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報告書

レーザークリーニングによる鋼材表面塗装膜の分離・除去

山根 いくみ; 高橋 信雄; 澤山 兼吾; 西脇 大貴; 松本 孝志; 小川 潤平; 野村 光生; 有馬 立身*

JAEA-Technology 2021-038, 18 Pages, 2022/02

JAEA-Technology-2021-038.pdf:1.61MB

人形峠環境技術センターの設備解体撤去による解体物の発生予想量は全体で約13万トンである。そのうち放射性廃棄物でない廃棄物(以下NR: Nonradioactive wasteという)となる非放射性廃棄物は約80%である。しかしながら、このNR対象となる鋼材の一部には汚染された可能性を否定できないものがあり、これらについては汚染が疑われる部分の表面塗装膜を分離・除去させた後、搬出のためのサーベイを実施してからNRとしている。現在の分離・除去方法ではグラインダー等の回転研磨工具による手作業を採用しているが、この方法は粉塵の飛散と吸入防止のためのグリーンハウスの設置や作業員のタイベックスーツと全面マスクの着用を必要とする。このため、分離・除去方法のさらなる改良による作業の短時間化(低コスト化)、作業員への負荷低減、そして、過剰な研磨による二次廃棄物発生の抑制が望まれている。そこで本研究では、工事現場等で塗装膜分離・除去に使用されるレーザークリーニング技術に着目した。NR対象物の塗装膜分離・除去技術の向上を目的とし、レーザークリーニング装置を用いたNR鋼材表面塗装膜の分離・除去性能評価、高速度カメラによる塗装膜飛散挙動の観測と塗装膜回収方法の検討、鋼材表面の粉体に対するレーザー分離・除去性能評価、鋼材表面上のウラン化合物の熱力学的評価を行った。またこれらに基づいて、今後のレーザークリーニング技術の導入による実作業への適合性についても検討して今後の展開について整理した。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

報告書

新型転換炉ふげん発電所におけるMOX燃料の使用実績について

飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*

JNC TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01

JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB

ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。

報告書

54本クラスタ燃料による破断実験解析

松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘

PNC TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03

PNC-TN1410-98-005.pdf:2.17MB

動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。

報告書

「ふげん」安全解析

竹内 道雄; 松本 光雄; 森川 豊

PNC TN1410 97-039, 99 Pages, 1997/10

PNC-TN1410-97-039.pdf:2.25MB

原子力発電所の安全性向上は重要な命題である。そのため、安全評価についても、原子力発電所の建設および試運転を開始する前はもちろんのこと、その供用期間を通じて運転経験および安全上重要な新しい知見に照らして、包括的、かつ体系的に実施することが肝要である。ここでは、最新の技術的知見に照らして、「ふげん」の安全解析を実施した結果について報告する。その結果、「ふげん」は、固有の安全性と安全確保のために設計した設備により安全性が確保されていることが再確認できた。

論文

Core performance of the heavy water reactor ATR as a Pu burmer

植松 真一; 山口 隆司; 飯島 隆; 松本 光雄

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00

ATRへの高核分裂性プルトニウム利用に関するフィーラビリティスタディを実施した。99本クラスタMOX燃料と54本クラスタMOX燃料に高核分裂性プルトニウムを用い、各々ドライバ燃料として全炉心に装荷した場合を想定した。主な評価項目は、核設計上の成立性、使用済燃料中のプルトニウム組成、プルトニウムインベントリである。プルトニウムインベントリを増加させ、余剰反応度及び局所出力ピーキングと抑制するためには、可燃性毒物としてガドリニウムの利用が有効であることが分かった。また、原型炉クラスのATRで、3$$sim$$4バッチ、390EFRD/サイクルの運転を想定した場合、年間約500$$sim$$740kgの高核分裂性プルトニウムを炉心に装荷できることが分かった。

論文

ATR炉心設計手法の高度化

前田 誠一郎; 猪原 敏照; 飯島 隆; 清野 英昭; 小林 哲朗*; 竹内 道雄; 菅原 悟; 松本 光雄

動燃技報, (94), p.36 - 52, 1995/06

ATRの炉心設計手法に関し、「ふげん」運転開始以降も、燃料の高燃焼度化、チャンネル出力の増加、設計裕度の適切化等に対応するため、高度化に係わる研究開発を進めてきた。これらの研究開発成果により、ATR実証炉の炉心設計手法は、「ふげん」設計手法から、格子計算コードを「METHUSELAH-II」から「WIMS-ATR」に変更、燃料の熱的裕度指標をMCHFRからMCPRへ変更等の高度化を図っている。これらの高度化した手法による出力分布予測及び熱的裕度予測の評価を、「ふげん」運転実績データ並びに大洗工学センターDCA、HTL等による実規模模擬試験結果を用いて実施しており、その精度評価から、実証炉の設計計算誤差等を設定するとともに、ATR炉心設計手法を確立した。

