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論文

Hydrological and climate changes in southeast Siberia over the last 33 kyr

勝田 長貴*; 池田 久士*; 柴田 健二*; 國分 陽子; 村上 拓馬*; 谷 幸則*; 高野 雅夫*; 中村 俊夫*; 田中 敦*; 内藤 さゆり*; et al.

Global and Planetary Change, 164, p.11 - 26, 2018/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.34(Geography, Physical)

バイカル湖ブグルジェイカサドルの堆積物中の化学組成を高分解能に分析することにより過去3.3万年以上の内陸シベリアの古環境及び古気候変動を復元した。完新世の気候は、6500年前に温暖、乾燥に変化し、氷期から間氷期の気候システムに遷移したことを示唆する。最終氷期においては、プリモールスキー山脈に起因する砕屑性炭酸塩の堆積がハインリッヒイベント(H3とH1)に伴って生じた。また、ハマル-ダバン山脈の氷河融解水がセレンガ川を通じて供給された。アレレード・ヤンガードリアス時に発生した無酸素底層水は、セレンガ川からの流水の減少とプリモールスキー山脈から供給された有機物の微生物分解で生じたものと考えられる。完新世初期の降水の減少は、8200年前の寒冷イベントに対応する。

論文

大型核融合実験装置JT-60Uの解体

池田 佳隆; 岡野 文範; 逆井 章; 花田 磨砂也; 秋野 昇; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; 久保 博孝; 小林 和容; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.167 - 178, 2014/12

JT-60Uを超伝導トカマクJT-60SAに改造するため、JT-60U本体を解体した。JT-60Uは18年間の重水素運転により放射化されており、このJT-60Uの解体は、放射化した核融合装置の解体として我が国初の解体であった。全ての解体品は、将来のクリアランスの適用を考慮し、線量当量率や材料、重量などのデータを記録した。切断技術や保管技術などは、効率的に解体を行うための鍵であった。解体に要した人工数や解体品の放射化レベルなど、他の核融合装置で解体を行う際に有用となる情報を報告する。

論文

Safe disassembly and storage of radioactive components of JT-60U torus

池田 佳隆; 岡野 文範; 花田 磨砂也; 逆井 章; 久保 博孝; 秋野 昇; 千葉 真一; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 清野 公広; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2018 - 2023, 2014/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.81(Nuclear Science & Technology)

JT-60U本体の解体は、18年間の重水素運転の後、2009年から開始し、2012年10月に終了した。JT-60本体は電磁力に耐えるため複雑で溶接構造を有しており、機器は放射化している。本解体作業は、日本で初めての放射化した核融合装置の解体であり、注意深く実施された。約3年間で、約41,000人日の作業を行い、解体品総数は約13000個、総重量は5400トンに達した。全ての解体品は線量当量率等の測定を行っており、ほとんどの解体品は、将来、クリアランス検認を行えば、非放射化物となると期待できる。この解体が終了し、JT-60SAの組立が2013年1月から開始した。

報告書

JT-60解体放射化物の収納保管管理; 保管容器等による放射化物の保管

西山 友和; 三代 康彦; 岡野 文範; 笹島 唯之; 市毛 尚志; 神永 敦嗣; 宮 直之; 助川 篤彦; 池田 佳隆; 逆井 章

JAEA-Technology 2014-006, 30 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-006.pdf:4.87MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、超伝導コイルを用いるJT-60SAに改修するため、JT-60本体装置及び周辺設備を解体した。JT-60の解体品のほとんどが放射化物であり、大型構造物を除いた約1,100トン、約11,500点の解体品については、輸送用コンテナを利用した保管容器及び密閉容器と呼ばれる専用容器に収納し放射化物保管設備に保管した。これらの放射化物の運搬及び保管においては、1点毎に放射線障害防止法に定められた測定や記録などの管理が必要である。約11,500点にも及ぶ大量の放射化物の管理を確実に実施し、効率よく保管容器等に収納保管するために、バーコードタグ等を用いた管理方法や収納作業手順等を構築し収納保管作業を実施した。本報告書では、放射化物としてJT-60解体品を保管容器及び密閉容器に収納し、放射化物保管設備に保管する、一連の収納保管管理作業について報告する。

報告書

JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体

岡野 文範; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; 石毛 洋一; 鈴木 宏章; 小室 健一; et al.

