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論文

IFMIF/EVEDA RFQライナック用RFカプラーの耐電力試験

前原 直; 助川 圭一*; 只野 秀哉*; 春日井 敦; 鈴木 寛光; 阿部 和彦*; 奥 隆司*; 杉本 昌義

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1140 - 1142, 2015/09

国際核融合中性子照射施設(IFMIF)加速器系の工学設計工学実証活動((EVEDA)では、重陽子イオンビーム125mAを9MeVまで定常運転で加速するためにInjector(100kV-140mA)、運転周波数175MHzを採用したRFQライナック(0.1-5.0MeV-130mA)と超伝導RFライナック(5.0MeV-9MeV-125mA)の開発を進めている。RFQライナックでは8つのRFインプットカプラーを用いて1.4MWレベルのRF電力入射が要求されている。このために6 1/8インチ同軸導波管をベースにループアンテナを採用した定常化RFカプラーの設計を行った。この設計ではループアンテナ内部、内部導体及び高周波窓に冷却チャンネルを設けて常水圧にて数kWレベルの熱除去を施した。試作したRFカプラーの耐電力試験ではHigh-Q load circuitを用いて定在波による耐電力試験を行い、等価的なRFパワー200kW-14秒のCW運転を実証した。この200kW-CW運転のためにはパルス幅1msec Duty 1/2において5日間のRFエージングよる脱ガスを行いカプラーの高周波窓やRFコンタクト部からのガス放出に問題無いことを実証した。本講演では、試作したRFインプットカプラーのHigh-Q load circuitを用いた耐電力試験について発表する。

論文

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

Radiological characterisation of LLW arising from JAERI Tokai Research Establishment

大越 実; 坂井 章浩; 阿部 昌義; 田中 貢

IAEA-CN-87/50 (CD-ROM), p.113 - 118, 2002/12

原研東海研では、45年間にわたる原子力研究開発に伴い大量の低レベル放射性廃棄物が保管されている。これらの廃棄物を将来埋設処分するためには、含有放射性核種,放射能量等の廃棄物の放射線学的な特性を評価する必要がある。このため、2045年までに施設の運転及び廃止措置に伴って発生する放射性廃棄物の発生量を予測した。その結果、約34,400トンの放射性廃棄物が発生すると想定された。また、その放射能量は、$$betagamma$$核種で44PBq,$$alpha$$核種で56TBqであった。これらの推定した結果を用いて、埋設処分の安全性確保の観点から重要な放射性核種を抽出した。現時点において安全評価上重要と思われる放射性核種は、$$alpha$$核種12核種を含む27核種であった。これらの核種は、原子炉施設から発生する低レベル放射性廃棄物の埋設処分において重要と考えられる核種に比べて、使用している材料、想定する廃棄物の種類が異なっていることから、若干の相違が認められた。

報告書

RI・研究所等廃棄物の浅地中処分施設の概念設計

坂井 章浩; 吉森 道郎; 大越 実; 山本 忠利; 阿部 昌義

JAERI-Tech 2001-018, 88 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-018.pdf:5.66MB

RI・研究所等廃棄物は放射性同位元素(以下、RI)使用施設及び原子力研究開発機関から発生している。将来における円滑なRI等の利用及び研究開発を図るためには、RI・研究所等廃棄物を安全かつ合理的に処理処分することが必須の課題となっている。本報は、RI・研究所等廃棄物事業推進準備会における技術的事項の検討を支援するため、コンクリートピット型処分施設及び簡易型処分施設の概念設計を実施した結果についてとりまとめたものである。概念設計を実施するに当たっては、将来の処分施設の立地条件として、内陸部で地下水位が低い場所、内陸部で地下水位が高い場所及び海岸部の3種類の立地条件を想定した。また、その概念設計結果を基に、安全性及び経済性の評価を実施した。その結果、コンクリートピット型処分については、いずれのサイト条件においても、ベントナイト混合土層等の適切な遮水バリアを設けることによって、同等の安全性が確保できる見通しが得られた。簡易型処分施設については、地下水面よりも上に処分施設を設置することにより、各サイトにおける安全評価結果に有意な差がなかった。また、処分施設の建設にかかわる経済性については、処分施設の設置深度に依存する割合が大きいことがわかった。

