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論文

JPDR解体実地試験; 放射線遮蔽体の解体撤去

清木 義弘; 小澤 一茂

デコミッショニング技報, 0(14), p.34 - 46, 1996/08

JPDRの放射線遮蔽体は運転中の中性子の照射により一部は強く放射化しており、また耐震設計の観点から表面にライナーを施した強固な鉄筋コンクリート構造となっている。放射線遮蔽体の炉心中心部の突出した部分は強く放射化しているため、作業員の被ばく防止の観点から、原研で技術開発を行った機械的切断工法と水ジェット切断工法により解体撤去を行った。残りの放射線遮蔽体は放射能レベルも低く、また物量も多量であることから、広範囲を効率的に解体できる制御爆破工法を適用して解体撤去を行った。解体作業に際しては、各種のデータを取得しながら作業を行った。本報ではこれらの解体作業の内容、取得したデータについて報告するものである。

論文

動力試験炉の解体; 開発した解体技術の概要と炉内構造物の解体

清木 義弘; 小澤 一茂

動力・エネルギー技術の最前線 : 動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 1996, 0, p.355 - 359, 1996/00

原研では、昭和56年度から約15年かけて原子炉の解体に必要と考えられる技術を開発し、その開発した技術を適用したJPDR解体実地試験を実施した。この試験において、開発した技術の有効性を確認するとともに原子炉解体のトータルシステムをほぼ確立した。本講演では、原子炉の解体に必要と考えられる8項目の開発した技術についてその概要を発表するとともに、残留放射能の大部分が残存する炉内構造物、原子炉圧力容器、生体しゃへい体等の解体に適用した解体工法・機器についてその原理、システムおよび解体で得られたデータ、知見について炉内構造物の解体を中心にして発表する。

論文

JPDR解体実地試験の概要と成果

宮坂 靖彦; 渡辺 正秋; 田中 貢; 中村 寿; 清木 義弘; 立花 光夫; 小澤 一茂; 畠山 睦夫; 伊東 慎一; 吉森 道郎; et al.

日本原子力学会誌, 38(7), p.553 - 576, 1996/00

我が国における原子炉廃止措置のあり方及び対策については、安全確保を前提に、地域社会と協調を図りつつ、運転終了後できるだけ早い時期に原子炉を解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この方針に基づき、JPDR解体計画を1981年より開始し、第1段階で解体に係わる要素技術の開発を行った。さらに、1986年から開発技術を適用してJPDR解体実地試験を開始し、1996年3月に無事終了した。これよりJPDR解体実地試験の目的である発電炉の安全な解体が実証され、また解体データの収集・整備が計られた。今後、JPDRの解体によって得られた経験を基に、より安全で、経済的な一般に受容される廃止措置技術の開発が進められるものと思われる。本報は、JPDR解体実地試験の終了にあたり、その成果をレビューし、今後の課題等をまとめたものである。

論文

Progress of the Japan Power Demonstration Reactor (JPDR) dismantling activities; Dismantling of the biological shield

小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司; 清木 義弘

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1707 - 1710, 1995/00

JPDRの生体遮蔽体は放射線遮蔽や耐震性のために非常に強固な鉄筋コンクリート構造物となっている。さらに炉心中心部には内側に突出した壁があり高度に放射化している。JPDR解体実地試験ではこれまでに三つの工法(機械的切断工法、水ジェット切断工法、制御爆破工法)の技術開発を行い、放射能レベルに応じて各技術の実証を行った。放射能レベルの高い生体遮蔽体突出部の解体にはダイヤモンドブレードと、コアボーリングを組合せた機械的切断工法とスチールグリットを含んだ高圧水を対象物に吹き付けて切断を行う水ジェット切断工法を使用して解体撤去を行った。また放射能レベルの低い生体遮蔽体表層部と放射能レベルの極めて低い生体遮蔽体外側部の解体には、限定した領域のみを解体撤去できる制御爆破工法を使用して解体撤去を行った。本報告では、各工法の特徴、データの分析結果等について報告する。

論文

Dismantling of the Japan Power Demonstration Reactor biological shield by controlled blasting

小澤 一茂; 中村 竹夫; 久保 隆司*; 石澤 昭浩; 清木 義弘*; 柳原 敏

WM'95,Conf. Proc. (CD-ROM), 0, 10 Pages, 1995/00

JPDR解体実地試験では放射能レベルの低い生体遮蔽体コンクリートの解体に制御爆破工法を適用し、技術の実証を行うとともに、各種の作業データを取得した。解体の第1段階としてはEL18.65m~EL2.1mまでの比較的放射能レベルの低い表層約40cmの部分を解体撤去し、発生したコンクリート類は鋼製容器に収納し原研内の保管廃棄施設内に保管した。解体の第2段階ではEL18.65m~EL-4.55mまでの極めて放射能レベルの低い外側部の解体を制御爆破工法に重機を取り入れ短期間のうちに行った。解体により発生したコンクリート類はフレキシブルコンテナに収納し、今後埋設試験に適用される予定である。本報ではこれらの作業内容や取得したデータについて報告する予定である。

報告書

核融合実験炉の概念設計; 安全性の解析・評価

関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.

JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-126.pdf:12.54MB

核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。

論文

Development of divertor modules for Fusion Experimental Reactors

鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 関 昌弘; 伊勢 英夫*; 小澤 義弘*; 立川 信夫*; 豊田 夏彦*; 山崎 誠一郎*

Proc. of the 2nd Japan Int. SAMPE Symp. on Advanced Materials for Future Industries,Needs and Seeds, p.1176 - 1182, 1991/00

次期大型装置(ITER/FER)用ダイバータ板開発の一環として、ダイバータ模擬試験体を製作し、JEBISで熱サイクル実験を行った結果を報告する。今回製作した試験体はCFC(炭素繊維強化炭素複合材)材料のアーマタイルを備えたヒートシンク型で、冷却管にはねじりテープを挿入したスワール管を採用している。この試験体に対して、定常熱負荷10MW/m$$^{2}$$のビームを繰り返し照射する熱サイクル実験を行い、アーマタイルと銅ヒートシンクの接合部の健全性を評価すると共に、スワール管の熱伝達性能を評価した。この結果、1000回を越える熱サイクルに対し、接合部はき裂の発生や剥離もなく健全性を保った。さらに、数値解析と実験を比較した結果、今回採用したスワール管は、ねじりテープをもたない冷却管の約2倍の熱伝達性能を有することが確認された。

口頭

耐火物中のCs存在形態分析

桑原 彬; 大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 中塩 信行; 小澤 一茂; 目黒 義弘; 赤堀 光雄; 岡本 芳浩; 中島 邦彦*; et al.

no journal, , 

除染廃棄物の焼却灰等を溶融処理した場合の耐火物へのCs蓄積についての知見を得る目的で、Csを含む溶融スラグに耐火物を浸漬させる試験を行い、耐火物へのCs移動について調査した。耐火物でCsがとる化学形態について分析を行った。

口頭

植物残渣の焼却時に粘土鉱物の添加することによる飛灰抑制効果

大杉 武史; 塙 律; 伊藤 圭祐; 横堀 智彦; 小澤 一茂; 赤堀 光雄; 岡本 芳浩; 目黒 義弘; 大越 実

no journal, , 

植物残渣を焼却する際に粘土鉱物を添加することにより、飛灰量及び飛灰中のCs濃度が抑制されることを示した。

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