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報告書

ウラン廃棄物を対象とした非破壊測定装置の運用実績

小原 義之; 長沼 政喜; 野廣 哲也*; 吉田 公一*; 牧田 彰典*; 坂手 光男*; 入沢 巧*; 村下 達也*

JAEA-Technology 2012-048, 39 Pages, 2013/03

JAEA-Technology-2012-048.pdf:5.1MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、昭和50年から平成14年まで、ウラン鉱石からウランを抽出し製錬・転換・濃縮して原子炉の燃料とするための研究開発及び使用済燃料を再処理して回収したウランの、転換・再濃縮する技術開発を行ってきた。この間に発生した放射性廃棄物は、ドラム缶に密封した状態でセンターの廃棄物貯蔵庫に約15,000本保管しているが、廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃にセンターの主要核物質取扱施設の核物質不明量(MUF)が保障措置上の課題として国際原子力機関に指摘された。このため、センターでは、平成12年にドラム缶に収納した状態でウラン量を定量することができる米国CANBERRA社製の「Q2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置」を導入し、廃棄物ドラム缶の非破壊でのウラン量測定を行ってきた。平成13年から平成23年の間で、廃棄物貯蔵庫に保管している約15,000本の廃棄物ドラム缶について、ほぼ全数の測定を実施した。その結果、廃棄物ドラム缶中の総ウラン量は約20tonと評価された。

報告書

ナトリウム-水反応時の管外熱伝導率測定試験装置の設計

柏倉 潤*; 久保 篤彦*; 出田 博和*; 鈴木 寿之*; 大内 公一*; 吉田 利司*

PNC TJ9124 96-008, 103 Pages, 1996/03

PNC-TJ9124-96-008.pdf:2.78MB

大型炉蒸気発生器(SG)で生じうる水リークをより現実的に評価し、適切な設計基準水リーク(DBL)を設定することが高速炉の合理的な設計推進の観点から急務となっている。DBLに影響を及ぼす要因の1つとして伝熱管の高温ラプチャ型破損が考えられるが、この破損挙動はナトリウム-水反応時のリークジェットによる管外の熱伝達率に大きく依存する。従って、高温ラプチャの支配因子の1つであるリークジェットによる熱的挙動を明らかにするため、ナトリウム-水反応試験を行い管外熱伝達率を試験的に測定する必要がある。本報告書は、このナトリウム-水反応時の管外熱伝達率測定試験を行うために、試験装置の設計を行ったものである。なお、設計する装置は、動燃事業団所有の高速炉安全性第1試験室に設置するものとする。

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