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報告書

クリアランスレベル以下の模擬解体金属再利用製品に起因する空間線量率評価手法の検討(受託研究)

岡本 亜紀子; 北見 康雄*; 安藤 佳明*; 中村 寿; 斎藤 公明; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-051, 40 Pages, 2002/06

JAERI-Tech-2002-051.pdf:3.63MB

クリアランスレベル以下の解体金属廃棄物を用いた再利用製品の安全性確認に資するため、微量の放射性核種を含む模擬再利用製品(試験体)を製作し、これに起因する空間線量率を測定とシミュレーション計算により求めた。測定においては$$gamma$$線スペクトルからストリッピング操作等により空間線量率を導出した。シミュレーション計算においては、モンテカルロ法による計算コードと、点減衰核積分法による計算コードを用いて空間線量率の算出を行った。バックグラウンドに極めて近い微弱な放射線であること,検出器と試験体の幾何学的条件が点線源等に比べて複雑であることなどに起因する測定及び計算における誤差要因を抽出し、これらに対して適当な補正を行うことにより、測定及び計算における結果はよく一致した。本報告は、試験体の製作から空間線量率の測定法とシミュレーション計算、及び両手法により得られた結果の比較評価についてまとめたものである。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

論文

核熱による二酸化炭素放出量低減システム

文沢 元雄; 緒方 寛*; 山田 誠也*

エネルギー・資源, 20(1), p.87 - 92, 1999/01

本検討は、核熱利用システム構築の一環として、大気中に放出される二酸化炭素(CO$$_{2}$$)の低減と化石燃料の有効利用を目指して行った研究である。すなわち、CO$$_{2}$$原単位を改善するシステムについて検討した。CO$$_{2}$$発生量低減化の評価指標として、CO$$_{2}$$原単位比を用い、改質原料・製品を組み合わせた10種類のシステムを検討した。その結果、核熱を用いて石炭をメタンやメタノールに改質するシステムが他のシステムに比べて、CO$$_{2}$$放出量低減に効果的であることがわかった。

報告書

考古学的金属材料を用いたナチュラルアナログ研究(研究委託内容報告書)

永井 巌*; 松田 史明*; 窪田 亮*; 庄司 一雄*; 佐光 武文*; 白石 佳代*; 渡辺 邦夫*

PNC TJ1010 97-002, 170 Pages, 1997/02

PNC-TJ1010-97-002.pdf:7.94MB

本研究は、オーバーパックの候補材である銅のベントナイト中での腐食挙動に関する長期予測に、堺市下田遺跡で発見された銅鐸のナチュラルアナログデータを活かすための室内サポート試験を主な試験項目として取り組んだものである。予測精度を向上させるため今後できるだけ多くの試料入手が必要となるが、その試料入手のためのきっかけ作りにも着手した。併せて、考古学的金属製品の腐食に関する研究の現状を調査するため、国内文献を検索しとりまとめを行った結果、ナチュラルアナログ的アプローチを行った研究は極めて少なく、本研究が考古学分野にとっても有用なデータを提供できる新たな分野の研究であることを再確認できた。本研究結果は考古学的金属材料をナチュラルアナログに活かす初めてのものであり、今後同様の研究を繰り返すことにより、より信頼性の高い成果に発展させていかなければならない。

報告書

放射線管理用モニタ品質規格の高度化に関する調査研究(3)

not registered

PNC TJ1545 94-001, 82 Pages, 1994/03

PNC-TJ1545-94-001.pdf:3.81MB

原子力施設で使用されている放射線管理用モニタは、その性能についてJIS規格、指針等により製作および形式検査に主眼に置いて定められているが、使用者がその後の性能を維持する上での規格等は、あまり見当たらない。従来より各使用者においては、各々独自にモニタの保守・校正を行ってはいるが、その考え方や方法は統一化されたものではない。また、近年モニタの集積回路化等に伴い、保守・校正の多様化も進んでいる。この状況を踏まえて、代表的放射線管理用モニタを対象に、使用期間中の品質保証のあり方、とくに使用者が実施する保守・校正の頻度、方法等について検討した。

