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報告書

原子力施設の免震構造に関する研究(核燃料施設)

瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*

JNC TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01

JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB

一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。

報告書

地層処分システムの性能評価に関する超長期試験の概念検討

西田 隆太朗*; 西村 務*; 阿部 隆*; 綿谷 茂; 坂本 圭史*; 別府 紘一*

PNC TJ1058 98-003, 138 Pages, 1998/02

PNC-TJ1058-98-003.pdf:5.91MB

試験期間は5年以上におよぶ超長期の試験は、地層処分システムの性能評価モデルおよびデータの信頼性の向上、ならびに処分場候補地の地元住民や国民に対する地層処分システムの安全性の明示に有効であることから、米国、ベルギーを始めとして各国で実施されている。これら海外で実施されている超長期の試験のうち、我が国の地層処分システムに結果を適応することができるものは極めて少なく、我が国の地層処分システムに対応した超長期試験を早急に実施する必要がある。このような背景から、本研究は我が国の地層処分システムに対応した超長期の試験の概念の検討を目的として実施する。今年度は、各国で実施されている超長期試験の文献調査、我が国の地層処分システムの性能評価で必要と考えられる超長期試験の抽出、各試験の概念検討等を実施した。

報告書

実規模ガラス固化体の浸出試験(2)

園部 一志; 石黒 勝彦

PNC TN8410 92-114, 85 Pages, 1992/03

PNC-TN8410-92-114.pdf:4.03MB

クラックの存在量が既知の大型模擬ガラス固化体を用いて静的及び動的(回分式流水)条件下で浸出試験を実施した。試験試料には、キャニスタに充填された実規模模擬ガラス固化体(410mmxH1300mm)を厚さ約230mm程度に輪切り状に切断し、内在するクラック量を測定したものを用いた。浸出条件は、98度C、蒸留水系とし、静的条件では、共存物が無い場合と圧縮ベントナイトを共存させた系での実験を行った。また、動的条件では、共存物が無い状態で、毎日21.6lの浸出液(蒸留水)の交換を行う回分式流水条件下で行った。試験期間は、いずれも90日間とし、浸出後に浸出液、ガラス表面変質層の組成分析等を実施した。その結果、ベントナイトを共存させない系でのガラスサンプルからの主要成分の静的/動的条件における浸出挙動は、従来の小型試料の試験結果や浸出モデルでその傾向を説明できるものであった。ベントナイト共存系の浸出試験で、ベントナイト成分と重複しない溶出成分は、ホウ素のみが検出されたが、その濃度の時間的変化は、圧縮ベントナイト中のホウ素の拡散を考慮してほぼ説明できるものであった。また、内在するクラック表面の走査型電子顕微鏡観察及びニ次イオン質量分析装置による分析の結果、クラック表面の平均浸出速度は、いずれの浸出条件においても外表面部の浸出速度の約0.6%であった。また、既に前報で報告した実規模ガラス固化体の360日間の浸出試験結果と比較すると、クラック表面の変質層の厚みは同程度であり、90日以降の浸出速度はそれまでの平均浸出速度よりも更に小さいことが示唆された。3つの試験条件において、クラック部の表面変質層は、動的条件 静的条件 ベントナイト共存条件の順に厚く、クラック部の液交換が僅かながらもこの順に大きいことが推察された。観察されたクラック部での浸出抑制現象は、高S(ガラスの表面)/V(溶液の体積)環境におけるSi成分の溶解度による溶出制限効果によって定性的に説明することができた。

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