JAEA-Technology 2014-003, 125 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-003.pdf:13.32MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のトカマク本体及び周辺設備の解体(総重量として約5,400トン)は、平成21年度から着手し平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した唯一のものである。解体にあたり、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割は、工程的,技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見出して作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60本体装置及び本体付帯設備の解体について詳細をまとめたものである。

報告書

JT-60トカマク解体の完遂

岡野 文範; 池田 佳隆; 逆井 章; 花田 磨砂也; 市毛 尚志; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 笹島 唯之; 西山 友和; 柳生 純一; et al.

JAEA-Technology 2013-031, 42 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-031.pdf:18.1MB

臨界プラズマ試験装置(JT-60)の本体解体(総重量として約6200トン)に平成21年度から着手し、平成24年度(平成24年10月)に完遂した。JT-60は、日欧共同で進めるサテライト・トカマク計画として、長パルス化と高圧力プラズマを目指した超伝導核融合実験装置JT-60SAに改修するため、JT-60トカマク本体及び周辺設備を解体・撤去する必要があった。JT-60解体は、核融合実験装置として放射線障害防止法に基づいて実施した最初のケースである。具体的な解体作業では、トロイダル磁場コイル(TFコイル)の補強溶接部の切断と真空容器の2分割が、工程的、技術的に大きな課題であったが、それぞれの解決策を見いだして作業を進め、平成24年10月に3年にわたる解体を無事故・無災害で完遂することができた。本報告書は、JT-60解体の概要を本体装置中心に解体全般についてまとめたものである。

論文

北海道北部地域を対象とした涵養量評価

池田 誠; 宗像 雅広; 酒井 隆太郎; 木村 英雄; Jia, H.*; 松葉 久*

日本地下水学会2011年春季講演会講演要旨, p.86 - 91, 2011/05

本研究の目的は、分布型タンクモデルを用いて北海道北部地域を対象に涵養量の評価手法について検討を行うことである。対象地域が冬期に積雪、春期に融雪を伴う地域であるので、これらの現象を再現する積雪・融雪モデルも別途設置している。タンクモデルを構築した後に、メッシュ気候値2000の月降水量を入力データとする水収支計算を行った。水収支計算での蒸発散量は、衛星画像解析から得られた土地被覆分類からアルベドを考慮したマッキンク法を用いて推定を行った。構築したモデルの再現性の検証を行うため、対象地域内で河川流量を有する流域において水収支シミュレーションを実施し、良好な再現性を確認した。再現性を得られた際のパラメータを用いて、水収支計算を行い涵養量の評価を行った。その結果、年間の涵養量は1kmグリッドあたり平均で24.6mmであった。また、対象地域全体で年間降水量に対する涵養量の割合は2.0%となり、対象地域における涵養量は非常に少ないことが示唆された。本研究で構築した分布型タンクモデルを用いることで、対象地域における水循環を俯瞰し、地形・地質特性を考慮した広域的な涵養量評価が可能となった。

論文

分布型タンクモデルを用いた涵養量評価

池田 誠; 宗像 雅広; 酒井 隆太郎; 渕脇 博孝; 木村 英雄; 松葉 久*

日本地下水学会2010年秋季講演会講演要旨, p.282 - 287, 2010/11

本研究は、北海道北部に位置する幌延地域を包括する天塩川流域を対象に、分布型タンクモデルを構築し、流域内の涵養量を評価することを目的とする。当該地域は、冬季に積雪、春季に融雪を伴う地域であるため、積雪・融雪を再現するモデルも設置している。モデルの構築を行った後に、気象データ(メッシュ気候値2000),地質データ(国土数値情報)を用いて流域内での水収支シミュレーションを実施し、タンクモデルからの流出量と実測河川流量との比較からモデルの再現性の検討を行い流域内の毎月の涵養量を評価した。その結果、月平均で1.8mmの涵養量であると評価できた。融雪によって水量が増加する時期では涵養量が増加し、冬期の積雪により水量供給が減少する時期では貯留量の減少に伴い、涵養量の減少が示され、融雪の開始前後では涵養量が大きく異なる結果となった。また、月ごとの涵養量が月降水量に対して単純にどの程度の割合であるかについて検討を行ったところ、積雪・融雪の影響を受ける期間を除く7月から10月までの各月では、約6%前後となったことから、当該地域における月降水量に対する月涵養量の割合は約6%であることが示唆された。

