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報告書

平成26年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2015-030, 115 Pages, 2015/12

JAEA-Review-2015-030.pdf:25.28MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成26年4月1日から平成27年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成25年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.

JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

平成24年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

報告書

316FR鋼の材料試験データ集(Ⅸ) (データ集)

小高 進; 加藤 章一; 吉田 英一; 川上 朋広*; 鈴木 高一*; 川島 成一*; 石上 勝夫*

JNC-TN9450 2005-001, 196 Pages, 2005/03

JNC-TN9450-2005-001.pdf:6.7MB

新技術開発試験グループでは,FBRの構造材料に用いられている316FR鋼について長期にわたり材料試験を実施してきた.本報告は試験データの拡充が図れたために取りまとめたものである.4万時間を超える長時間試験やナトリウム環境下での試験など多くの貴重な試験データを有するものであり,今後のFBR材料研究に役立つものである.報告内容は以下の通りである.(1)材料:316FR鋼,素材(14ヒート),溶接同材継手(18ヒート)溶接異材継手(2ヒート)(2)試験雰囲気 : 大気中,ナトリウム中 (3)試験温度 : 室温$$sim$$800$$^{circ}C$$(4)試験方法 : JIS及び「FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)*4」に準拠した.(5) データ点数 : 引張試験 234点 クリープ試験} 408点 疲労試験} 201点 クリープ疲労試験}47点 リラクセーション試験} 6点 合計}} }} 896点なお,本データ集は「FBR構造材料データ処理システム(SMAT)」の帳票を出力したものである.

報告書

高クロム鋼の材料特性試験(III); HCM12A(2001年度材)の熱時効後の機械的強度試験

安藤 勝訓; 加藤 章一; 吉田 英一; 鈴木 高一*

JNC-TN9400 2003-113, 49 Pages, 2004/02

JNC-TN9400-2003-113.pdf:2.85MB

高速炉における荷重条件には、高温・低圧で過渡熱応力が主体的という特徴がある。実用化戦略調査研究では、これらの特徴を踏まえ、高温強度と熱的特性がバランスよく、耐熱過渡強度に優れる高クロム(以下、Cr)フェライト系鋼を、高速増殖炉構造材料として適用することが検討されている。本研究では、高クロム鋼のHCM12A(2001年度FBR熱処理材)について、長時間熱時効後の基本材料特性および組織安定性を評価することを目的に、受入材と熱時効材(600$$^{circ}C$$-3000h/6000h)(以下、時効)の引張試験、硬さ試験、衝撃試験、リラクセーション試験およびミクロ組織観察を行った。これらの試験の結果、以下の結論を得た。(1)0.2%耐力および引張強さは、時効により若干低下する傾向がみられた。しかし、時効後もHCM12A(火力)およびMod.9Cr-1Mo鋼の受入材のそれに比較して高い値を示した。また、0.2%耐力および引張強さは、HCM12A鋼材料強度基準試案で定められたSu値およびSy値を上回っていた。(2)破断伸びおよび破断絞りは、時効によりわずかに低下する傾向が見られた。また、破断絞りおよび破断伸びは、HCM12A(火力)およびMod.9Cr-1Mo鋼よりもやや低い値を示した。(3)衝撃特性では、時効にともない上部棚吸収エネルギーは低くなり、受入材の110J/cm2程度に対して、600$$^{circ}C$$-6000h時効材では、70J/cm2程度の値を示した。受入材における上部棚吸収エネルギーは、Mod.9Cr-1Mo鋼のそれに比較し、1/2以下、HCM12A(火力)のそれに比較し約2/3であった。(4)応力緩和挙動については、時効材は受入材に比較し、0.10%および0.30%ひずみ制御ともに応力緩和量がやや小さかった。(5)ミクロ組織観察より、HCM12A(2001年度FBR熱処理材)の時効による脆化は、主として旧$$gamma$$粒界・パケット境界およびラス境界に凝集・粗大化する炭化物および時効中に析出するLaves相により導かれる可能性が示唆された。

報告書

SUS304鋼の材料試験データ集(III)

小高 進; 加藤 章一; 川上 朋広*; 鈴木 高一*; 高森 裕二*

JNC-TN9450 2003-002, 962 Pages, 2003/03

JNC-TN9450-2003-002.pdf:35.27MB

新技術開発試験グループでは、FBRの構造材料に用いられているSUS304鋼について長期にわたり材料試験を実施してきた。本報告は試験データの拡充が図れたために取りまとめたものである。10万時間を超える長時間試験やナトリウム環境下での試験など多くの貴重な試験データを有するものであり、今後のFBR材料研究に役立つものである。報告内容は以下の通りである。(1)材料 : SUS304鋼、素材(55ヒート), 溶接継手(143ヒート) (2)試験雰囲気 : 大気中, ナトリウム中, 真空中 (3)試験温度 : 室温$$sim$$800$$^{circ}$$C (4)試験方法 : JIS及び「FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)」に準拠した。(5)データ点数 : 引張試験 : 1,185点, クリープ試験 : 1,044点, 疲労試験 : 1,037点, クリープ疲労試験 : 263点, 合計 : 3,529点。なお、本データ集は「FBR構造材料データ処理システム(SMAT)」の帳票を出力したものである。

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