論文

MOX炉心燃料の設計

松本 光雄

KURRI-TR-385, (385), p.33 - 46, 1994/02

MOX炉心燃料の設計について、プルトニウムの特性とそれを考慮したMOX炉心燃料設計の特徴並びにMOX炉心燃料の使用実績について「ふげん」を例に報告する。内容は、(1)ウランとプルトニウム,(2)MOX炉心燃料設計, 1)炉心燃料設計の特徴, 2)MOX炉心燃料集合体の設計,3)MOX炉心燃料の使用実績(「ふげん」)における、について概況する。

論文

ATR実証炉燃料設計手法について

植松 真一; 中島 靖雄; 菊池 圭一; 安部 智之; 松本 光雄

動燃技報, (87), p.53 - 61, 1993/09

ATR実証炉燃料の燃料設計には、実績のある「ふげん」燃料設計手法を基に最新の照射データを反映した燃料設計手法を用いている。設計には種々の設計コードを使用しているが、その中心となるのが燃料設計コード「ATFUEL」であり、同コードの保守性は照射試験データにより検証している。ここでは、ATR実証炉燃料設計手法について述べるとともに、燃料設計コード「ATFUEL」の保守性について述べる。

論文

Recent Results of PIE on Fuel for Demonstration ATR

松本 正樹; 安部 智之; 松本 光雄

ANP '92, 19-1 Pages, 1992/10

None

報告書

高速増殖炉用燃料の温度解析に用いる計算コード(DIRADコード)について

田中 健哉; 中島 弘*; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 中江 延男; 松本 光雄

PNC TN8410 92-187, 21 Pages, 1992/05

PNC-TN8410-92-187.pdf:0.22MB

高速増殖炉用燃料の照射開始後の燃料温度解析用コードが整備されてきている。この種のコードでは、燃料組織変化や燃料ペレット-被覆管ギャップ熱伝達率等の解析モデルが重要である。これら解析モデルについては、海外高速炉及び高速実験炉「常陽」での燃料照射試験結果に基づいて設定されている。本資料は、高速増殖原型炉「もんじゅ」など高速増殖炉用燃料の主として照射開始後の燃料温度評価用として使用される計算コード(DIRADコード)を対象としてその解析モデル及び機能に関する理解を助ける目的をもって作成されたものである。

論文

Recent Results of PIE on MOX Fuel for Demonstration ATR

植松 真一; 安部 智之; 寺門 信一; 松本 光雄

ANP 92 INTERNATIONAL CONFTY OF ADVANCED NUCLEAR P, 2, 19-1 Pages, 1992/00

ATR実証炉MOX燃料の開発を目的とした鶴首の照射試験がふげん炉及び海外炉において実施されている。このうち、最初の照射試験として、ATR実証炉MOX燃料集合体構造の健全性を確認するため、ATR実証炉MOX燃料試験体(TYPE-E燃料体)を用いて、UKAEA SGHWRにおいて照射試験を実施し、その後WindscalePIE施設においてPIEを実施した。その結果、1.集合体燃焼度16,900MWd/tまでのATR実証炉MOX燃料集合体構造及び燃料要素の健全性を確認し、設計燃焼度までの見通しを得た。2.ATR実証炉MOX燃料の熱的、機械的挙動はふげん燃料及び国内BWRUO2燃料のそれと同程度であった。3.ATR実証炉MOX燃料設計手法におけるFPガス放出モデル等の検証を行うと共に燃料設計評価コードATFUELによる燃料要素内圧の予測値が保守的であることを確認した。

論文

Simplified model for the analysis on the duct wall deflection due to in-reactor creep in LMFBR fuel assemblies

菰田 成一; 中江 延男; 松本 光雄

Journal of Nuclear Materials, 188, p.319 - 322, 1992/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

None

論文

Failure behavior of plutonium-uranium mixed oxide fuel under reactivity-initiated accident condition

安部 智之; 中江 延男; 古田土 和雄; 松本 光雄

Journal of Nuclear Materials, 188, p.154 - 161, 1992/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.2(Materials Science, Multidisciplinary)

None

報告書

Operation experience of MOX fuel loaded heavy water reactor

白鳥 芳武; 古林 俊幸; 松本 光雄

PNC TN3410 91-031, 47 Pages, 1991/11

None

報告書

Long-life in-core neutron for prototype hoavy water reactor FUGEN

Oteru, Shigeru; 松本 光雄; Deshimau, Takehide; Tai, Ichio*; Hanai, Kohi*; Kameda, Akiyuki*

PNC TN3410 88-015, 10 Pages, 1988/06

PNC-TN3410-88-015.pdf:0.32MB

None

論文

新型転換炉ふげん発電所の運転実績

川原 敏男; 大輝 茂; 金子 淳; 松本 光雄

日本原子力学会誌, 29(5), p.368 - 384, 1987/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

None

報告書

Bellows for Control Rod Drive Mechanism of Monju

松本 光雄; Ogawa T*; Ishii Y*; Yamagis*; Suzuki*

PNC TN241 79-30VOL3, 18 Pages, 1979/09

PNC-TN241-79-30VOL3.pdf:0.53MB

None

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

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