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報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2014年度)

濱 克宏; 見掛 信一郎; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 桑原 和道; 上野 哲朗; 大貫 賢二*; 別府 伸治; 尾上 博則; 竹内 竜史; et al.

JAEA-Review 2015-024, 122 Pages, 2015/11

JAEA-Review-2015-024.pdf:80.64MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2014年度は、2014年2月における深度500mステージの研究坑道の掘削工事の完了に伴い、超深地層研究所計画における深度500mまでの第2段階の調査研究を一旦終了し、これまで実施してきた各種モニタリングを含め、物質移動試験や再冠水試験等の第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2014年度に実施した調査研究、施設建設、共同研究等の成果を取りまとめたものである。

報告書

超深地層研究所計画 年度報告書(2013年度)

濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 川本 康司; 山田 信人; 石橋 正祐紀; 村上 裕晃; 松岡 稔幸; 笹尾 英嗣; 真田 祐幸; et al.

JAEA-Review 2014-038, 137 Pages, 2014/12

JAEA-Review-2014-038.pdf:162.61MB

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2013年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2013年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。

報告書

水底のin-situ放射線分布測定手法の開発

眞田 幸尚; 高村 善英; 卜部 嘉; 土田 清文; 西澤 幸康; 山田 勉; 佐藤 義治; 平山 弘克; 西原 克哉; 伊村 光生; et al.

JAEA-Research 2014-005, 67 Pages, 2014/05

JAEA-Research-2014-005.pdf:52.68MB

ここでは、水底の放射性セシウムの濃度を直接測定し、換算する手法(in-situ測定手法)の開発を行った。本方法は、p-Scannerと呼ばれる水中での使用可能な、プラスチックシンチレーションファイバ検出器を開発し、水底の広い面積を短時間に直接測定することを実現した。また、p-Scannerで得られた計数率は、検出器で値付けされた水中用の$$gamma$$線スペクトロメータと比較測定を行うことにより、湿潤重量当たりの放射性セシウムの濃度(Bq/kg-wet)に換算できるようにした。開発した手法を、福島県内の農業用ため池に適用し、放射性セシウムの濃度分布マップを作成し、本方法の有用性を示した。

論文

Irradiation history of Itokawa regolith material deduced from noble gases in the Hayabusa samples

長尾 敬介*; 岡崎 隆司*; 中村 智樹*; 三浦 弥生*; 大澤 崇人; 馬上 謙一*; 松田 伸太郎*; 海老原 充*; Ireland, T.*; 北島 富美雄*; et al.

Science, 333(6046), p.1128 - 1131, 2011/08

 被引用回数:125 パーセンタイル:95.35(Multidisciplinary Sciences)

はやぶさが回収した小惑星イトカワの岩石粒子中の希ガス同位体組成を測定した結果、月試料に匹敵する高い濃度の太陽風起源He, Ne, Arを確認した。これらの希ガス組成は繰り返されたインプランテーションと、イトカワ上のレゴリス粒子同士の摩擦によってHeに富んだリムの除去による選択的Heの損失によって説明可能である。イトカワ上のレゴリスの照射時間はわずか1000万年未満であり、小さな小惑星上の物質が容易に宇宙空間に散逸してしまうことを反映している。

論文

Glovebox Dismantling Activities and Decommissioning Plan for Plutonium Fuel Fabricating Facility

北村 哲浩; 岡田 尚; 浅妻 新一郎; 植松 真一; 石橋 隆

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00

これまでにプルトニウム燃料センターが実施したグローブボックス内装機器の解体・撤去の実績と今後予定しているプルトニウム燃料第二開発室の廃止措置計画の概要を紹介する。

報告書

保安管理業務報告(平成14年度第3四半期)

石橋 隆

JNC TN8440 2003-009, 150 Pages, 2003/06

JNC-TN8440-2003-009.pdf:9.09MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成14年度第3四半期(平成14年10月$$sim$$平成14年12月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告(平成14年度第2四半期)