論文

High-quality single crystal growth and physical properties in a ferromagnet UIr

山本 悦嗣; 芳賀 芳範; 池田 修悟; 松田 達磨; 赤澤 輝彦*; 小手川 恒*; 小林 達生*; 大貫 惇睦*

Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 310(2, Part1), p.e123 - e125, 2007/03

UIrは反転対称性のない単斜晶構造をとり、常圧ではキュリー温度が46Kのイジング型の強磁性体である。われわれはテトラアーク炉においてチョクラルスキー法で純良単結晶を育成し、単結晶インゴットを超高真空下において固相電解法によってアニールした。この純良単結晶において圧力下で強磁性と共存する転移温度0.14Kの超伝導が見いだされた。

報告書

Development of Pu analysis in high active liquid waste (JASPAS JC-13)

佐藤 宗一; 久野 剛彦; 実方 秀*; 黒沢 明; 池田 久

JNC TN8410 2001-017, 75 Pages, 2001/06

JNC-TN8410-2001-017.pdf:1.87MB

東海再処理施設にて発生する高放射性廃液(HALW)中の微量のプルトニウム濃度を測定することはIAEAから求められてきた。通常の吸光光度計よりも低濃度まで測定することができる、高感度吸光度計(HPSP)の査察検認分析への適用性に関する検討を行った。はじめにコールド試験として、プルトニウムの吸収波長近くに吸収を持つネオジムを用いた試験を実施し、ピーク強度の計算方法について確認し、ピークの吸光度からバックグランドの吸光度を差し引く方法(三波長法)を用いることが可能であることを確認した。次にプルトニウム溶液を用いて、硝酸濃度、スラッジ濃度、共存イオンの影響について確認した。硝酸濃度についてはHALWの変動範囲の2$$sim$$4mol/Lの範囲では約14%値が変化することが確認できた。また、スラッジについては測定前にろ過することによりその影響が除去できることを確認した。共存イオンについては、三波長法により補正することが可能であることが確認できた。また、実際のHALWを用い、既知量のプルトニウムを添加して調製した試料を用いて検討を行った。極低濃度のプルトニウムを測定する場合には、SN比を向上させる観点から複数回測定を行い、さらに、重み関数を用いた移動平均法を使用することにより、その値を低下させることができた。検出限界値はHALWにおいて0.2mg/Lであった。

論文

Determination of Plutonium in High Active Liquid Waste by Spectrophotometry using Dysprosium as an Internal Standard

北尾 貴彦; 実方 秀*; 佐藤 宗一; 池田 久; 石橋 篤; 駿河谷 直樹

SYMPOSIUM ON SAFEGUARDS AND NUCLEAR MATERIAL MANAGEMENT, 0 Pages, 2001/00

高放射性廃液中のプルトニウム分析においてジスプロシウムを内部標準とした解析法を検討し、試料採取量とPu/Dy吸光度比からプルトニウム濃度を測定することができた。これにより検量線を必要とせず、希釈操作の影響がなくなるため、遠隔操作での分析環境における作業の効率化、迅速化が可能となり査察対応分析に適用できる。

報告書

垂直照射型蛍光エックス線分析装置のウラン・プルトニウム濃度分析への適用

稲田 聡; 佐藤 宗一; 庄司 和弘; 池田 久; 実方 秀*; 沼田 光央*

JNC TN8410 2000-022, 55 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-022.pdf:1.57MB

