材性能確認を実施する際の参考となるものと考える。

報告書

放射線管理用機器の保全について-動燃技報No.79別刷

長谷川 市郎; 宮部 賢次郎; 都所 昭雄

PNC-TN8410 91-157, 5 Pages, 1991/09

PNC-TN8410-91-157.pdf:0.24MB

動燃事業団東海事業所の計測機器較正施設では,放射線管理用機器の定期点検・保守・較正などを行い,正常な機能・性能の維持に務めている。その一環として,効果的な予防保全の確立を目途として,これまでの経験に基づいて代表的な放射線管理機器についての故障発生状況を調べた。また,$$alpha$$線ダストモニタに用いられるSi表面障壁型半導体検出器および$$beta$$線ダストモニタに使用されるGM計数管について統計的な故障解析を行った結果,それらがワイブル分布に従うことがことが分かった。予防保全法としては,GM管ではエージングが,Si検出器では平均故障間隔における点検がそれぞれ有効である。

報告書

フィルタ性能評価技術の開発(I)

藤田 元一*; 小林 博英; 都所 昭雄; 関 昭雄; 松本 盛雄; 郷田 正

PNC-TN8410 91-203, 81 Pages, 1991/07

PNC-TN8410-91-203.pdf:2.03MB

フィルタ性能評価技術の開発は、高性能エアフィルタの性能試験を実施し、排気設備の健全性を解析・評価するための基礎データを得ると共に、排気設備の現場試験技術を開発し、事業団における現場試験法の確立に資することを目的としている。本報告書では、昭和62年度から平成元年度までに実施した、開発試験計画、試験装置の設備、フィルタ性能試験及び現場試験実施状況に関する調査について報告する。試験装置の整備においては、高性能エアフィルタの試験で必要となる、フィルタ性能試験装置、粒子測定装置及び粒子発生装置の整備を行った。また、現場試験技術を開発するため、排気設備基礎試験装置の整備を行った。フィルタ性能試験においては、NaCl粒子を用い、高性能エアフィルタの粒径0.1$$sim$$0.5$$mu$$mを対象とした、粒径別捕集特性試験を実施した。本試験により、高性能エアフィルタのDF(除染係数)が最も低くなる粒径は、0.15$$mu$$m付近に存在し、DFは、風量に強く依存するという結果が得られた。

36 件中 1件目~20件目を表示