報告書

分配係数に関するデータベースの開発,2; データベースの作成

武部 愼一; 阿部 昌義

JAERI-Data/Code 2001-006, 96 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-006.pdf:5.96MB

分配係数は研究所等廃棄物の処分における環境影響評価上極めて重要なパラメータである。原研では、安全評価における分配係数値の利用に関して合理的な値を選定することを目的におもに国内を対象にした文献調査を実施し、得られた分配係数の値や測定方法や測定条件等に関する文献情報データから電磁情報であるデータベースを作成した。本報告は、この電磁情報として作成した「分配係数に関するデータベース」の作成概要について解説を加えるとともに、このデータベースの使用手引としてまとめたものである。

報告書

分配係数に関するデータベースの開発,1; 分配係数データの収集

武部 愼一; 阿部 昌義

JAERI-Data/Code 2001-005, 344 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-005.pdf:10.79MB

分配係数は研究所等廃棄物の処分における環境影響評価上極めて重要なパラメータである。安全評価における分配係数値の利用に関して合理的な値を選定することを目的におもに国内を対象にした文献調査を実施した。本報告は、データベースへ入力するための分配係数に関する情報を各文献ごとに整理して、文献情報データとしてまとめたものである。

報告書

研究所等廃棄物の埋設処分における安全評価上重要核種の選定,1; 主要放射性廃棄物発生施設別の核種組成比の評価

坂井 章浩; 吉森 道郎; 阿部 昌義

JAERI-Tech 2000-012, p.107 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-012.pdf:6.47MB

研究所等廃棄物の処分における安全評価上の重要核種を選定するために、原研東海研の研究施設を原子炉施設、核燃料使用施設、RI使用施設に区分し、廃棄物発生記録等の調査、取扱試料等の燃焼・放射化計算調査、放射能測定データの調査を行い、廃棄物中の核種組成比を評価した。その結果、原子炉施設から発生する廃棄物は、冷却材中に含まれる核種が支配的であった。照射後試験施設から発生する試験燃料で汚染した廃棄物の各試験条件間における核種組成比の変動幅は比較的小さく、一方、試験材料で汚染した廃棄物における核種組成比の変動幅は材料が多種類であるため、比較的大きかった。また、RI使用施設の保有RIは82種類であった。これらの調査結果をもとにして、その3種類の研究施設から発生する各種廃棄物についてそれぞれの代表的な核種組成比を設定した。

論文

Integrated approach for establishing of disposal systems for highly activated waste

坂井 章浩; 吉森 道郎; 大越 実; 阿部 昌義

Proceedings of International Waste Management Symposium '99 (Waste Manegement '99) (CD-ROM), 14 Pages, 1999/00

原子炉の運転及び解体に伴って発生する炉内構造物等の高放射化廃棄物について、安全かつ合理的な処分方法の検討を行った。処分形態としては、放射能濃度を考慮して深度数十~300メートル程度の地下空洞処分を想定しトンネル型、地下サイロ型及び地表口型サイロの各々について、処分施設の規模、構造、人工バリア性能等を変化させたときの安全性評価を行い、いずれも目標線量を下回ることを確認した。また、各処分施設について建設費用、期間等を推定評価した。これらの評価結果の比較検討から、比較的断面寸法の大きいトンネル型施設が最も合理的方法であることを確認した。

論文

IAEAにおける放射性廃棄物安全基準・RADWASSの概要と現状

阿部 昌義

デコミッショニング技報, (18), p.2 - 16, 1998/08

IAEAが1991年から進めているRADWASS計画は、放射性廃棄物管理の安全基準について国際的な調和と斉一を目的としたもので、安全原則、安全要件及び安全指針の階層構造の下に安全基準文書が数十件出版されることになっている。既に出版された6件の文書のうち、最上位に位置する安全原則では9項目の原則が示されており、その内容は使用済燃料・廃棄物安全合同条約にも反映されている。1996年1月から、RADWASS文書出版までの検討体制及び手順が変更されるとともに、文書内容も安全規制に関するものに主眼がおかれるように見直され、安全合同条約との関係が強く意識されるようになった。浅地中処分の安全要件及び安全評価指針が間もなく出版される予定であり、そのほか処分前管理の安全要件、廃止措置の安全指針なども検討が進んでいる。報告では、これら主要文書の概要について解説している。