垂直照射型蛍光X線分析装置の導入に伴い、ウラン・プルトニウム濃度分析検討を実施した。本装置は、測定部がグローブボックス内に設置され、試料の下部からX線を照射するタイプである。基本条件の検討を実施した。測定に必要な試料量は、容器の形状及び検出効率から3mLとした。励起エネルギーの最適化を図ったところ、繰り返し精度とフィラメントへの負荷を考慮してウラン、プルトニウムともに50kV-30mAと設定した。測定時間については、安定した測定結果が得られた60秒とし、1回の測定は60秒$$times$$2回(合計120秒)の測定を実施し、その平均を測定結果とすることとした。水相中のウラン、プルトニウム混合試料の測定は、マトリクス効果の補正を行うことで誤差4%以内で正確に測定できることを確認した。また、単体試料測定における検出限界値はウランが0.4mg/L、プルトニウムが6.7mg/Lと計算された。定量上限濃度は、蛍光X線分析装置にて分析するために調製した後の測定試料においてウラン、プルトニウムともに9g/Lとした。有機相中のプルトニウム濃度分析は、標準添加を行う希釈法及び試料を直接測定する直接法について検討した。両方ともに良好な結果を示し、検出限界値はそれぞれ、5.3mg/L,0.2mg/Lであった。ただし、直接法においては標準溶液の調製方法に問題が残り、今後の検討課題とした。

報告書

簡易シンチレーション$$alpha$$カウンティングによる再処理工程液中の微量プルトニウム分析法の開発

桑名 宏一; 佐藤 宗一; 黒沢 明; 池田 久

JNC TN8400 99-026, 48 Pages, 1999/09

JNC-TN8400-99-026.pdf:7.97MB

再処理工程分析の微量プルトニウム分析法であるシンチレーション$$alpha$$カウンティングについて、分析誤差の主要因となり、グローブボックス内火災の危険性を有する焼き付け操作を不要とした測定法の検討を実施し、分析方法の簡略化および分析精度・安全性の向上を図った。基礎検討では、サンプリング量を従来の1/40に抑えた微量液体シンチレーション$$alpha$$カウンティングと固体シンチレーターを用いた2種類の$$alpha$$カウンティングについて有効性を調査し、試験結果から微量液体シンチレーションでは水溶液系試料に、固体シンチレーターは水溶液や抽出有機溶媒といった現行の工程分析で実施されている殆どの試料に適用可能であり、定量も従来法と同等の濃度範囲を網羅できることが確認された。実サンプルでの確証試験として、97-1キャンペーンにおいて工程管理用中放射性試料の測定を行い、熟練者が実施する焼き付け法の測定結果と良好に一致し、分析精度についても同等以上であった。本法は、分析の操作性・精度および安全性に優れているばかりでなく、測定容器を可燃性廃棄物として処理可能であり、不燃性廃棄物低減の点からも有効である。

報告書

Irradiation effects on plasma diagnostic components

西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 森田 洋右; 長島 章; 中道 勝; et al.

JAERI-Research 98-053, 105 Pages, 1998/10

JAERI-Research-98-053.pdf:4.78MB

ITERをはじめとする核融合炉の計測装置の開発において最も重要な課題の一つは計測機器要素に対する放射線照射効果である。ITERの工学設計活動の一環として、セラミックス、窓材、光ファイバーといった基本要素及びボロメータ等の真空容器内計測センサーの照射試験を実施した。セラミックスに対しては、中性子による照射誘起伝導の測定を行った。光ファイバー、窓材及び反射鏡に対しては透過損失及び発光を$$gamma$$線、14MeV中性子、原子炉中性子について測定した。またボロメータについては新たにセラミックス基板ボロメータを開発し、$$^{60}$$Co及びJMTRで照射試験を行った。磁気プローブについてはJMTRにおいて照射誘起起電力の測定を行った。

報告書

JASPAS JC-11(A556); Non-destructive Assay for Uranium and Plutonium in Reprocessing Input Solutions -Hybrid K-edge/XRF Densitometer- (JASPAS JC-11 Final)

