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報告書

超深地層研究所計画における地下水の地球化学に関する調査研究; 瑞浪層群・土岐花崗岩の地下水の地球化学特性データ集(2016年度)

渡辺 勇輔; 林田 一貴; 加藤 利弘; 久保田 満; 青才 大介*; 熊本 義治*; 岩月 輝希

JAEA-Data/Code 2018-002, 108 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-002.pdf:6.53MB

日本原子力研究開発機構は岐阜県瑞浪市で進めている超深地層研究所計画において、研究坑道の掘削・維持管理が周辺の地下水の地球化学特性に与える影響の把握を目的とした調査研究を行っている。本データ集は、超深地層研究所計画において、2016年度に実施した地下水の採水調査によって得られた地球化学データ及び2014年度から2016年度の間に得られた微生物データを取りまとめたものである。データの追跡性を確保するため、試料採取場所、試料採取時間、採取方法及び分析方法などを示し、あわせてデータの品質管理方法について示した。

論文

高速炉の高サイクル熱疲労解析評価における実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」の整備; 品質マネジメントの実装に関する検討

田中 正暁

計算工学講演会論文集(CD-ROM), 22, 4 Pages, 2017/05

ナトリウム冷却高速炉における重要な評価課題の一つである高サイクル熱疲労現象に対する数値解析評価手法の整備およびそれによる実機評価では、不確かさ評価を含むV&Vの実施が重要となる。そのため、原子力学会で策定されたモデルV&Vに関するガイドラインに準拠した実機評価までを含むVVUQ実施手順「V2UP」を整備しており、整備課題の一つである品質マネジメントの実装について、日本計算工学会標準「工学シミュレーションの標準手順」を基づいて検討した結果について報告する。

論文

放射線利用における線量計測の現状

小嶋 拓治

放射線と産業, (89), p.4 - 7, 2001/01

放射線利用又は試験・研究における工程や品質管理の有効な手段のひとつである放射線計測に関する現状をまとめた。国際標準化機構(ISO)や国際原子力機関(IAEA)などが行っている規格作成やワークショップ開催などの活動や、4MeV以上の電子線量の評価に関する整合性確認の動向を紹介するとともに、計量法における問題点及び国際規格の導入などの国内の標準化の現状について述べた。また、線量計測における新しいニーズとそれに対応して開発が行われている線量計システムを紹介する。さらに、大線量計測技術の継承と人材育成の重要性についても言及した。

報告書

もんじゅ燃料ペレットの品質管理について

梶山 登司; 松崎 壮晃

JNC TN8410 2000-015, 7 Pages, 2000/10

JNC-TN8410-2000-015.pdf:0.09MB

1999年9月に英国原子燃料会社(BNFL)のセラフィールド工場でMOX燃料ペレットの寸法検査データ不正問題が発生した。本資料は当該事象に艦み、JNC東海事業所プルトニウム燃料センター(第三開発室)における燃料ペレット品質管理体制について、その概要を取りまとめたものである。

報告書

オーバーパック溶接部の設計手法に関する研究-溶接品質定量化のための基礎データの取得-(研究報告書)

柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*

JNC TJ8400 2000-049, 161 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-049.pdf:9.56MB

本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150$$^{circ}C$$、破壊靭性試験は0$$^{circ}C$$と150$$^{circ}C$$で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。

報告書

オーバーパック溶接部の設計手法に関する研究-溶接品質定量化のための基礎データの取得-(研究概要)

柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*

JNC TJ8400 2000-048, 30 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-048.pdf:1.64MB

本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および溶接施工条件の検討 溶接方法として電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150$$^{circ}C$$、破壊靱性試験は0$$^{circ}C$$と150$$^{circ}C$$で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。

報告書

地層処分場の建設技術に関する検討

棚井 憲治; 岩佐 健吾; 長谷川 宏; 三浦 一彦*; 奥津 一夫*; 小林 正明*

JNC TN8400 99-046, 177 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-046.pdf:6.03MB

