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論文

Development of separation technique of sodium nitrate from low-level radioactive liquid waste using electrodialysis with selective ion-exchange membranes

入澤 啓太; 中川 明憲; 鬼澤 崇*; 小河原 貴史*; 花田 圭司; 目黒 義弘

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 5 Pages, 2013/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.97

An advanced method, in which electrodialysis separation of sodium nitrate and decomposition of nitrate ion are combined, has been developed to remove nitrate ion from low-level radioactive liquid wastes including nitrate salts of high concentration. An engineering scale apparatus with two electrodialytic devices, in which the sodium and nitrate ions were separately removed by each device, was produced on the basis of the results of fundamental investigation previously reported, and the performance of the apparatus was tested. Both the ions were successfully removed at the same time, though these ions were separately transferred using two electrodialytic devices. And also effect of several experimental parameters such as current and temperature on current efficiency of both the ions of each device was investigated.

論文

Basic design guideline for the preliminary engineering design of PIE facilities in IFMIF/EVEDA

小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2904 - 2907, 2011/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.8(Nuclear Science & Technology)

本研究は幅広いアプローチ(BA)協定の下、実施中の国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)におけるテストセル施設の一部である照射後試験(PIE)施設の工学設計に関するものである。IFMIF用PIE施設は、核融合原型炉の設計と許認可に必要となる材料照射データベースを取得するため、IFMIFで照射した材料の特性評価試験を実施する施設である。またPIE施設では、照射リグ容器の検査,解体、及び照射した試験片の再装荷作業等も同様に行われる。本研究では、予備的な工学設計の設計方針として、安全性に関するホットセル内作業の指針を作成するとともに、ホットセル設備や機器類の評価を実施し、コンクリートセルや鉄セルの設計評価を実施した。

論文

Status of Japanese design and validation activities of test facilities in IFMIF/EVEDA

若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。

論文

Design status of post irradiation examination facilities in IFMIF/EVEDA

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.242 - 247, 2010/08

国際核融合照射施設の工学実証・工学設計活動の中で実施している照射後試験施設の設計において、最近行った予備的工学設計に関する成果をまとめたものである。照射後試験施設は高,中,低の中性子束領域の照射モジュールやリチウムターゲットの背面壁などの照射された材料の試験や評価のために必要となるホットセルや準備室がある。本研究では、各種プロセスに関する基本となる機能性解析を実施し、ホットセルにおける試料の再装荷のハンドリングプロセスや遮蔽壁が評価した。この結果をもとにして照射後試験施設の配置図を設計した。

口頭

IFMIF/EVEDAテストセル施設における照射後試験施設の設計検討

小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 中村 和幸; 杉本 昌義

no journal, , 

IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)において、IFMIF内の照射後試験(PIE)施設の設計活動を行っている。PIE施設では、核融合原型炉用構造材料の設計評価等を行うために微小試験片等の照射後試験を実施するとともに、これに関係する照射リグの検査と解体、及び照射試験片の再装荷作業等が行われる予定である。本PIE施設設計の検討では、コンクリート及び鉄のホットセルのセル構造の設計やこれらのホットセルの配置の検討,簡易遮蔽計算による遮蔽壁厚の評価、及び試料等の搬送設備の評価などを実施した。特に、$$^{3}$$HやBe及びNaK等の放射化物の取扱いを考慮して不活性ガスを充填させたセルの二重構造、及び微小試験片の照射後試験等の精密測定を行うための別建屋の配置案などを検討した。またIFMIFで最大5年間照射したフェライト鋼の照射リグを1個(3.12kgの試料に相当)、取扱うためのホットセルの遮蔽評価(日本の法令に準拠)ではコンクリート製で140cmの壁厚が必要で、鉄製では40cmの壁厚が必要であることがわかった。さらにIFMIFの高い稼働率や作業の安全性を向上させるために、トランスユニーやエアシューターといった新たな試料等の搬送機構を取入れた施設設計の検討も併せて実施した。