石橋 隆

JNC TN8440 2002-020, 196 Pages, 2003/02

JNC-TN8440-2002-020.pdf:1.54MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成14年度第2四半期(平成14年7月$$sim$$平成14年9月)の業務実績をとりまとめたものである。

報告書

保安管理業務報告(平成14年度第1四半期)

石橋 隆

JNC TN8440 2002-010, 158 Pages, 2002/09

JNC-TN8440-2002-010.pdf:4.32MB

保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成14年度第1四半期(平成14年4月$$sim$$平成14年6月)の業務実績をとりまとめたものである。

論文

Operation experience at the bituminization demonstration facility of JNC Tokai Works

田中 憲治; 川口 昭夫; 石橋 隆; 飛田 祐夫

アスファルト固化の安全と性能評価に関する国際ワークショップ, 0 Pages, 1999/00

核燃料サイクル開発機構東海事業所アスファルト固化技術開発施設における運転経験と1997年に発生した火災・爆発事故の概要(原因究明に係る事項を除く)について報告する。本施設は、再処理工場から発生する低放射性濃縮廃液を固化処理し、安定な固化体として貯蔵保管するために建設された。1982年に実廃液を用いた処理試験を開始以来、1997年までに約7500m3の廃液を処理し、約3万本の固化体を製作した。

論文

アスファルト固化処理施設の火災・爆発と修復・除染作業

上野 勤; 伊波 慎一; 青嶋 厚; 石橋 隆; 川口 昭夫

デコミッショニング技報, (19), p.23 - 50, 1998/00

平成9年3月11日10時6分頃東海事業所アスファルト固化処理施設において火災が発生し、更に、同日20時4分頃爆発が発生した。この爆発により建具類、換気設備等が破損するとともに、施設内全域が汚染した。

論文

Restoration Work of the Bituminization Demonstration Facility in PNC Tokai Works

伊波 慎一; 青嶋 厚; 石橋 隆; 川口 昭夫

SPECTRUM '98, 0 Pages, 1998/00

1997年3月11日に東海再処理施設アスファルト固化処理施設で火災・爆発が起きた。この火災・爆発により施設内部及び外部に面した窓・扉・シャッタの破損、換気設備の停止により、建家の閉じ込め機能が喪失すると同時に施設内外が汚染された。この事故の応急の措置として、始めに建家外への放射性物質の漏洩を防止するため、破損窓・扉・シャッタの閉止措置と仮設換気(R152からの排気)I系統の設置を行った。次に建家内の放射性物質の漏洩防止として、仮設換気にG/A系統の追加運転、既設換気の修復、仮復旧、施設内除染、R152内のドラム搬出、エクストルーダからのアスファルト混合体抜き出し、モニタ類の仮復旧等を行なってきた。これらの作業終了に伴なって、1998年9月始めに、施設は閉じ込め機能を回復して、事故以前の状態になった。これによりアスファルト固化処理施設は安全が確保された状態となった。

論文

Development of d.c.power supply for gyrotron with energy recovery system

恒岡 まさき; 藤田 秀男*; 坂本 慶司; 春日井 敦; 今井 剛; 永島 孝; 浅香 敏夫*; 上岡 伸好*; 安田 昌弘*; 飯山 俊光*; et al.

Fusion Engineering and Design, 36(4), p.461 - 469, 1997/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:84.25(Nuclear Science & Technology)

本論文は核融合プラズマの加熱の1方式である電子サイクロトロン周波帯加熱電流駆動に用いるジャイロトロン発振管用電源について述べたものである。特に原研にて開発成功したエネルギー回収型ジャイロトロン用電源について述べたものである。この電源は発振に必要な電力を供給する主電源と発振に必要な安定電界を形成するための加速電源から構成される。加速電源により加速された電子はジャイロトロンの空胴共振器で高周波電力に変換され、加速電圧と主電源電圧差で生ずる減速電界によりスペントビームのエネルギー回収を行う。本論文ではこれらの構成とジャイロトロン実験による実証例を述べた。これにより従来型の方式に較べ電源容量で1/2冷却装置容量で1/3になる見通しを明らかにした。

