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永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである。
安江 歩夢*; 小林 謙祐*; 吉岡 昌洋*; 野間 敬*; 奥野 功一*; 田中 聖一朗*; 平田 吉一*; 大岡 督尚*; 木村 仁治*; 長井 智哉*; et al.
Journal of Advanced Concrete Technology, 21(5), p.337 - 350, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)本研究の目的は、超高強度コンクリート(UHSC)部材のひび割れ補修に樹脂注入法を使用することを評価することである。まず、UHSC試験片の補修効果を調査するための中性子回折法(NDM)の適用性を調べた。実験結果から、NDMはUHSCおよび通常のコンクリート試験片の鉄筋の応力を測定できることが示された。そこから、本実験では、NDMを使用して、通常のコンクリートおよびUHSC試験片のスリット周囲のエポキシ樹脂補修の付着性能を測定し、UHSC試験片の補修効果を検討した。スリット周囲の変位は、PI型変位トランスデューサーを使用して測定した。評価により、コンクリートの強度にかかわらず、補修領域の付着性能は樹脂注入によって回復することが確認された。また、スリット周囲の変位は、注入しない試験片よりも注入した試験片の方が小さかった。これらの実験結果から、樹脂を注入することで、UHSCと通常のコンクリート供試体で同様の付着修復効果が得られることが明らかになった。
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
岡 潔; 多田 栄介; 木村 盛一郎*; 小川 正*; 佐々木 奈美*
High-power Lasers in Manufacturing (Proceedings of SPIE Vol.3888), p.702 - 709, 1999/11
国際熱核融合実験炉(ITER)ではD-T燃焼により炉内機器は放射化されるため、遠隔機器による保守・交換作業が必要となる。これら炉内機器には、冷却配管が付属しているため、配管内からのアクセスによる溶接・切断・検査装置の開発が急務であった。これまでに、ブランケットの冷却配管を対象とし、曲がり部を通過後、枝管を溶接・切断することを可能とした加工ヘッド及び移動機構を製作してきた。今回、この装置を使用して、実際に溶接・切断試験を実施し、配管での最適な加工パラメータの取得を行った。さらに、通常の溶接・切断試験だけでなく、同じ配管試験片を使用した繰り返し溶接・切断試験を実施し、レーザ切断後の繰り返し再溶接が可能であることを確認した。併せて、溶接・切断・観察を1本の光ファイバで兼用可能なシステムを開発し、基礎試験を行うことで、その有効性を確認した。
亘 真吾*; 北山 彩水; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 木村 航*; 梶山 浩志*
no journal, ,
使用済燃料の直接処分における処分容器の長寿命化を目的として純銅の適用が検討されている。純銅は、一般的に低酸素濃度の水溶液環境では熱力学的な安定性によりほとんど腐食は進展しないが、硫化物濃度条件によっては、熱力学的安定性を失い腐食が進展する。本研究では、硫化物が存在する処分環境を模擬して種々の硫化水素濃度のガスを吹き込んだ条件での純銅の腐食進展挙動を把握するための浸漬試験および応力腐食割れ挙動を把握するためのUベンド試験を実施した。