口頭

IFMIF照射後試験施設における作業プロセスの分析

小河原 貴史; 若井 栄一; 菊地 孝行; 中村 和幸; Molla, J.*

no journal, , 

工学実証・工学設計活動を行っている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の主要な施設として照射後試験(PIE)施設がある。PIE施設では照射されたリグや多数の微小試験片、また、ターゲット背面壁等のさまざまな放射化物を短時間で取扱う作業があり、施設構造や搬送方法等に合理化した設計が必要となる。本研究では、高中性子束試験モジュールに関する照射前の試験片や計装類の組立作業から放射性廃棄物の処分作業,ターゲットの背面壁の取り扱い等について必要とされる作業環境と作業プロセスを評価した。また、TranserUniやAirShooterといった新規搬送設備を用いた作業プロセスも併せて評価した。さらに、試験片を内包するための容器である照射リグに熱媒体として入れられるNaKの取扱い工程,材料特性の試験や観察などをさまざまな作業工程について、各作業工程を詳細に分け、対象物とその移動経路を明確化した。本報告ではPIE施設で想定される作業とそのプロセスを解析した結果をまとめた。今後、実稼働を含め、PIE施設の詳細なプロセスを検討し、工学設計を進めていく。

口頭

IFMIF/EVEDAにおけるテストセル系テーマの最近の進捗

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 横峯 健彦*; Molla, J.*; 山本 道好

no journal, , 

本発表は、日欧の国際協力で「幅広いアプローチ活動」下で進めている国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動に関するものである。IFMIFは重水素加速器系施設,リチウムターゲット系施設,テストセル系施設の3つの施設から構成される予定である。ここでは日本側が担当しているテストセル系施設に関する照射後試験施設(略称:PIE)の工学設計及び高中性子束領域試験モジュール(略称:HFTM)の工学実証・工学設計の2つテーマで最近進捗した成果内容をまとめた。PIE施設の工学設計では既存のPIE施設設計及び運転実績をベースに考察を進め、核融合原型炉の実現に重要な役割を果たすことが期待されているIFMIFに適したPIE施設設計の構築を進めた。また、HFTMでは約1,000$$^{circ}$$Cまでの高温照射ができるような照射モジュール及びその構成要素であるヒーター機器の設計とその機能性試験を進め、良好な試験結果を得た。

口頭

IFMIF/EVEDA事業のテストセル系テーマにおける日本チームの活動状況

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; Kim, B.*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.

no journal, , 

日欧国際協力下で2007年から実施している幅広いアプローチ(BA)活動の1つに、国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)がある。IFMIFはD-T核融合反応で発生する中性子を40MeVの重水素とリチウムとの反応過程で模擬する加速器施設,リチウムループ施設、及び試験施設からなっており、核融合原型炉実現のために必要とされる材料照射データの取得を目的とした施設である。この試験施設系テーマの中で、微小試験片試験技術(SSTT),高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学実証と工学設計,照射後試験(PIE)施設の工学設計の3つを日本側が担当している。SSTTではF82H鋼の疲労試験,破壊靭性試験、及びき裂成長速度測定試験について試験片のサイズ効果や形状効果及び試験技術評価を進めていて、HFTMでは約1000$$^{circ}$$Cまでの核融合材料を照射できるようにHe冷却システムを採用し、その実証試験と設計を行っている。また、PIE施設設計では核融合原型炉用設計データを提供するためIFMIFで照射された材料やブランケットシステム等の試験を実施できるように、施設設計のベースラインを検討して適切な工学設計評価を進めている。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,5; 工学試験装置を用いた硝酸ナトリウムの膜分離試験

中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇; 目黒 義弘

no journal, , 

高濃度の硝酸ナトリウムを含む放射性廃液から硝酸ナトリウムを分離するための工学試験装置を用いて、硝酸ナトリウムの膜透過の電流効率,消費電力,イオン選択透過性,膜分離後の溶液組成などを調べた。

口頭

放射性廃液中の硝酸ナトリウムの膜分離技術開発,4; 工学試験装置の製作と性能確認試験

目黒 義弘; 中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇

no journal, , 

これまでのナトリウムイオン及び硝酸イオンの電気透析による膜透過基礎試験の結果に基づき、高濃度の硝酸ナトリウムを含む放射性廃液から硝酸ナトリウムを分離するための装置概念を構築するとともに、工学規模の試験装置を製作した。また、その性能が設計通りであることを確認した。

口頭

生物脱硝試験用汚泥の放射線照射試験

中川 明憲; 小河原 貴史; 鬼澤 崇*; 花田 圭司; 中山 卓也; 目黒 義弘

no journal, , 

$$^{60}$$Coを線源とする$$gamma$$線を用いてNO$$_3^{-}$$分解中の活性汚泥の$$gamma$$線に対する耐性を評価した。1, 10, 100Gy/hの線量率で1日約20時間、250時間に渡って照射することで、線量率に依存することなく600Gyの線量まで90%以上の分解率を維持できることを示した。

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