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廃棄体技術基準等検討作業会
JAEA-Review 2017-017, 112 Pages, 2017/11
JAEA-Review-2017-017.pdf:2.87MB
日本原子力研究開発機構では、放射性廃棄物の浅地中処分に向けて、平成27年度から各拠点の廃棄物管理部署と廃棄物対策・埋設事業統括部の人員により構成される廃棄体技術基準等作業会を設置している。本作業会では、廃棄体作製に関する品質保証体系の整備、廃棄体の放射能濃度評価方法の構築、原子力施設の廃止措置に伴い発生するコンクリート等廃棄物への対応等について検討を進めている。本報告書は平成28年度の検討結果を取りまとめたものである。
手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 遠藤 伸之*; 久米 恭*
平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10
「ふげん」には、濃縮廃液を固型化したアスファルト固化体が保管され、それらの中には廃棄体の埋設処分に係る基準(埋設技術基準)に適合しないものも存在する可能性があるため、これらは現状のままでは埋設処分できない。そこで、上記の基準に適合しない可能性のある「アスファルト固型物」が基準に適合するよう「再度処理」することを想定し、具体的方策に関する机上調査に加え、予備的な試験も合わせて行った。机上調査では、アスファルトやアスファルト固化体となった時の性状、「アスファルト固型物」の取り扱いや検査方法等について情報を整理した。机上の調査・検討結果から得られた情報をもとに、ごく小規模な「アスファルト固型物」の模擬体や再度処理を想定した固化体(セメント固化体、充填固化体)を試作し、それらの固化特性や化学的特性に関して予備的な試験を行うことで、今後の「再度処理」の検討に資する知見を得た。以上の調査・検討及び試験の結果を踏まえ、現在の埋設技術基準への適合を図っていくための考え方を整理した。そして、整理した考え方に基づき、今後取り組んでいくべき項目を提示し、3
5か年程度の期間を想定したロードマップを作成した。
羽田 一彦
日本機械学会動力エネルギーシステム部門ニュースレター, (25), p.2 - 3, 2002/10
ニュースレターの特集記事として、ITERの構造,主要仕様,主な特徴を紹介した後、ITERの建設に向けた動き、並びに、国内活動として行政庁による法規制に関する検討状況及び構造技術基準,耐震免震設計基準等の基準類の開発状況を紹介した。
渡邉 憲夫; 鈴土 知明
JAERI-Review 98-013, 78 Pages, 1998/09
JAERI-Review-98-013.pdf:5.87MB
近年、原子力発電プラントの計測制御系にディジタル技術が導入されつつある。しかし、これに伴い、設計、施工、安全及び許認可に関する新たな問題、特に、ソフトウェアに関する問題も生じている。したがって、原子力発電プラントの安全性を、現在の高いレベルに維持あるいは向上させるためには、規制側並びに産業界は、こうした問題に対処すべく、安全評価の方法や、技術基準、規制指針等の見直しを行うことが必要となる。本報告書では、米国研究協議会が実施した調査研究の結果と、そこで提示された勧告に対する米国原子力規制委員会(USNRC)の見解を紹介する。研究協議会による調査研究では、ディジタル計測制御技術の適用に際しての重要課題として、6つの技術的課題と2つの施策的課題を摘出し、それぞれについて、USNRCがどう対応すべきかを勧告として提示した。これらの勧告についてUSNRCは自らの対応見解を示したが、多く勧告については同意している。
五十嵐 寛; 小林 洋昭; 正木 敏夫; 野崎 昇一*; 河村 和廣; 米谷 雅之; 寺田 明彦
PNC TN8440 94-028, 173 Pages, 1994/06
本報告書は、環境技術開発部、環境技術第一開発室において平成5年度に実施された主な技術開発や試験成果についてまとめたものである。(1)溶融技術高度化試験・円筒電極直接通電型溶融炉(JCEM)技術開発として工学試験装置を用いた模擬高レベル廃液の供給試験を実施し、JCEMの通電特性、原料処理特性を把握した。・ガラス溶融炉設計手法の体系化及び運転支援のための溶融炉設計システムの概念検討を実施するとともに、システムの中核となる熱流動解析コードの検証を行った。・モックアップ2号溶融炉を用いた遠隔解体試験を実施した。・炉内検査試験装置の製作を完了し、基本性能評価試験を実施した。・コールドクルーシブル溶融技術の廃棄物処理への適用性を評価するため、金属やガラスを溶融する基礎試験を実施し、溶融特性を把握した。耐蝕性を考慮したインコネル690製の炉を製作した。・ガラス固化技術開発施設の運転保全、支援及び外部期間からの情報提供依頼に対して技術情報の円滑な利用を図るため、廃棄物研究開発データベースシステムの改良を行うとともにデータの入力を実施した。(2)高レベル廃棄物高減容処理技術開発・高レベル廃液中の沈澱物の諸物性を把握するための試験を実施した。・模擬廃液から電解法で白金族元素であるPdとRuを分離する試験を行い、定量的
小峰 陲司; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 吉田 英一; 一宮 正和; 和田 雄作
PNC TN9410 92-089, 61 Pages, 1992/03
Mod.9Cr-1Mo鋼(NT)の許容ひずみ範囲は、平成元年度に材料強度基準等の高度化の中で、2・1/4Cr-1Mo鋼(NT)の値を代用して暫定値として与えてきた。これは、最適疲労破損式を定式化するためのMod.9Cr-1Mo鋼に対する疲労試験データが少なかったことと、2・1/4Cr-1Mo鋼(NT)の値を用いれば保守的に評価できるとの考え方からである。そこでMod.9Cr-1Mo鋼(NT)について、クリープ疲労評価法の高度化の一環として、低サイクル疲労試験ならびに低ひずみ速度疲労試験や高サイクル疲労試験を実施し、本鋼における最適疲労破損式の策定と許容ひずみ範囲
lの暫定値を新たに提案した。(1)最適疲労破損式の策定は、温度依存性やひずみ速度依存性を考慮するため、Mod.9Cr-1Mo鋼と類似鋼種である2・1/4Cr-1Mo鋼の疲労特性が有効であると判断し、同鋼の最適疲労破損式をベースに、汎用回帰解析により当てはめ性や温度・速度依存性の記述性等の検討を行った。その結果、高サイクル側に到るまでMod.9Cr-1Mo鋼の疲労特性を適切に評価する最適疲労破損式が得られた。(2)Mod.9Cr-1Mo鋼に対する許容ひずみ範囲A,B,C線図(暫定値)を、新しい最適疲労破損式によって提案した。(3)今回提案する375
のMod.9Cr-1Mo鋼の許容ひずみ範囲に対し、従来暫定的に用いられてきた低合金鋼に対する通商産業省告示の設計基準線は非常に控え目で、Mod.9Cr-1Mo鋼の疲労特性はこの基準線を大きく上回っていることがわかった。また、Mod.9Cr-1Mo鋼の設計疲労線図を告示で新たに規定する場合には、現在の低合金鋼に対する許容値よりもかなり高い値(10の6乗サイクルひずみ範囲にして約2倍)に改定できるものと考える。