報告書

コンクリートの長期変質挙動に関する調査研究(4)

鹿島建設*; 大林組*; 清水建設*; 大成建設*

PNC TJ1449 92-005, 351 Pages, 1992/02

PNC-TJ1449-92-005.pdf:16.66MB

コンクリートは放射性廃棄物の処分において、固化体、緩衝材及びシール材等としての利用が検討されている。本研究は、このような使用条件下におけるコンクリートの長期変質挙動の予測手法の調査を目的として1987年に開始した。昨年までに、コンクリートの長期変質挙動に関する文献調査と、既設構造物から採取したコンクリート試料の変質状態の調査を行ってきた。本年度は、これまでの調査に準拠して、文献調査を継続するとともに、比較的古い既設構造物から採取したコンクリート試料についてその変質状態を調査した。構造物は1956年に建設された(35年経過)東京湾近くにある火力発電所の施設である。また、塩素イオン、重炭酸イオン又は硫酸イオンに晒されるセメント混合物の変質速度や反応の最終物質を調査するための室内実験を開始した。結果をまとめると以下のとおりである。(1)変質挙動の予測手法に関連する文献について・コンクリートの炭酸化のメカニズムや硫酸塩による劣化を検討した文献が収集されたが、コンクリートの長期変質挙動の予測手法や変質の速度に関して直接的に有益な資料は少なかった。(2)実構造物から採取したコアの変質程度について・土との接触部付近のコンクリートは炭酸化による変質が認められ、CaO/SiO/SUB2モル比が内部のコンクリートに比べて減少していた。(3)コンクリートの変質に関する室内試験について・NaCl、NaHCO/SUB3及びNa/SUB2/SO/SUB4の各種溶液中に3ヶ月浸漬した粉砕試料において、すでに変質が開始していることが確認された。

論文

放射線による稲藁製品の消毒殺菌

伊藤 均; 大木 由美*; 石垣 功

防菌防黴誌, 19(11), p.577 - 583, 1991/00

海外からの稲藁製品の検疫処理に適用させることを目的として、植物病原性微生物、特に糸状菌のガンマ線と電子線による殺菌効果を調べた。稲藁中の総細菌数は1g当り3$$times$$10$$^{7}$$~3$$times$$10$$^{8}$$個検出され、主にPseudomonas,Flarobacterium, Arthrobacter,Erviniaなどで占められていた。稲藁の主要ミクロフローラを形成している細菌類は5kGyで殺菌されてしまうが、5~12kGyでDeinococcus proteolyticusとPseudomonas radioraが生残していた。また、変敗糸状菌の一種であるDimorphosporaも8kGyでも生残していた。稲藁から分離した26株の乾燥系でのD$$_{10}$$値は0.067M燐酸緩衝液中でのD$$_{10}$$値に比べて1.1~2.5倍になりInduction doseは1.5~10倍になった。稲藁中の植物病原性糸状菌を1g当り10$$^{-4}$$以下に減らすのに必要な線量はガンマ線で7~8kGy、電子線で10kGyであることを明らかにした。