論文

Development of remote dismantling and removal of large components in Reprocessing Plant

石橋 祐三; 河田 東海夫; 田中 康正; 山本 隆一; 萩野谷 勲

Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.0 - 0, 1995/00

再処理施設においては、高放射性物質を取り扱うため、主要なプロセス機器類は、セル内に収められている。そして、再処理施設のセルに収められた機器類の故障に伴なう補修、交換作業には、多大な作業員と長期間を要し、結果として施設稼動率の低下とメンテナンス費用の増大をもたらすことと言える。そこで、これらの課題の克服を目的として実施してきた、遠隔操作による大型塔槽類の解体・撤去技術開発に関するモックアップ試験の結果等について報告する。

論文

長パルス大電力ジャイロトロン用電源の制御と保護

恒岡 まさき; 藤田 秀男*; 永島 孝; 奈良 秀隆*; 石橋 正幸*; 原田 和彦*

プラズマ・核融合学会誌, 70(9), p.992 - 1002, 1994/09

本論文は核融合プラズマの高周波加熱法の1つである電子サイクロトロン共鳴加熱(ECRH)に用いられる発振源のジャイロトロンの実証実験に必要な高圧高安定化電源の制御と保護について述べたものである。特に長パルスジャイロトロンの運転には商用系統から受電するが、負荷保護に用いるクローバスイッチによって短絡させられる点が問題となる。これを解決するため交流のGTOスイッチを採用した。さらにジャイロトロンのカソード電圧を$$pm$$0.2%に安定化させるためレギュレータチューブを採用した。また、ジャイロトロンの高速保護のため高速インターロック回路を採用した。ここではこれらGTOスイッチの制御、レギュレータチューブの制御を明らかにし、さらに高速インターロック回路の動作について明らかにした。

論文

再処理施設における大型塔槽類の解体・撤去技術の開発

石橋 祐三; 山本 隆一; 田中 康正

デコミッショニング技報, (7), p.41 - 54, 1993/03

東海再処理工場では、これまでに工程の主要機器である酸回収蒸発缶や溶解槽などに腐食によるトラブルを経験し、その修復のために長期間に渡る工場の停止を余儀なくされた。これらのトラブルに対しこれまで機器の撤去・据付及び部分的な補修にて対処してきた。しかしながら、再処理工場の特殊性である厳しい腐食環境を考慮すると、工程の主要機器である溶解槽等の大型塔槽類は、いずれは新機器との全面交換が避けられないことが予想される。したがって、高放射線環境下に設置されている大型塔槽類の交換に備えて、安全かつ効率的な解体・撤去等交換技術の早期確立を図るべく技術開発を実施している。本投稿では、これらの技術開発のうち昭和61年$$sim$$平成3年にかけて実施した電力10社との共同研究の成果について報告する。

報告書

動燃事業団プルトニウム取扱施設におけるデコミッショニングの現状

佐藤 寿人; 石橋 隆; 廣田 栄雄; 川又 博

PNC TN8420 91-008, 16 Pages, 1991/03

PNC-TN8420-91-008.pdf:0.52MB

動燃事業団プルトニウム取扱施設におけるデコミッショニングの現状として、プルトニウム取扱施設の概要、解体の特徴、解体の基本的な考え方、解体の実績、コスト評価、今後の課題をまとめた。なお、本資料は(財)原子力施設デコミッショニング研究協会が取りまとめた核燃料施設解体技術総合調査報告書(平成2年度)の参考資料として作成したものである。

報告書

高速炉燃料要素のワイヤスペーサ巻き付け技術の開発(動燃技報No.77別刷)