アクセス坑道、連絡坑道、主要坑道及び処分坑道から構成される地下施設の建設においては、大深度に総延長百km以上にも及ぶ多数の坑道群を施工することになる。したがって、大量のずりの搬出、換気や事故時の避難ルートの確保などに対して通常のトンネル工事以上に留意する必要がある。これに加え、通常のトンネル工事でもしばしば遭遇する弱層部における切羽の崩壊や膨張など切羽の不安定現象、湧水やそれに起因する地山の崩壊、ガスの発生、山はね現象などの事象についてもさらに注意を払う必要がある。本報告書では、上記の事柄を念頭に、既存の建設工法を整理するとともに、現状で施工可能な工法を選択し、その施工手順や必要な設備類について検討を行った。また、地下深部で遭遇する種々の事象に対する対策工法事例調査等をもとに整理し、その適用可能性について検討を行った。処分孔竪置き方式における処分孔の掘削については、現状で考えられる掘削技術の調査、諸外国での事例等をもとに現状で候補としてあげられる掘削技術を抽出し、その施工概要等を示した。さらに、品質管理に対する考え方を整理するとともに、品質管理項目及び品質管理内容の検討を実施した。これらの検討から、大深度地下を対象とした処分場の建設技術としては、基本的に現状のトンネルや地下空洞の掘削技術を適用または準用することが可能である。さらに、地下深部で遭遇する環境下で安全かつ合理的な施工を行うため、適正な対策工法の選択あるいは組み合わせによる対応が必要であるとともに、従来のトンネル工事にも増してより綿密な施工管理や計測結果を適切に判断するためのシステムの構築等が必要となる。

報告書

複合オーバーパックの設計研究(II)(研究概要)

not registered

PNC TJ1211 98-005, 62 Pages, 1998/02

PNC-TJ1211-98-005.pdf:2.65MB

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。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、鋼を用いた複合オーバーパックについて海外における検討事例の調査および鋼材料に関する調査とオーバーパック耐圧強度に関する検討等を実施し、これに基づいた構造概念の構築を行った上、詳細設計を実施した。次に、品質管理に関する検討ならびに放射線損傷に関する検討を行った。

報告書

複合オーバーパックの設計研究(II)

大迫 顕彦*; 田中 宏和*; 橋本 知彦*; 下田 収*

PNC TJ1211 98-004, 138 Pages, 1998/02

PNC-TJ1211-98-004.pdf:4.95MB

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。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、銅を用いた複合オーバーパックについて海外における検討事例の調査および銅材料に関する調査とオーバーパック耐圧強度に関する検討等を実施し、これに基づいた構造概念の構築を行った上、詳細設計を実施した。次に、品質管理に関する検討ならびに放射線損傷に関する検討を行った。

報告書

TLD測定値の信頼性の向上に関する検討(2)-感度補正係数の実務適用に関する基礎的検討-

辻村 憲雄; 江尻 明; 小松崎 賢治; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦

PNC TN8410 97-002, 40 Pages, 1996/12

PNC-TN8410-97-002.pdf:2.39MB

動燃事業団東海事業所では、昭和57年度より放射線業務従事者の個人被ばく管理にTLDバッジを使用しており、現在、約13,000個のTLD線量計を保有している。これら保有する全てのTLD線量計について、年一回の感度試験並びにゼロ点確認試験等を行いTLDの品質管理を行っているが、全てのTLDの感度は等しく揃っているわけではないため、ホウ酸リチウム系のTLDで約8%、硫酸カルシウムTLDでは約5%の感度の個体差を有しており、より精度の高い線量評価を行うにはTLDの感度の固体差を極力小さくする必要がある。本報告では、個々のTLDについて感度の固体差を補正する係数(感度補正係数)を実験的にあらかじめ定めておき、線量評価の段階で補正を加えることによって、線量評価精度を向上させる手法について検討した。その結果、ホウ酸リチウム系のTLDについては約5%、硫酸カルシウムTLDについては約2%まで、感度の固体差を低減させることが可能であることが判明した。また、現在実施しているTLD品質管理方法に関する問題点を摘出し、今後の検討課題としてとりまとめた。

