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成田 脩; 岩田 昇; 礒部 芳弘; 関 正和; 門坂 英盛; 二之宮 和重; 佐藤 治
JAEA-Technology 2006-037, 102 Pages, 2006/06
JAEA-Technology-2006-037.pdf:7.67MB
日本原子力研究所及び核燃料サイクル開発機構は、「環境情報の提供の促進等による特定事業者等の環境に配慮した事業活動の促進に関する法律」(1)(以下「環境配慮促進法」という。)に基づき、他の89の法人とともに特定事業者として各事業年度の環境配慮活動の結果を環境報告書として当該年度終了後六月(6か月)以内に作成・公表することが義務づけられた。両法人は、2005年10月1日の独立行政法人日本原子力研究開発機構の発足に伴い解散し、同年9月30日に17事業年度を終了した。業務を引き継いだ原子力機構は、6か月以内の2006年3月末までに両法人の環境報告書を作成することになった。当該報告書の作成は、環境配慮促進法に基づく最初の報告であり、また、他の法人に先駆けて報告書をまとめることになり、参考とする先例がなかったことから、データ収集から報告書の作成まで、手探り状態の試行錯誤が続けられた。この間、環境報告書の公表に耐える正確なデータの収集と整理の方法,収集したデータの解析と環境活動の評価,これらの材料から環境報告書に仕上げるための問題点の整理と解決方法,毎年繰り返される今後の作業への効率化方策等の知見が得られた。これらの知見,環境配慮活動のデータを整理することは、環境報告のダイジェスト版である公表した環境報告書のバックデータ集となるだけでなく、今後、環境報告書を作成することになる他の機関にも参考になることが考えられることから、技術資料として取りまとめることとした。
山内 孝道; 三宮 都一; 大山 康昌; 岩田 昇; 川上 一善; 久江 正; 田中 明広
PNC TN8470 93-022, 62 Pages, 1993/08
現在、建設工務管理室及び再処理工場において、再処理施設の設計、建設又は改造毎にPNCでは、CTSをベースに契約者に作成要領を提示し、合意して進められてきたが、その取決めによる解釈が契約者によって異なり、プロセスの表現方法、記号の付け方、スペック等に食違いが生じ、そのためEFDの修正に多大な時間と労力を費やす場合が見受けられた。そこで、この様な状況の中、再処理施設の設計に携わっている設計者、過去携わったことのある実務経験者等のEFD作成時において得られたノウハウを取り入れ、EFDの作成要領を纏めることで、既設の設計用、設工認用EFDと今後作成するEFD間の整合が取れ、統一性が確立できる。また、本要領書では、主に設計用EFDの記載内容と設工認EFDの記載内容を纏めている。以上の経緯により本要領書は作成されたが、あくまでも基本的な作成要領の記載であり、今後の新技術の導入、施工技術の変更等への対応や内容充実を図るため、逐次見直しは必要であると考える。
橋本 修; 三宮 都一; 大山 康昌; 岩田 昇; 川上 一善; 西山 守
PNC TN8470 92-006, 224 Pages, 1992/09
建設工務管理室及び再処理工場が再処理施設の設計・建設や改造を行う場合,両者において品質管理基準が整備されていると共にその整合性が不可欠であるが,内容的に実態と合わなかったり,スペック等に若干の食違いがあったため検討・修正することにした。その基本方針は,技術の進歩及び社会的ニーズの変化による見直し,建設段階において得られた技術的ノウハウの追加,及び法令の改正を取り込み現時点で最新のものを作成することとした。全体を11の章から構成し,主な内容は次のとおりである。1,品質管理の基本となる機器区分を,法令上の分類,解説及びTVFの例を挙げて説明するとともに,動燃独自の基準も示した。2,溶接士及び溶接施行法の確認要領及び更新方法を図解し,理解し易くした。3,材質材料は,使用機器区分及び検査等が細かく定められているため,それらの情報が正確かつ容易に得られるように一覧表化した。4,各種試験検査の要領を実態にあったものに修正すると共に,法令で定められた検査や動燃独自の検査を表に整理し,体系化を計った。
岩田 耕司; 藤城 俊夫; 菊地 孝行; 小林 晋昇
JAERI-M 82-137, 51 Pages, 1982/10
本報告書は反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材の流動挙動の影響を調べるために、NSRRインパイル水ループ実験装置を用いて行った実験の結果をまとめたものである。本実験に先立って、大気圧カプセル内に小型の循環部を組込み実施した強制対流実験により、冷却材の流動が燃料挙動に大きな影響を持つことが明らかになったが、本実験はこの結果にもとづき、また、今後予定している動力炉条件を模擬した高温高圧ループ実験に備えての中間段階の実験として実施したものである。実験はPWR型の標準試験燃料用い、系の圧力1.1MPa、冷却材流速3~6m/s、冷却材サブクール度30~80
Cの条件で行った。この結果、系の圧力、流速、サブクール度等の冷却材条件がいずれも大きな影響を持つことが判明した。