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報告書

地層処分技術高度化の観点からの一般産業界における開発技術適用性の調査

牛尾 一博*; 安藤 康正*; 内野 守*; 久保田 和雄*

JNC TJ1420 2000-003, 1020 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-2000-003.pdf:110.99MB

平成11年11月、核燃料サイクル開発機構殿により「わが国における高レベル放射性廃棄地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第2次取りまとめ-」が公表され、わが国における地層処分研究は新たな段階を迎えた。又、一般産業界においても環境対策関連などから様々の技術や材料の開発が進められており、かかる開発技術等の地層処分技術高度化への適用も考えられる.平成10年度より、地層処分システムへの適応性を検討することを目的として、一般産業界で開発された技術の調査をしている。本報告書は、平成11年度に実施した調査の内容を示すものである。平成11年度の調査においては、平成10年度実施の調査研究を踏まえて、一般産業界における材料開発の調査及び学会文献による高性能材料の詳細な調査を行い、抽出した材料の高レベル廃棄物の地層処分への適応性を検討した。

報告書

地層処分技術高度化の観点からの一般産業界における開発技術適用性の調査研究

牛尾 一博*; 安藤 康正; 久保田 和雄; 笹島 晋*

JNC TJ1400 99-026, 217 Pages, 1999/02

JNC-TJ1400-99-026.pdf:8.64MB

現在、我が国においては高レベル放射性廃棄物の地層処分の研究が鋭意進められている。特に核燃料サイクル開発機構(JNC)は当研究に関してこれまで中心的な役割を果たしてきている。また、最近の一般産業界では、環境対策の観点から様々な技術や材料の開発が進めれられており、今後、地層処分研究への適用も考えられる。本研究は、一般産業界で開発された様々な環境関連技術を調査し、地層処分システムヘの適用性を検討することを目的とした。第一に、産業廃棄物の最終処分場で用いられている環境技術を調ベ、かつ最終処分場に関する管理の考え方や適用される規制等についてまとめた。また、最終処分場の特徴や条件についてHLW処分場システムと比較・検討した。第二に、一般産業界で開発・利用されている構造材・耐久材について、その特性を調査し高レベル放射性廃棄物処分への適用性等を検討した。

論文

地層処分研究開発と地層科学研究

原 啓二; 武田 精悦; 石川 博久; 湯佐 泰久; 坪田 浩二; 安藤 康正

動燃技報, (100), p.235 - 253, 1996/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分の研究開発については,原子力委員会の方針に従い,2000年前までに研究成果の第2次とりまとめを行い地層処分の技術的信頼性を示すことを当面の目標として,現在,性能評価研究,処分技術の研究開発地質環境条件の調査研究ならびにそれらの基盤となる地層科学研究を推進している。また,TRU廃棄物の処分研究については,1990年代末までに処分概念の見通しを示すため,高レベル廃棄物処分研究開発の成果を活用しつつ,TRU廃棄物の処分に特有な課題について研究開発を進めている。

報告書

海外出張報告 第11回KfK/PNC高レベル廃棄物管理会議

河村 和広; 虎田 真一郎; 安藤 康正

PNC TN8600 93-003, 269 Pages, 1993/02

PNC-TN8600-93-003.pdf:8.79MB

第11回KfK/PNC高レベル廃棄物管理会議をドイツ、カールスルーエ原子力センター及びベルギー、PAMELAガラス固化施設で開催した。本会議は、PNCとKfKとの協力協定に基づいて、毎年日本とドイツで交互に開催されているものである。昨年KfKで開催予定の会議は、双方の日程調整がつかず開催できなかったため、第11回の今回は、一昨年以降の双方の進捗状況について情報を交換した。PNC側からは、TVFの紹介、大型メルタの確証試験結果、ガラス固化体特性について発表し、KfK側からは、WAK再処理施設廃液固化試験結果、中国向けメルタの製作、米国ハンフォード1/10スケールメルタ試験状況について発表があった。さらに、メルタ運転、設計、白金族元素挙動、ガラス品質について詳細な議論を行った。またWAK廃液の固化試験のために運転されている高炉底勾配メルタ(K-6′)及び同じ建屋内に設置されたハンフォードメルタ、INE施設内で製作中の中国向けメルタ(K-W3)を見学した。KfKでは、これまで蓄積した技術を基に、国際的な研究開発ビジネスを展開するという方法でメルタ技術開発力を維持・強化している。今後の技術情報の入手は、KfKと第3者との契約のために制約されることが考えられる。契約先である中国、米国の技術者は、KfKの試験に参加しており、PNCからも協定に基づく技術者の受入れ、試験への参加は可能とのことである。PAMELAガラス固化施設は、1991年10月にユーロケミー再処理工場廃液のガラス固化処理を終了し、現在メルタの解体作業を行っている。今回の訪問では、メルタ解体現場の見学と技術打合せを行い、解体技術及び固化体品質に関する情報を収集した。本会議では、メルタ技術等を中心に、今後のTVF運転及び大型メルタ設計を進める上で有益な情報を得ることができた。

報告書

第7回放射線遮蔽国際会議論文のレヴュー

笹本 宣雄; 青木 保*; 安藤 康正*; 石川 智之*; 植木 紘太郎*; 岡 芳明*; 金野 正晴*; 坂本 幸夫; 桜井 淳; 佐藤 理*; et al.

