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加藤 智子; 藤島 敦; 上野 健一; 佐々木 康雄; 能登屋 信; 園部 一志
JNC TN8450 2001-003, 205 Pages, 2001/01
JNC-TN8450-2001-003.pdf:77.1MB
地層処分基盤研究施設(ENTRY)、地層処分放射化学研究施設(QUALITY)の見学における来訪者の理解の促進を図るため、東海事業所環境保全・研究開発センター処分研究部では、平成10年度から平成12年度にかけて、パンフレット等作成ワーキンググループを編成し、ENTRY、QUALITY並びに処分研究部の業務の紹介用パンフレット、試験設備等の紹介用展示パネルなど一連の情報普及素材を作成した。特に展示パネルについては、ENTRY、QUALITYに設置されている主要な設備毎に仕様等の情報を一元的にデータベースとしてまとめた。これにより、今後は設備改造などにより設備側の情報に修正が生じた場合、対応するデータベース上で該当情報を容易に修正することが可能となり、展示パネルの修正にも効率よく対応できるものと期待される。本報告書は、ワーキンググループにおいて作成した素材のうち、パンフレット及び展示パネルの原型となった主要な試験設備等のデータベースについて掲載したものである。
神永 雅紀; 佐々木 忍; 羽賀 勝洋; 麻生 智一; 木下 秀孝; 粉川 広行; 秋元 敦*; 安達 潤一*; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-060, 37 Pages, 2000/11
JAERI-Tech-2000-060.pdf:5.54MB
原研とKEKが共同で建設計画を進めている中性子散乱施設では、大強度陽子加速器から1MWのパルス状陽子ビームを水銀ターゲットに入射させ、核破砕反応により発生した中性子を生命・物質科学等の先端分野の研究に利用する計画である。水銀ターゲット容器は、陽子ビーム及び中性子による照射損傷等により数ヶ月間の運転ごとに交換が必要である。水銀ターゲット容器の交換では、容器が強く放射化しているため、リモートハンドリングによる取り扱いが必須となる。そこで、3次元シミュレーション解析を実施し、ターゲット容器の最適なリモートハンドリングによる交換作業手順とそれに必要な機器を定めた。本報では、リモートハンドリング機器の機能を実証するため計画した実規模ターゲットリモートハンドリング実証試験装置の仕様及び試験計画について述べる。
庄野 彰; 佐藤 若英*; 栗原 国寿
JNC TN9400 2000-037, 87 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-037.pdf:3.48MB
水冷却型増殖炉の核特性の特徴を把握するために、公開文献に基づいて沸騰軽水を冷却材とした炉心、それをベースに冷却材を非沸騰重水及び非沸騰軽水に置換した炉心、ならびに高速炉の代表炉心として大型Na冷却MOX燃料炉心の仕様を設定し、基本的な核特性の比較検討を実施した。高速炉用非均質セル計算コードSLAROMと軽水炉解析に汎用的に用いられているSRACの解析結果を比較し、転換比・中性子スペクトル・エネルギー領域別反応割合・1群断面積等について、両コード間の差は小さく、高速炉核特性評価システムが水冷却型増殖炉の基本的核特性の検討に適用可能であることを確認した。SLAROMコードを用いて上記4種類の炉心の核的パラメータ及び増殖性に見られる相違を考察した。冷却材の変更によって、中性子スペクトル・
値・主要エネルギー領域等が変化する傾向を把握した。水冷却型増殖炉では、冷却材中に存在する水素(または重水素)の影響で低エネルギー成分の中性子束が高速炉に比べて増大し、その結果、主要エネルギー領域が低エネルギー側に移行し、核分裂性核種の値が低下するが、MOX燃料を稠密に配置して増殖性を担保する設計であることが理解できた。Pu同位体組成が増殖特性に及ぼす影響をSRACコードの燃焼解析機能を用いて検討し、Pu-240含有率が大きい組成のPuを装荷した場合には転換比が大きく算定される傾向にあることを定量的に評価した。臨界性及び反応率比に対する感度解析により、沸騰軽水冷却増殖炉では、高速炉に比べて、1KeV以下のエネルギー領域における感度が増加することがわかった。断面積不確かさに起因する核設計予測精度評価については、現在核データセンターで共分散データの見直し中であるため、現状の共分散データを用いて暫定解析結果を得た。見直し後の最新共分散データを用いた内部転換比予測精度評価が今後の課題である。