野上 哲也; 関 信夫; 沢山 武夫; 石橋 隆

PNC TN8410 91-089, 6 Pages, 1991/03

PNC-TN8410-91-089.pdf:0.25MB

高速炉燃料集合体では,燃料要素の間隔を保持するため,ワイヤスペーサ方式が採用されている。燃料要素へワイヤスペーサを,高精度で,自動で巻き付けるには,いろいろな克服すべき技術課題がある。「常陽」MK-I燃料の試作段階で基本技術を開発し,1973年から燃料の製造を行った。その後,1978年に設置した「常陽」MK-II燃料用の設備では,ワイヤの挿入方法,巻き付け精度の確保等に様々な工夫を取り入れ,単機での自動化を達成した。これらの技術を集約し,1987年に設置した「もんじゅ」と「常陽」燃料用設備では,ワイヤスペーサ巻き付けの完全自動化を達成した。

報告書

FBR原型炉用パッド付ラッパ管の試作報告 昭和56年度試作管の非破壊・破壊検査結果

立石 嘉徳*; 田中 康正; 滝 清隆*; 石橋 藤雄*; 後藤 達朗*; 谷山 定美*; 石川 敬志*

PNC TN841 84-66, 197 Pages, 1983/08

PNC-TN841-84-66.pdf:8.98MB

FBR原型炉「もんじゅ」用のパッド付ラッパ管試作・評価を行い,燃料設計および実機材製作へ反映させる。 FBR原型炉「もんじゅ」用パッド付ラッパ管の56年度試作管が神戸製鋼,新日鉄,住友金属,東芝,日本鋼管の各社より5本づつ,計25本昭和57年7月$$sim$$9月に渡って納入され,技術部検査課において非破壊,破壊の受入検査を実施した。 本試作管は長尺として初めて実機並に製作されたため,非破壊検査で肉厚,内側対面間寸法,ねじれ,粗さにおいて規格を満足できなかった。なかでも,内側対面間寸法測定(二軸寸法測定装置による連続測定)の結果,パッド部周辺で寸法変化の大きなものがあり規格を満足することができなかった。破壊検査についてもパッド部周辺での冷間加工度が不均一のため硬度および引張試験の一部に規格を外れるものがあった。 今後の課題として,パッド部周辺の内側対面間寸法変動,加工度の均一性を改善していく必要がある。

報告書

「もんじゅ」模擬燃料集合体5次試作試験検査報告

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 79-01, 136 Pages, 1979/01

PNC-TN841-79-01.pdf:8.62MB

「もんじゅ」4次試作までの試作集合体は,もんじゅ1次$$sim$$3次設計・調整設計I$$sim$$IVまでの各メーカー特有の構造設計に基づいて行なっており,周辺流れ抑制機構,支持構造部等集合体構造上多様な形状での試作を進めてきている。今回のもんじゅ5次試作は,昭和53年度において行なわれたもんじゅ燃料製作準備設計(I)により統一された集合体構造設計に基づき,試作されたものである。本報告は,東芝にて作成したもんじゅ5次試作集合体の試作経過および各種試験・検査データをとりまとめたものである。

報告書

Na流動試験後「常陽」MK-II3次試作模擬燃料集合体の解体検査(I)JII3CPの非破壊検査

三浦 信; 安藤 久隆*; 滝 清隆*; 北野 光昭*; 石橋 藤雄*

PNC TN841 78-51, 141 Pages, 1978/08

PNC-TN841-78-51.pdf:4.61MB

常陽照射炉心用模擬燃料集合隠$$<$$JII3CP$$>$$は,昭和52年度に,プルトニウム燃料部で試作された。その後,大洗工学センターNa流動伝熱試験室において,Na流動耐久試験(600$$^{circ}C$$,1,498hr)が実施された。この集合体のNa流動試験後検査として,集合体の解体検査および燃料ピンの非破壊検査を行なった。この結果,ワイヤラッピングにかかわる形状変化が若千認められた程度で,燃料ピンの破損等の異状はなく,集合体の健全性は保たれていた。

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