論文

インドネシア原子力庁ラジオアイソトープ生産センター

阿部 俊彦*

Isotope News, 0(508), p.12 - 15, 1996/09

1995年2月以来滞在している標記センターの概要を紹介する。センターの所在するPUSPIPTEK研究開発団地、センターの含まれるスルポン原子力研究センターについて簡単に述べ、次いでセンターの沿革、人員、組織、予算、施設の規模を説明した。研究開発の内容について、主建屋における原子炉中性子によるRIの製造及び放射性医薬品の生産、サイクロトロン棟における荷電粒子によるRIの生産及び製品の品質管理の順に記述した。放射線管理について簡単に触れたのちRI生産事業その他インドネシア原子力庁の生産部門の民営化の進展状況の概要を述べた。

報告書

TRU廃棄物の廃棄体特性評価データ取得に関する調査

豊原 尚実*; 平山 文夫*; 田村 俊幸*; 深澤 拓司*; 五十嵐 登*

PNC TJ8164 96-010, 213 Pages, 1996/03

PNC-TJ8164-96-010.pdf:7.49MB

TRU廃棄物を処分するためには、TRU廃棄体の特性を評価するデータを廃棄物が固化される前に出来る限り取得しておくことが合理的である。このようなことから本調査では、動力炉・核燃料開発事業団殿での検討資料や、既存の低、中レベル(TRU)廃棄物処分場等における廃棄体受入基準、また原子力発電所の廃棄体埋設動向等を参考として廃棄体特性評価データを選定した。この中から動力炉・核燃料開発事業団殿から提示された廃棄物処理プロセスで発生する廃棄体について、処分場の安全審査に必要なデータ、貯蔵、輸送の安全維持に必要なデータを絞り込み、重要度を考慮してデータ取得の必要性を評価した。具体的なデータ取得方法の検討では、合理的な品質保証の考え方を整理するとともに、必要なデータ項目のうち特に放射性核種濃および有害物について、モデル処理施設のプロセスにおける測定ポイントと手法を抽出した。また、プロセスの放射能バランスを考慮して、廃棄体の核種放射能の推定を行い、NDAおよび分析手法の適用性を定量的に評価した。今後の課題の検討では、より現実的な放射性核種濃度データによるデータ取得方法の適用性評価や有害物の含有量データおよび運転管理マニュアルの整備などの検討項目を明らかにした。

報告書

性能評価手法の統合的運用に関する研究(概要版)

向井 悟*; 北尾 秀夫*; 立川 博一*; 房枝 茂樹*; 柳澤 一郎*; 土井 基尾*; 浜崎 学*

PNC TJ1216 96-003, 106 Pages, 1996/03

PNC-TJ1216-96-003.pdf:2.44MB

ニアフィールド性能の定量化には、処分環境で生起する現象のモデル化、使用データの信頼性の向上及びそれらモデルやデータの統合の他、モデル、データの履歴、解析内容のトレース等が可能な品質管理体系の構築が必要である。このため、本研究では性能評価手法の統合的な運用を進めていくため、以下の検討を実施した。(1)速度論的吸着特性を考慮した物質移行モデルの開発及びトレーサー試験解析・速度論的吸着モデルに関する文献調査の結果、吸着性トレーサであるCs、Srは、Frenudlich型の吸着を示すことが分かった。・吸着速度を考慮して物質移行のモデル化を行ない、吸着速度定数及びFrenudlich定数の違いによる物質移行量への影響を把握することができた。・吸着性トレーサ試験のデータを用いた解析の結果、Naは線形吸着モデルで説明できるがSr、Rb、Csについては吸着速度を考慮することで、大略破過曲線を説明することができた。(2)Uの溶解度制限固相の変遷に関する研究・UO2(am)は、十分にUO2(cr)まで結晶化した。UO2(cr)の溶解度は、10-10$$sim$$10-9Mになると推定された。・乾式法でUO2(cr)が合成されたが、固相表面は、活性で溶解度が高いことが示された。(3)性能評価手法の統合的運用のための品質管理システムに関する研究