杉野 弘幸; 藤田 朝雄; 谷口 航; 岩佐 健吾; 長谷川 宏
JNC TN8400 99-096, 23 Pages, 1999/12
これまでにサイクル機構では高レベル廃棄物の地層処分研究に関する研究を、「わが国における高レベル廃棄物地層処分の技術的信頼性-地層処分研究開発第2次取りまとめ-」として取りまとめ、平成11年11月に国に対して報告している。この第2次取りまとめのうち、「分冊2地層処分の工学技術」においては、オーバーパック、緩衝材の設計から、処分場のレイアウト、操業スケジュールまで、幅広く工学的な知見を取りまとめている。本報告は、このうち、緩衝材の設計に関して、背景となる考え方を第2次取りまとめ分冊2の本文に対比させて解説したものである。第2次取りまとめの緩衝材の設計においては、仕様設定の考え方を目に見える形で表現することに留意しており、これに対応して緩衝材の設計要件を10項目設定し、この設計要件を満足する緩衝材の乾燥密度と厚さの範囲をグラフ化して表現している。本報告ではこの緩衝材の範囲設定の考え方を中心に、計算で用いた式、背景等を説明した。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-047, 54 Pages, 1999/11
本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素のうち、オーバーパックについて、第2次とりまとめにおいて提示した炭素鋼オーバーパックの仕様例に対する設計の考え方を中心に、複合オーバーパックの概念の紹介も含め、設計要件、構造設計、製作性および検査性の観点から検討を行った結果を報告するものである。まず、人工バリアの構成要素としてのオーバーパックに求められる設計要件および設計の前提条件をまとめた。候補となる炭素鋼材料については、一般に鍛鋼、鋳鋼、圧延鋼などが用いられるが、軽水炉の圧力容器等にも使用実績の豊富な鍛鋼を選定した。次に炭素鋼オーバーパックについて、処分後に想定される荷重条件の設定を行い、耐圧厚さを決定した。加えて、腐食量の検討から想定寿命期間中の腐食厚さを求め、さらに、腐食に影響を及ぼす地下水の放射線分解防止のためのガラス固化体からの放射線の遮へいに必要な厚さを検討したうえで、オーバーパックの必要板厚を求め、炭素鋼オーバーパックの仕様例として提示した。板厚は190mmとなり、第1次取りまとめ時(平成3年)に設定した仕様と比較して、30%の低減となった。また、オーバーパックを実際に製作し、操業時の利用に当たり考慮されるべきいくつかの点、すなわちガラス固化体の封入、本体および封入溶接部の検査、ハンドリング機構等について、現状の技術をベースに検討を行い、検討すべき課題の抽出と今後の見通しをまとめた。複合オーバーパックの概念については、炭素鋼オーバーパックとの設計の考え方の相違点を中心に紹介した。最後に、今後のオーバーパックの研究開発において検討されるべき課題およびその見通しをまとめた。
狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫
JNC TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04
本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。
納多 勝*
JNC TJ1400 99-035, 256 Pages, 1999/02