論文

Design concept of disposal systems for highly activated waste

大越 実; 阿部 昌義; 吉森 道郎; 坂井 章浩

Proc. of Waste Management'98 (CD-ROM), 5 Pages, 1998/00

日本では、全ての放射性固体廃棄物は、埋設処分をすることが基本となっている。しかしながら、原子炉の運転及び廃止措置に伴って発生する、高放射化廃棄物についてはその具体的な処分方針が決定されていない。これらの放射性廃棄物の安全かつ合理的な処分方策の確立に資するため、高放射化廃棄物の発生量及び放射能量の推定、大型処分容器及び処分施設の概念設計並びに安全解析を行った。その結果、放射能レベルに応じて3種類の鋼板または鋳鉄製処分容器を用いた場合に、19基のPWRと23基のBWRの運転及び廃止措置に伴って発生する高放射廃棄物を収納した廃棄物パッケージの総容積は約27,000m$$^{3}$$、重量は約196,000トンとなった。また、トンネル型処分施設とサイロ型処分施設について概念設計を行い、その安全性を評価した結果、いずれの施設においても安全に高放射化廃棄物を処分できる見通しが得られた。

論文

Near surface disposal of very low level waste generated from reactor decommissioning and related safety requirements

大越 実; 吉森 道郎; 阿部 昌義

Planning and Operation of Low Level Waste Disposal Facilities IAEA-SM-341/70, 0(0), p.416 - 425, 1997/00

将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このため、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生した廃棄物を東海研の敷地内において埋設し、試験を行っている。本講演においては、原子力安全委員会等が定めた安全確保の考え方等を紹介すると共に、本廃棄物埋設施設の概要、操業経験、モニタリング計画、周辺環境への影響評価解析結果等について報告する。

論文

極低レベルコンクリート廃棄物の埋設実地試験

阿部 昌義; 大越 実; 吉森 道郎

デコミッショニング技報, 0(15), p.50 - 58, 1996/12

将来の商業用原子炉施設の解体等により大量に発生することが予測される放射能レベルの極めて低いコンクリート片等については、そのまま埋没処分するといった合理的処分方策を具体化する必要がある。このための安全性実証試験として、動力試験炉(JPDR)の解体実地試験で発生した放射能レベルの極めて低いコンクリート等廃棄物約1,670トンを用いた廃棄物埋設実地試験を実施しており、この試験内容について紹介する。本投稿においては、実地試験に使用する施設、埋設対象とした廃棄物、埋設方法、施設の安全管理等の概要を述べるとともに、施設周辺の環境モニタリング及び環境影響評価内容を紹介する。また、廃棄物定置開始後のモニタリング結果の一例を紹介する。

論文

JPDR解体実地試験; JPDR解体廃棄物の管理

阿部 昌義; 仲田 進; 伊東 慎一

デコミッショニング技報, 0(15), p.35 - 49, 1996/12

JPDR解体実地試験は、1986年12月に開始し、1996年3月に全ての解体工事を終了した。JPDR解体実地試験で発生した解体廃棄物は総量で約24,440トンであった。発生した解体廃棄物の15%に相当する約3,770トンが放射性廃棄物であった。放射性廃棄物のうち、金属廃棄物、コンクリート廃棄物及び解体付随廃棄物等の約2,100トンは、東海研究所内の放射性廃棄物保管廃棄施設に保管廃棄した。このうち、しゃへい容器に収納した比較的放射能レベルの高い放射化金属廃棄物は約30トンであった。また、約1,670トンの放射性コンクリート廃棄物は、放射能レベルの極めて低いコンクリート等廃棄物の簡易な方法による埋設処分の安全性を実証するための「廃棄物埋設実地試験」に使用した。本稿では、このJPDR解体廃棄物管理の実際と発生廃棄物の実績について報告する。

論文

Incineration of spent ion exchange resins in combination with fluidized bed and catalyst