JAERI-M 89-122, 74 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-122.pdf:2.52MB

1988年9月12日から16日まで、英国ボーンマスにおいて第7回放射線遮蔽国際会議が開催され、炉物理研究委員会・遮蔽専門部会では、会議で発表された133篇の論文について詳細なレヴューを行った。レヴューに際しては、論文の主題、独創性、特徴、結論あるいはそれの遮蔽設計への適用可能性について着目してまとめを行った。

報告書

Radiation shielding analysis of the Fugen nuclear power station

安藤 康正*; 中村 孝久*; 渋谷 進; 他2名*

PNC TN3410 88-025, 11 Pages, 1988/09

PNC-TN3410-88-025.pdf:0.38MB

None

報告書

Gamma Dose Rates in the Pressure Tubes of Fugen Nuclear Power Station

安藤 康正*; 中村 孝久*; 渋谷 進

PNC TN341 84-16, 13 Pages, 1984/11

PNC-TN341-84-16.pdf:0.38MB

None

報告書

新型転換炉原型炉 遮蔽設計用コード QAD-FUGEN -ユーザーズ・マニュアル-

安藤 康正*

PNC TN352 84-02, 37 Pages, 1984/05

PNC-TN352-84-02.pdf:0.73MB

本資料に要旨はありません。

報告書

Development of radiation dose calculation code for nuclear power plant; QAD-Fugen

中井 重次*; 安藤 康正*; 角谷 浩享*

PNC TN341 83-10, 10 Pages, 1983/05

PNC-TN341-83-10.pdf:0.33MB

None

報告書

「もんじゅ」燃料集合体構成部材(ラッパ管パッド部)の熱サイクル試験(I)

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 田中 康正; 小幡 真一

PNC TN841 78-25, 375 Pages, 1978/03

PNC-TN841-78-25.pdf:29.15MB

高速原型炉「もんじゅ」燃料集合体のラッパ管パッド材に関して、昭和51年度にもんじゅサイズラッパ管にステライトNo.6、コルモノイNo.6、クロムカーバイト、インコネル718の4種類のパッド部を取付けた試験片を製作した。そして昭和52年度に検査開発課において熱サイクル試験を行ない、これら4種類のパッド材の性能を評価した。この結果、クロムカーバイトとインコネルは熱サイクルに対して良好な性能を保持し、ステライトは耐衝撃性に対して若干問題を残している。又コルモノイは、溶射層の表面が少し剥離しておりパッド材としては不適当であることが分った。

報告書

Na流動試験後「常陽」MK-II模擬燃料集合体の解体検査(II)J II 2CTの非破壊検査

三浦 信; 安藤 久隆*; 田中 康正; 滝 清隆*; 北野 光昭*

PNC TN841 78-02, 142 Pages, 1978/01

PNC-TN841-78-02.pdf:8.25MB

常陽照射炉心用模擬燃料集合体「JII2CT」は、昭和51年度に東京芝浦電気株式会社で試作され、大洗工学センターナトリウムテストループでNa流動耐久試験(600度C、1100hr)が実施された。本集合体はNa流動試験中の集合体全圧損の増加量が20%と大きかったため燃料ピンの表面あらさの測定を行なったところ2$$sim$$10ミュー程度の粒子が多数ついていることがわかった。また、集合体内に混入していた異物も他の集合体と比較するとかなり多く、この両方が原因して圧損が増加したものと思われる。しかし、燃料ピン自身の形状等の変化は少なく燃料ピンの破損等の異状は認められなかった。

報告書

高速増殖炉用燃料被覆管の冷間加工度測定法の開発(第1報)

三浦 信; 角田 直己; 佐藤 政一*; 安藤 久隆*; 五十嵐 幸*; 稲田 栄一*; 田中 康正; 上村 英昭*

PNC TN841 77-34, 69 Pages, 1977/06

PNC-TN841-77-34.pdf:3.67MB

高速増殖炉の燃料被覆管として現在SUS316オーステナイト系ステンレス鋼が使用されている。SUS316は冷間加工によって耐スウェリング性を保持させている。燃料被覆管の冷間加工度は最終加工度は最終加工前後における引き抜き長さの変化,あるいは断面積減少率から求めているが,前者は全長の平均,後者は破壊検査法である。そこで全長にわたって各点での加工度を知るために非破壊検査で測定する方法を開発することとした。原理はオーステナイト鋼中に加工によって生ずるマルテンサイト量を磁気測定によって検出し,冷間加工度と関連づけるものである。試験試料はロール圧延により製造した板状試験片(加工度0$$sim$$50%)とかえて製造した管状試験片(被覆管)(加工度0$$sim$$30%)を用いた。試験の結果,板状,管状試験片ともに10%以上の冷間加工度では,加工度と残留磁気量は片対数線上で直線関係を示すことがわかった。しかし両者とも0%(焼鈍材)の残留磁気量が10%加工材とほぼ匹敵する量を示した。この原因は現在のところ明らかでない。また材料試験の結果では加工度が増すことにより引張強さ,0.2%耐力は増加し,伸びは減少する傾向を示した。

報告書

FBR燃料ピン構成部材の評価試験(プレナム構成品)報告書 Na流動試験前後

三浦 信; 安藤 久隆*; 小幡 真一; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 田中 康正

PNC TN841 77-15, 125 Pages, 1977/04

PNC-TN841-77-15.pdf:8.29MB

高速増殖炉用燃料ピンのプレナム構造評価試験の一環として今回Na流動試験等を経た「もんじゅ」「常陽MK-II」試作集合体の数種類の燃料ピンプレナム構成品を対象とし,各種評価試験(X線検査,破壊試験等)を実施した。この結果,燃料ピン内部におけるプレナム構成品の機能はX線検査では著しい異状は認められなかったが破壊試験において一部のプレナム構成品が被覆管と相互作用を起しているものが認められた。

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