駿河谷 直樹; 阿部 勝男; 黒沢 明; 池田 久; 久野 祐輔

PNC TN8410 97-211, 156 Pages, 1997/05

PNC-TN8410-97-211.pdf:4.1MB

HybridK-edge/XRFDensitometerは、JASPAS(日本の対IAEAへの保障措置技術開発支援計画)の一環で、使用済燃料溶解液中のウランおよびプルトニウム濃度を迅速かつ高精度に分析できる非破壊測定装置として、1991年以来、東海再処理工場で開発されてきたものである。本装置は、K-エッジデンシトメータ(KED)とエネルギ分散型蛍光X線分析装置(XRF)を組み合わせたハイブリッド型のシステムである。測定原理は、KED法によりウラン濃度を測定し、XRF法によりU/Pu濃度比を測定して、これら両者の結果よりプルトニウム濃度を求めるものであり、タイムリーかつオンサイトでの分析が期待できることから保障措置上有効な検認技術であると考えられている。これまで、本装置を高放射性分析セルに設置した後、ホット試験を実施し、破壊分析(DA)である同位体希釈質量分析法(IDMS)との比較検討を続けてきたが、概ね良好な一致性が確認できたことから、本装置を実査察へ適用するために、査察側による受入試験(AcceptanceTest)および性能試験(PerformanceTest)を行った。ここで測定精度として、ウラン:0.2%、プルトニウム:0.7%程度が得られており、査察機器としての性能を有することが評価された。本ファイナルレポートは、試験結果および技術・操作を併せてまとめたものであり、これを以て、本JASPAS開発項目を終了することとする。

報告書

Irradiation tests on diagnostics components for ITER in 1995

西谷 健夫; 飯田 敏行*; 池田 裕二郎; 石塚 悦男; 角田 恒巳; 河西 敏; 河村 弘; 前川 藤夫; 森田 洋右; 長島 章; et al.

JAERI-Tech 96-040, 22 Pages, 1996/10

JAERI-Tech-96-040.pdf:0.85MB

ITER用計測装置の開発において最も重要な課題は計測機器要素の放射線照射損傷である。ITER工学設計活動の一環として、ボロメータ等の真空容器内計測センサー及びセラミックス、窓材、光ファイバー等の光/信号伝送用の基本要素の照射試験を実施した。FNSにおいて14MeV中性子に対するセラミックスの照射誘起伝導及び窓材の照射誘起発光の測定を行った。またJMTRでは窓材、光ファイバーの透過損失測定及び反射鏡のオフライン照射試験を行った。Co$$^{60}$$$$gamma$$線照射下においてボロメータの特性測定を行った。

