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報告書

地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究; 平成26年度成果報告(共同研究)

小林 正人*; 齋藤 雅彦*; 岩谷 隆文*; 中山 雅; 棚井 憲治; 藤田 朝雄; 朝野 英一*

JAEA-Research 2015-018, 14 Pages, 2015/12

JAEA-Research-2015-018.pdf:5.43MB

原子力機構と原子力環境整備促進・資金管理センター(原環センター)は、地層処分研究ならびに技術開発を進めている。原子力機構は、北海道幌延町において幌延深地層研究計画を進めており、地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。一方、国は深地層の研究施設等を活用して、国民全般の高レベル放射性廃棄物地層処分への理解促進を目的として、実規模・実物を基本とするが、実際の放射性廃棄物は使用せずに、地層処分概念とその工学的な実現性や人工バリアの長期挙動までを実感・体感できる設備の整備等を行う「地層処分実規模設備整備事業」を平成20年度から公募事業として進めており、平成26年度は事業名称を「地層処分実規模設備運営等事業」に変更した。原子力機構と原環センターは、原環センターが受注した「地層処分実規模設備運営等事業」の工学技術に関する研究を共同で実施するために、共同研究契約「地層処分実規模設備運営等事業における工学技術に関する研究」を締結した。なお、本共同研究は幌延深地層研究計画のうち、処分システムの設計・施工技術の開発や安全評価手法の信頼性確認のための研究開発の一環として実施する。本報告は、本共同研究における平成26年度の成果について取りまとめたものである。

論文

原子炉用黒鉛構造部材の受入れ検査

石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策

炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02

現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950$$^{circ}C$$の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。

論文

A 3 MV heavy element AMS system using a unique TOF set-up

Gottdang, A.*; Klein, M.*; Mous, D. J. W.*; 北村 敏勝; 水谷 義彦*; 鈴木 崇史; 荒巻 能史; 外川 織彦; 甲 昭二*; 須藤 一彦*

AIP Conference Proceedings 576, p.403 - 406, 2001/00

3MVタンデトロンを用いた重元素測定用AMSシステムは、原研むつにおいて運用を開始している。本システムは、イオン入射システムに逐次入射法を採用している。高エネルギー質量分析部には、エネルギー弁別機能を持った独立する二つのフォイルにより対象となる同位体を測定する独特なTOFシステムを採用している。この方法は$$^{36}$$Clや$$^{41}$$Ca測定のように同重体の影響を受ける元素分析に適しており、フォイルに起因する散乱ビームを処理するため大きな散乱ビームにも対応できるように設計されている。本講演では、システムの構成及び特徴について議論するとともに、テストの結果得られたI-129の測定精度及び装置のバックグラウドについて報告する。

論文

黒鉛構造物の表面欠陥に対する健全性評価; 受入検査への渦流探傷検査の適用性

石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*

JCOSSAR95論文集, 0, p.199 - 206, 1995/00

高温工学試験研究炉の炉心支持黒鉛構造物の受入検査として、表面欠陥の検出を目的とした渦流探傷検査の適用性について、検出限界欠陥寸法の実験的評価及びこの検出限界欠陥寸法を表面欠陥として想定した破壊力学的評価を実施した。その結果、(1)渦流探傷検査によるPGX黒鉛の検出限界欠陥寸法は、長さ約5mmで深さ約1mm程度であること、(2)検出限界欠陥寸法の初期欠陥は、原子炉の運転に伴い進展しない領域にあること、(3)検出限界欠陥寸法は、破壊の開始する限界欠陥寸法との比較から十分に許容される大きさであること、を明らかにし、黒鉛構造物の受入検査として、渦流探傷検査による表面欠陥の検出が有用であることを示した。

論文

Application of ultrasonic testing as acceptance test for the graphite component of HTTR