報告書

性能評価手法の統合的運用に関する研究

not registered

PNC TJ1216 96-002, 387 Pages, 1996/03

PNC-TJ1216-96-002.pdf:8.02MB

ニアフィールド性能の定量化には、処分環境で生起する現象のモデル化、使用データの信頼性の向上及びそれらモデルやデータの統合の他、モデル、データの履歴、解析内容のトレース等が可能な品質管理体系の構築が必要である。このため、本研究では性能評価手法の統合的な運用を進めていくため、以下の検討を実施した。(1)速度論的吸着特性を考慮した物質移行モデルの開発及びトレーサー試験解析・速度論的吸着モデルに関する文献調査の結果、吸着性トレーサであるCs、Srは、Frenudlich型の吸着を示すことが分かった。また、吸着平衡に達するまでには数10hr要し、Csの方がSrよりも平衡に達するまでに時間を要することが分かった。・吸着速度を考慮して物質移行のモデル化を行ない、吸着速度定数及びFrenudlich定数の違いによる物質移行量への影響を把握することができた。・吸着性トレーサ試験のデータを用いた解析の結果、Naは線形吸着モデルで説明できるがSr、Rb、Csについては吸着速度を考慮することで、大略破過曲線を説明することができた。(2)Uの溶解度制限固相の変遷に関する研究・UO2(am)は、十分にUO2(cr)まで結晶化した。UO2(cr)の溶解度は、10-10$$sim$$10-9Mになると推定された。・乾式法でUO2(cr)が合成されたが、固相表面は、活性で溶解度が高いことが示された。・Dr、Raiの報告によると結晶である238PuO2は、1,266日でアモルファスに変遷するが、本解析においては、その現象が半年$$sim$$2年で顕著に起こる。(3)性能評価手法の統合的運用のための品質管理システムに関する研究等

報告書

核燃料技術開発部小集団活動平成7年度報告書

河野 秀作; 明珍 宗孝; 堀江 靖*; 角川 章二; 杉山 顕寿*; 井沼 昭生*; 関 正之

PNC TN8440 96-011, 234 Pages, 1996/01

PNC-TN8440-96-011.pdf:29.23MB

NSKの平成7年度の活動について概要及び総括、各種行事関係資料、推進部会議事録等をとりまとめた。

報告書

核燃料技術開発部 小集団活動 平成6年度報告書

亀田 昭二; 河野 秀作; 岡田 尚; 原田 秀郎; 中村 詔司; 峯岸 雅俊; 関 正之

PNC TN8440 95-014, 192 Pages, 1995/03

PNC-TN8440-95-014.pdf:7.67MB

NSKの平成6年度の活動について概要及び総括、各種行事関係資料、推進部会議事録等をとりまとめた。

報告書

地層処分システムにおける熱-水-応力連成モデルの開発(4)(最終報告書)

千々松 正和*; Oanh, T.*; 雨宮 清*

PNC TJ1412 95-002, 186 Pages, 1995/03

PNC-TJ1412-95-002.pdf:9.67MB

放射性廃棄物の地層処分においては緩衝材とその周辺岩盤に、廃棄体から発生する熱による力学・透水特性の変化、地下水の侵入による伝熱・力学特性の変化、緩衝材の膨潤、岩盤の変形による伝熱・透水特性の変化等が相互に複合して生じる。このため、人工バリア及びその周辺岩盤の伝熱特性、力学的挙動、水理特性等を評価するためには、これらの熱-水-応力連成現象を解析するモデル、コードの開発・確証が必要である。本研究では、人工バリアの熱-水-応力連成モデル、コードを開発することを目的に、緩衝材中の水分移動による膨潤圧力発生現象のメカニズムを検討し、これを考慮した解析コードの開発とその妥当性の評価を行った。また、原位置における熱-水-応力連成試験の設計検討として、緩衝材の施工法及び品質確認手法の検討を実施した。