矢幡 胤昭; 木原 伸二; 平田 勝; 阿部 昌義

1992 Incineration Conf. Proc., p.311 - 315, 1992/00

原子力発電所から発生する使用済みイオン交換樹脂(廃樹脂)は、従来、効果的な処理技術が確立されていないため、主に貯槽・タンク等に貯槽されてきた。これらの廃樹脂は今後も継続的に発生するものであり、その減容・安定化処理が急務の課題となっている。これらの現状を踏まえ、原研大洗研においては、流動層と触媒を組み合わせた焼却法を研究・開発してきた。1990年10月に、これまでの基礎試験等の結果を踏まえ、放射性同位元素(RI)の挙動に係るデータ、工学的データ等の収集を目的とした、パイロットスケールの焼却炉(10kg-樹脂/日)を完成させた。RIを用いた試験に先立ち、コールドの樹脂を用いて、流動層の燃焼特性、樹脂供給システムの特性及び触媒の能力に係る試験を行った。焼却炉の概要およびこれらの試験結果とともに、引き続き行うRIの挙動に係る試験の結果について述べる。

論文

原研大洗研究所における可燃性固体廃棄物焼却処理の管理システム

天澤 弘也; 佐藤 元昭; 阿部 昌義

保健物理, 26, p.47 - 58, 1991/00

原研大洗では、低レベル$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物の処理能力の増強等のため焼却設備を更新した。更新にあたり、廃棄物の受入からパッケージ化まで一環した処理工程による運転管理の効率化、計算機を利用した廃棄物データ管理の効率化、遠隔自動化による作業者の被爆低減化などを基本方針に、新たな焼却システムを構築した。新システムでは、カートンモニタにより廃棄物の線量当量率及び放射能量の測定を行い、正確な受入データの把握をした後、順次$$beta$$$$gamma$$焼却装置にて焼却する。$$beta$$$$gamma$$焼却装置から回収される焼却灰は、放射能量を測定した後焼却灰固化装置により固型化してパッケージとする。その後、ドラムモニタにより封入放射能量等を測定し保管管理され、各工程から発生する廃棄物基本データ及びプロセスデータを計算機に更新保存する。システムの完成により、作業工程の合理化、廃棄物データの精度の向上が図れることとなった。

論文

Kinetic study on incineration of ion exchange resins by fluidized bed

矢幡 胤昭; 木下 弘毅*; 平田 勝; 阿部 昌義

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD91,Vol. 2, p.790 - 795, 1991/00

流動層式焼却炉を用いてイオン交換樹脂の燃焼速度の解析を行った。実験では正確に秤量した陽イオンおよび陰イオン交換樹脂を550~700$$^{circ}$$C間の一定温度に保持した流動層内に供給し、オフガス中のCO$$_{2}$$濃度をCO$$_{2}$$分析計により測定した。イオン交換樹脂の反応完了時間は、CO$$_{2}$$の発生時間として求め、見掛けの反応速度定数を導出した。流動層式焼却炉を各種温度および流速にて運転することによりイオン交換樹脂の燃焼条件として流動層温度650$$^{circ}$$C空塔速度4.91$$times$$10$$^{-2}$$m・s$$^{-1}$$以上が望ましいことを確認した。本実験で得られた見掛けの反応速度定数Kapを用いることにより、スケールアップした装置におけるイオン交換樹脂の総括反応速度が推進出来るものと考える。

報告書

放射性廃棄物焼却装置の性能試験

阿部 昌義; 関口 善利*; 大内 優*; 進士 義正; 三戸 規生

JAERI-M 9457, 41 Pages, 1981/04

JAERI-M-9457.pdf:2.09MB

大洗研究所に設置した放射性廃棄物焼却装置(低レベル$$alpha$$個体用)は排ガス浄化系にプレコート式の高温フィルタを備えたもので、今回焼却炉本体及び高温フィルタを主体に模擬廃棄物による燃焼特性並びに除じん性能試験を行った。さらに化学トレーサを用いた装置の除染効率を測定した。その結果、(1)灰の炉内残留率は95%と高い値が得られた、(2)高温フィルタの出すと捕集効率は99%程度であった、(3)系の圧力損失は十分小さい、(4)高温フィルタの昇温に多少の時間を要する、等がわかり、全体としてほぼ満足できる燃焼特性並びに運転性能が確認された。またCo、Sr、Cs及びPを塩化物及び酸化物の形態で化学トレーサとして用い、各部の定量結果から、(1)炉本体と高温フィルタとの組合せによる除染係数は10$$^{4}$$以上であること、(2)トレーサの炉内残留率は灰の残留率ほぼ一致することが明らかになった。

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

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