石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 神戸 護*

Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.575 - 580, 1995/00

高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物は、黒鉛素材の段階で受入検査として超音波探傷試験(UT)を行うことになっている。多孔質材料の黒鉛材料は、金属材料と特性が異なるため、既に確立されている金属材料に対するUT方法を、直接黒鉛材料に適用できない。このため、黒鉛素材に対するUT方法を策定し、これに基づいてHTTRの受入検査を実施した。本研究により得られた結論は以下のとおりである。(1)原子炉級黒鉛素材に対するUT方法を策定した。(2)ノイズエコー高さと引張強度に相関が認められた。(3)本UT方法をHTTRの受入検査に用い、その有効性を実証した。

報告書

HTTRのPGX黒鉛構造物の受入検査における渦流探傷試験

石原 正博; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 大岡 紀一; 神戸 護*; 高橋 正昭*

JAERI-M 93-252, 39 Pages, 1994/01

JAERI-M-93-252.pdf:0.82MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物のうち、原子炉級準等方性PGX黒鉛構造物の受入検査として渦流探傷試験を計画している。多孔質材料である黒鉛材料は、金属材料と特性が異なり、鋼構造物等の金属材料に対して確立された渦流探傷試験方法をそのまま黒鉛構造物に適用できない。このため、原子炉級微粒等方性IG-110黒鉛については、既に渦流探傷試験の方法等を策定した。しかしながら、PGX黒鉛は、IG-110黒鉛に比べ粒径が大きく、さらにより気孔径も大きく探傷面での表面状態に相違があるため、渦流探傷試験による欠陥の検出性が異なり、IG-110黒鉛に対する規定をそのまま適用できない。このため、PGX黒鉛の欠陥の検出性を調べ渦流探傷試験の方法及び条件を策定した。

報告書

HTTRのIG-110黒鉛構造物の受入検査における渦流探傷試験

石原 正博; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 大岡 紀一; 神戸 護*; 高橋 正昭*; 田中 康博*; 進藤 嘉久*; 河江 秀俊*

JAERI-M 93-197, 44 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-197.pdf:1.06MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物のうち原子炉級微粒等方性IG-110黒鉛製品に対しては、非破壊検査として渦流探傷試験を計画している。金属材料に対する渦流探傷試験の実績は十分有り、その検査基準は確立されている。しかしながら、多孔質材料の黒鉛材料は金属材料と特性が異なるため、鋼構造物の渦流探傷試験方法をそのまま黒鉛構造物に適用できない。このため、IG-110黒鉛製品を対象とした渦流探傷傷試験の方法及び条件を明確にした。

報告書

高温工学試験研究炉の黒鉛検査基準における材料検査の検討

伊与久 達夫; 多喜川 昇*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 辻 延昌*; 山田 邦貴*; 杉原 哲哉*

JAERI-M 93-002, 28 Pages, 1993/01

JAERI-M-93-002.pdf:0.72MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛検査基準は、材料検査、非破壊検査、寸法検査及び外観検査からなる。材料検査については、黒鉛及び炭素材料に対して特に考慮する項目について解説されているが、その詳細は規定されていない。このため、銘柄検査、不純物検査及び機械的強度検査からなる材料検査について、黒鉛及び炭素で材料に特有の検査方法、判定基準等を検討した。検討に際しては、HTTRで使用する黒鉛及び炭素材料について、従来取得してきたデータを体系的に調査・分析すると共に、製造メーカに問い合わせた最新の製造実績を考慮した。検討の結果、一部の明確に規定されていなかった材料検査の検査方法及び判定基準を具体的に設定することができた。HTTRの黒鉛及び炭素の材料検査は、本成果に基づいて行う予定である。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料検査基準

小林 紀昭; 塩沢 周策; 林 君夫; 沢 和弘; 佐藤 貞夫; 福田 幸朔; 金子 光信*; 佐藤 努*

JAERI-M 92-079, 75 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-079.pdf:1.73MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は被覆燃料粒子を基本とした燃料を使用しており、その検査基準は作成されていなかった。このため、米国、ドイツ及び国内で実施している高温ガス炉燃料の検査を参考にし、また研究所内外の専門家の協力を得てHTTRの燃料検査基準を作成した。この検査基準では検査用試料の抜取基準も合せて定めた。本報告書は、HTTR燃料の検査基準、抜取検査基準及びそれらの解説をまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉の黒鉛検査基準

豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策

JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-102.pdf:1.49MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。

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