本研究は、核燃料サイクル開発機構が平成10年9月に公表した「第2次取りまとめ第l次ドラフト」における「処分技術開発」の内容を対象に、別途構築される評価検討手法の高度化に資することを目的として、国内の大学、民間企業の専門家の意見等をとりまとめたものである。地層処分システムの設計・建設技術に関する検討では、処分空洞建設時に発生が予想されるゆるみ領域の評価手法、空洞安定性解析手法と支保工の設計手法、緩衝材の仕様決定手法等、「処分技術開発」の評価について、主として現状技術を基本とした工学的な観点から各専門家の意見をとりまとめた。人工バリアシステムの長期力学安定性評価については、ベントナイト緩衝材を対象に、周辺の岩盤、オーバーパックの腐食膨張等時系列に発生する事象を解析する手法の現状について、専門家の意見を反映し今後の研究の方向を示唆する事項としてとりまとめた。処分場の管理に関する検討では、閉鎖前後の管理の考え方を中心に、世界各国での議論を調査し、専門家の意見を反映して管理の考え方を助言としてとりまとめた。オーバーパックの腐食に関する検討としては、ベントナイト共存下における腐食試験を実施し、腐食生成物が腐食プロセスに与える影響の評価に資する知見をとりまとめた。
木村 良則*; 羽柴 理一郎*
PNC TJ1064 98-003, 289 Pages, 1998/02
高レベル放射性廃棄物地層処分のような大規模で複雑かつ広範囲な領域を含む問題においては,要素情報の関連構造を理解しやすい形に表現することが重要であると考える。高レベル放射性廃棄物地層処分は,非常に多くの要因が関連しており,その関連構造をわかりやすく可視化することができれば,問題解決の有効な支援につなげることができるであろう。平成9年度の研究では,このような視点から,シナリオ開発に用いているFEP手法による個々の現象や事象等を記述した個別リストの因果関係構造を可視化するため,インフルエンス・ダイアグラムを動的に自動生成するための手法について検討し,地層処分FEP情報データベース・システムの全体管理機能と試作システムの開発を行った。開発したシステムは,UNIXシステムを用いた地層処分FEP情報データベースサーバのXウィンドウを基盤にしたグラフィックス・ユーザーインターフェイスを作成し,構築した地層処分FEP情報データベース機能と密接に連結し動作するものである。また,FEP情報を幅広くアプローチし様々な視点から情報を収集するための手段として,インターネットを利用して地層処分FEP情報データベースを外部専門家等に貸与する方法も試作した。以上の平成9年度成果から,現在のシステムを用いることにより情報の収集および管理に関しては運用のレベルの成果が得られたが,次年度以降の課題としてシナリオの構築手法及びシナリオ及び情報のフィルタリング機能開発を更に発展させる必要性がある事が分かった。
日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 麻生 智一; 粉川 広行; 石倉 修一*; 須々木 晃*; 中村 文人*; 熊坂 勝行*; 坂下 元昭*
JAERI-Tech 97-035, 194 Pages, 1997/07
中性子科学研究計画では中性子散乱研究施設を最初に建設する予定であるが、それを実現するためには、陽子加速器からの5MW規模の陽子ビームを受けるターゲット技術の確立が不可欠である。そこで、ターゲット技術開発の第1段階として、ターゲットを中心としたシステム概念を明らかにするための検討を行った。本報告では、システム検討の基本条件、ターゲット、遠隔操作機器、生体遮蔽体などを組み合わせたターゲットシステムの構成、ターゲットや減速材の冷却設備、ビームポートシャッター、建屋換気系などの系統構成と機器仕様、遠隔保守方法、安全評価検討及び今後必要なR&D項目について述べる。
not registered
PNC TJ8164 97-003, 77 Pages, 1997/03
本業務は、動力炉・核燃料開発事業団殿が従来より設計・検討している高速炉燃料再処理機器試験施設(以下「RETF」と言う。)の主要機器の一つである清澄試験機の内部点検装置について検討したものである。本業務では、RETF用清澄試験機において、溶解液中に含まれる不溶性の固体成分の試験機内部への捕集状況等を確認する内部点検装置の基本設計として、内部観察システム及び運転診断システムのシステム及び要素技術の検討を実施し、システム及び各技術要素の基本仕様を設定すると共に、清澄試験機への適用に向けての課題等を抽出した。本業務で検討を実施した主な項目は以下の通りである。1)内部観察システムのシステム及び要素技術基本仕様の検討2)運転診断技術検討および診断システム基本検討3)内部点検装置のRETF設計への反映検討