報告書

地層処分システムにおける熱-水-応力連成モデルの開発(4)(報告書概要)

千々松 正和*; Oanh, T.*; 雨宮 清*

PNC TJ1412 95-001, 107 Pages, 1995/02

PNC-TJ1412-95-001.pdf:5.8MB

放射性廃棄物の地層処分においては緩衝材とその周辺岩盤に、廃棄体から発生する熱による力学・透水特性の変化、地下水の侵入による伝熱・力学特性の変化、緩衝材の膨潤、岩盤の変形による伝熱・透水特性の変化等が相互に複合して生じる。このため、人工バリア及びその周辺岩盤の伝熱特性、力学的挙動、水理特性等を評価するためには、これらの熱-水-応力連成現象を解析するモデル、コードの開発・確証が必要である。本研究では、人工バリアの熱-水-応力連成モデル、コードを開発することを目的に、緩衝材中の水分移動による膨潤圧力発生現象のメカニズムを検討し、これを考慮した解析コードの開発とその妥当性の評価を行った。また、原位置における熱-水-応力連成試験の設計検討として、緩衝材の施工法及び品質確認手法の検討を実施した。

報告書

平成4,5年度環境技術開発部小集団活動報告書

石川 博久; 後藤 博幸; 栗原 孝幸; 佐々木 康雄

PNC TN8440 94-020, 70 Pages, 1994/06

PNC-TN8440-94-020.pdf:2.44MB

平成5年度東海事業所小集団活動推進基本方針を受けて,環境技術開発部の小集団活動方針をQC手法を用いたR&D部門小集団活動の促進等と決定し,小集団活動を進めることとした。環境技術開発部の部内小集団委員長を部長とし,以下部内小集団活動推進部会および推進事務局を組織し,計39サークルによる小集団活動を実施した。小集団活動として,各サークルは年2回の発表(中間発表も含む)を行った。従来の年間2テーマ完結にとらわれることなくR&D部門におけるQC的考え方の活用,問題点の醸成に向けた支援・指導の実践をはかりより一層やりがいのある小集団活動および安全職場環境創りに成功することができた。1.教育,訓練については日科技連等主催の外部研修および動燃内部研修のQC,KY教育への参加を行った。2.サークルリーダー連絡会および支援者連絡会を行い,各サークル内で現在発生している問題点について改善策を話会い,今後のQC活動に反映することとした。3.部内発表会を年間2回(前期,後期)行い,KGS大賞サークルを所主催のTSK発表会へ参加させる事とした。平成5年度の環境技術開発部小集団活動を部長以下,推進部会および計39サークルにより進めた結果,職場の活性化並びにチームワークの手助けになったものと考える。

論文

線量計測トレーサビリティシステム整備のために; 加工レベル線量計測標準化の現状

田中 隆一

放射線と産業, (59), p.14 - 19, 1993/09

放射線照射した製品の流通が進展するに伴って、加工処理の品質管理、とりわけ品質保証の基本的手段となる線量計測の標準化が急務となってきた。線量計測では測定値が線量標準に遡及可能なこと、すなわちトレーサビリティが必要とされるようになり、国内でも計量法改正にともない、トレーサビリティシステムの創設が進められている。本稿では、線量計測標準化の国際的及び国内的活動の現状、線量計測技術の動向について述べるとともに、$$gamma$$線標準化の次の段階としての電子線, X線量計測の標準化、線量計測における不確定さの評価等について言及する。

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