報告書

多成分自動分析システムの開発(2)-電位差滴定法自動分析装置の開発-

稲田 聡; 鴨志田 政之*; 池田 久; 神長 一博; 鈴木 弘之; 庄司 和弘; 久野 祐輔

PNC TN8410 96-266, 67 Pages, 1996/05

PNC-TN8410-96-266.pdf:2.7MB

[目的]再処理工場における工程管理分析業務の高度化等を目的に,ロボット操作による多種にわたる分析操作の自動化を図る。[概要]東海再処理工場・分析所では,分析操作の自動化に向けて,分析頻度的に最も高いウラン,プルトニウム,酸および放射能濃度等を自動で,同時に測定できる分析システムの開発(多成分自動分析システムの開発という。)を1993年より進めている。本開発は,工程管理分析の高度化,作業効率の向上,個人差による分析値の誤差減少,被ばくの低減化などを目的に,高性能ロボットによる分析操作の自動化を行うものである。具体的には,工程管理分析のうち,6$$sim$$7割を占めると考えられる吸光光度法分析,電位差滴定法分析,放射能法分析を各々,自動化すると共に,複合的に組み合わせることにより分析の総合ネットワーク化を図り,多種目の分析を自動で且つ効率良く行うことができるものである。開発計画としては,第1ステップとして実験台系分析室用の自動分析装置(吸光光度法自動分析装置,電位差滴定法自動分析装置,放射能自動分析装置)を開発する。次に,その基礎データを基にグローブボックス系分析室用の自動分析装置を開発し,最終的には,セル系分析室用の分析を自動化する予定である。本報告は,上記第一ステップのうち,実験台系分析室で処理しているウラン,ヒドラジン,酸,アルカリ濃度等の電位差滴定法分析作業を高性能ロボットを用いて自動で分析ができる装置(電位差滴定法自動分析装置)の開発成果を述べたものである。主な成果は次のとおりである。(1)これまで多大な労力を要していた電位差滴定法の分析作業について自動化が図れた。これにより,これまで作業員が行っていた試料の採取,定量,液定ビーカーのセット等の分析操作が省略でき,分析作業の省力化が図られた。(再処理工場95-2キャンペーンにおいて,定常的に使用できることを確認した。)(2)将来のグローブボックス内への自動分析システムの設置の検討を含め,電位差滴定法の自動化に必要な自動処理機器等をユニット化し,小型化を図った。(3)データ処理装置の分析条件登録ソフトプログラムの効率化を図った結果,測定中であっても分析条件の登録変更や追加,削除を容易に設定できるなど,緊急性を要する分析作業にも十分対応可能なシステムとした。(4)ロボットの操作上生じる無駄な操作や,作業工程上の待ち時間に

論文

多成分自動分析システムの開発, 1; 吸光光度法自動分析装置の開発

鈴木 弘之; 山田 敬二; 田村 三郎; 池田 久; 久野 祐輔

動燃技報, (94), p.91 - 94, 1995/06

多成分・分析システムは、1993年から分析操作の自動化への取り組みとして、再処理工程中のウラン、プルトニウム、酸および放射能濃度等を自動で、同時に測定できる分析システムの開発に取り組んでいる。本システムは、高性能ロボットを用いて、吸光光度法自動分析装置、電位差滴定法自動分析装置、放射能自動分析装置を複合的に組み合わせ、分析の総合ネットワークを図るものであり、同時に多種にわたる分析を自動で行うことができるものである。本稿においては、本開発の概要を紹介するとともに、1994年より試験評価を実施している吸光光度法自動分析装置について報告する。

報告書

使用済燃料再処理500トン達成成果報告

山村 修; 秋山 孝夫; 杉山 俊英; 池田 久; 岩崎 省悟; 山本 徳洋; 植田 晴雄

PNC TN8410 91-169, 166 Pages, 1991/05

PNC-TN8410-91-169.pdf:4.56MB

東海再処理工場は、昭和52年9月22日日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の使用済燃料のせん断をもってホット試験を開始した。以来今日まで、酸回収蒸発缶、酸回収精留塔、濃縮ウラン溶解槽の腐食に起因するトラブル等幾多の困難を克服しつつ、平成2年11月には累積処理量500tonを達成するに至った。これを記念して、平成2年12月20日に勝田市長寿荘において、事業所長以下約500名以上の参加者の下「使用済燃料再処理500トン達成報告会」を開催した。本報告書は、同報告会の内、山村処理部長及び秋山工務部長からなされた成果報告の発表内容を取りまとめたものである。

報告書

The Operational Experience at Tokai Reprocessing Plant-Record of Oral Presentetion at RECOD'91-

宮原 顕治; 山村 修; 高橋 啓三; 杉山 俊英; 山本 徳洋; 池田 久

PNC TN8440 91-022, 42 Pages, 1991/04

PNC-TN8440-91-022.pdf:1.87MB

仙台において,1991年4月15日から4月18日にかけて,燃料再処理及び廃棄物の取扱に関する第3回国際会議"RECOD'91"が,海外からの参加者160名を含め約620名の参加のもと開催された。本会議において,山村 再処理副工場長から"東海再処理工場の運転経験"と題した口頭発表を行った。発表では,1971年に東海再処理工場の建設を開始してから今日までの経緯の概要を説明すると共に,特に,1988年から1989年にかけて行った計画停止期間中の改良工事及びその結果,更に,東海工場の将来展望等について説明を行った。本レポートは,この発表に用いた予稿及び口頭発表原稿並びにスライド原稿を取りまとめたものである。

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