前川 恒男*; 福井 裕*; 夏目 智弘*; 上 弘一*; 鳥羽 勇二*
PNC TJ1216 97-009, 29 Pages, 1997/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。人工バリアの構成要素の1つであるオーバーパックについては、現在、炭素鋼オーバーパック(炭素鋼単体構造のもの)と複合オーバーパック(構造強度層としての炭素鋼外面に、チタン、銅などによる耐食層を設けた2層構造のもの)という2つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、製作性の面から検討が進められている。前者に関しては、既に実規模大のオーバーパック試作を通じて、製造技術面での開発要素の抽出が実施されている。本委託研究では、第2次取まとめに向けた課題として、チタン製複合オーバーパックについて、仕様及び製作方法の検討・選定からハンドリング構造も含めた詳細構造検討を実施し、技術的成立性の確認を得た。又、あわせて製造技術上の開発要素及び仕様の合理化に向けた設計改良点の抽出も行った。
前川 恒男*; 福井 裕*; 夏目 智弘*; 上 弘一*; 鳥羽 勇二*
PNC TJ1216 97-008, 87 Pages, 1997/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。人工バリアの構成要素の1つであるオーバーパックについては、現在、炭素鋼オーバーパック(炭素鋼単体構造のもの)と複合オーバーパック(構造強度層としての炭素鋼外面に、チタン、銅などによる耐食層を設けた2層構造のもの)という2つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、製作性の面から検討が進められている。前者に関しては、既に実規模大のオーバーパック試作を通じて、製造技術面での開発要素の抽出が実施されている。本委託研究では、第2次取まとめに向けた課題として、チタン製複合オーバーパックについて、仕様及び製作方法の検討・選定からハンドリング構造も含めた詳細構造検討を実施し、技術的成立性の確認を得た。又、あわせて製造技術上の開発要素及び仕様の合理化に向けた設計改良点の抽出も行った。
環境技術課*
PNC TN9080 93-001, 25 Pages, 1992/12
大洗工学センターの今後の業務展開を見通した場合、従来の廃棄物管理計画になかった廃棄物が多量に発生する状況にある。そのため中長期に渡り、大洗工学センターの研究開発の円滑な推進を図り、かつ廃棄物管理方策の効率的に展開を進めていくため具体的な施策として、固体廃棄物処理技術開発施設(仮称)の建設が不可欠なものとの結論に至った。本計画書は、固体廃棄物処理技術開発施設の建設計画を進める上で必要となる同施設の必要機能、工程等の基本仕様及び概念を取りまとめたものである。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9420 92-014, 125 Pages, 1992/11
本報告書は、高速増殖原型炉もんじゅ建設所蒸気発生器伝熱管の体積試験に使用する超音波探傷試験装置の開発に関し、昭和55年より59年にかけて実施された試作試験に関するR&D成果についてまとめたものである。当該R&Dは、超音波ビームを電子的に回転走査することで伝熱管の全周全長を内面より漏れなく探傷する、管内挿入マルチアレイ型電子的回転操作式プローブを中心とした試験装置の開発に関するものである。ここではプローブの複合化、プローブ位置検出性能の向上、マルチチャンネル超音波探傷器の構成等に関する検討及び試作試験を実施し、装置単体レベルで所定の機能性能を確保するに至った。実機仕様はここでのR&D成果をベースとして定めたものであり、本成果のまとめは実機全体システムを構築する上での指針となるものである。
爲平 浩一; 永井 桂一; 横山 邦彦; 荒 邦章; 林道 寛
PNC TN9410 92-254, 76 Pages, 1992/07
もんじゅ蒸気発生器伝熱管に対し,その健全性を確認するため運転中定期的に体積試験を実施する。ここで使用する検査装置は専用に開発したものであり,この検査装置実用化の最終段階として実規模モックアップ装置による総合機能試験にて最終的な機能,性能の確認を行う。もんじゅ蒸気発生器伝熱管ISI装置用総合機能試験装置はこの総合機能試験に供することを目的に設計,製作したものである。本装置の設計,製作にあたっては検査装置の機能,性能及び実機への適用性が確認できるよう試験対象部と検査装置が取り合う部分について,寸法,形状,材質等を実機と同一になるよう模擬するものとした。検査装置が取り合う部分としては検査装置の据付を行う蒸気発生器上部構造部及び試験対象である伝熱管が挙げられ,上部構造部についてはメンテナンスフロアを含む水室周辺の構造物について寸法,形状を実機と同一とし,伝熱管についてはヘリカルコイル部の最内層,中間層及び最外層の伝熱管各1本ずつを選択し,これらをモデルとして寸法,形状,材質及び溶接施工法を実機と同一として設計,製作を行った。本装置の実機を模擬した部分に対し,製造段階及び据付時に実機と同一の試験検査を行い,本装置が実機と同一の仕様であることを確認した。これより本装置は試験対象である蒸気発生器と検査装置との取り合い部分が実機と同一に模擬されており,総合機能試験にて検査装置の機能,性能の確認に供することが可能となった。
若松 幸雄; 佐藤 真人; 久保 伸夫; 桜井 聡; 阿見 則男
JAERI-M 90-161, 41 Pages, 1990/09
再処理抽出工程における共除染工程の異常過渡特性を研究するため、抽出及び洗浄塔から成る小型パルスカラム抽出装置(有効抽出部:25
2260
mH2塔)を製作した。また付帯設備として、抽出実験の後で発生する低濃度のウラン水溶液を再使用するためにウラン水溶液濃縮装置も製作した。ここでは、各々の装置製作に当たっての設計上の留意事項、設計製作仕様を述べると共に、異常過渡特性実験を行う必要な装置の運転方法を述べる。特に、運転操作方法については、ウラン抽出実験はもとより、実験に用いる給液調整、実験後の溶液の処理(逆抽出、希釈剤洗浄、アルカリ洗浄、ウラン水溶液濃縮)についても述べた。
桜井 聡; 平田 勝; 阿見 則男; 臼田 重和; 阿部 治郎; 若松 幸雄; 館盛 勝一; 福島 奨; 栗原 正義; 小林 岩夫
JAERI-M 90-059, 35 Pages, 1990/03
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の原子炉関連設備で使用するプルトニウム硝酸溶液燃料(Pu:60kg)の調製方法を確証するため、「酸化プルトニウム溶解性モックアップ試験」が計画された。この試験は、電解酸化法による100g規模の酸化プルトニウムの溶解、プルトニウム精製のための原子価調製、ならびにこれらの装置を格納し、プルトニウムに含まれる
Amおよび溶解時に添加した銀の除去を目的としたプルトニウム精製からなる。本試験を実施するために、溶解、原子価調製および精製装置、ならびにプルトニウム溶液を取扱うためのグローブボックスを大洗研究所燃料研究棟に製作・整備した。本報告では、これらの装置およびグローブボックスの設計条件、使用および性能試験について述べる。
Cr-1Mo鋼の材料性能の現状古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清
JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10
本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。
石田 泰一; 渡辺 昌介*; 小松 純治*; 河田 東海夫*
PNC TN243 81-03, 24 Pages, 1981/10
高速炉用燃料開発計画の一環としてラプソディ、DFR等、海外の高速炉を利用して行った燃料要素照射試験の概要及び高速実験炉「常陽」における燃料の燃焼実績をまとめた。海外の高速炉を利用した一連の試験で照射した燃料要素本数は約100本であり、最高到達燃焼度は約113,000MWD/T(要素平均値)である。一方高速実験炉「常陽」ではこれまでに約8,400本の燃料要素が燃焼済み又は燃焼中であり、最高燃焼度は約32,000MWD/Tにいたっている。これらの燃料の照射後試験により、FPガス放出率等燃料設計上有用なデータが得られた。