報告書

FBR構造材料の物性値測定 (その1)各種圧延鋼板の物性値測定

木村 英隆*

PNC TN9410 90-094, 80 Pages, 1990/06

PNC-TN9410-90-094.pdf:1.48MB

FBR(高速増殖炉)原子炉容器や蒸気発生器、配管等に用いられる構造材料の各種物性値は、FBR設計の際に必要となる。そこで、本報告では次期FBR構造材料として候補に挙げられている以下の6鋼種;SUS304,SUS316(従来型),FBR構造用SUS316,SUS321,2・1/4Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼(ASTM A387-91)の受入ままの実機圧延鋼材(ミルヒート材)のそれぞれ6種の物性値;比重,比熱,熱伝導率,熱膨張率,ヤング率,ポアソン比を測定した結果をまとめた。なお、2・1/4Cr-1Mo鋼とMod.9Cr-1Mo鋼では、溶接後に行われるSR処理(残留応力除去のための熱処理)を施した試料も用意して各種物性値を測定し、結果を合わせてまとめた。今後は、本報告と同鋼種の鍛造材,鋼管や溶接金属についても同様に各種物性値を測定し、物性値の設計基準値策定に資する予定である。[注意]本報告は圧延鋼材のみの物性値測定結果をまとめたものであって、設計基準値ではない。

論文

天然ゴムラテックスの放射線加硫

幕内 恵三

Isotope News, 0(2), p.10 - 12, 1990/02

天然ゴムラテックスの放射線加硫についての解説記事である。高崎研における研究の経緯と成果、放射線加硫の特徴、実用化の現状等を紹介した。放射線加硫したラテックスゴムは、発ガン性物質のニトロソアミンがなく、細胞毒性も低く、極立って安全であり、医療用ゴム製品の原料として利用できる。また、燃焼時にSO$$_{2}$$が発生せず、灰の生成も少なくない特徴を活用して、放射性汚染防護用ゴム手袋の製造にも利用できる。

論文

アラニン線量計の開発

小島 拓治

Isotope News, (395), p.6 - 7, 1987/00

アラニン線量計の実用化では、均一に再現性良く量産可能な素子と簡便で高精密な専用測定器との一体化を図ることが重要である。本報告では、$$gamma$$・X線の高線量精密測定用として製品化を行ったポリスチレンで成形したアラニン線量計素子とその線量計基本特性、専用測定器の検討、実用線量計およびトランスファー線量計としての応用などについて述べる。線量測定可能な範囲は1-10$$^{5}$$Gyと広く、精密度は$$pm$$1%以内とこれまでの固体線量計にない最高レベルである。また専用測定器として、永久磁石を利用した小型のESRを用い、コンピュータ制御による自動測定システムの開発を行っている。これにより、読みとりの精密化と高速化が進められている。アラニン線量計は、放射線プロセスの品質管理用、放射線場での劣化診断等の実用線量計として、線量標準化の新しい手段としての応用が期待される。

報告書

ハステロイXRの製品品質最適化の研究; 原研-川崎重工-富士電機-三菱金属共同研究中間報告書

近藤 達男; 渡辺 勝利; 佐藤 瓊介*; 仲西 恒雄*; 佐平 健彰*; 辻 宏和; 倉田 有司; 塚田 隆; 小沢 賢治*

JAERI-M 86-003, 228 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-003.pdf:44.86MB

本報は、特に高温強度特性の向上を目指して ほう素を定量添加したハステロイXRについて行った共同研究の中間段階における成果を纏めたものである。まず、ほう素量最適化に関しては製造条件、溶接性、引張性質、クリ-プ性質、ほう素分布、時効後靭性および腐食特性等について総合的な検討を行い、合金中の ほう素含有量の最適範囲は40~70ppmが妥当であると判断した。さらに、これらの結果をふまえて行った工業規模溶解材についての総合確性試験では、管材、板材の特性を調べ、製品型態すなわち仕上げ行程の違いによる特性改良効果を比較した。板材に比べて管材のクリ-プ特性が、まだ十分に改良効果を発揮していないことが分かった。

報告書

蒸留法による$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品中の放射性ヨウ素の定量

上沖 寛; 保泉 澄

JAERI-M 8070, 16 Pages, 1979/01

JAERI-M-8070.pdf:0.64MB

$$^{9}$$$$^{9}$$Mo製品中に含まれる放射性ヨウ素($$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$I、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$I)の分析のために蒸留法による両元素の分離について検討した。酸化剤としては過酸化水素を用い、蒸留収率に与える酸化剤量、担体量の影響について検討して蒸留条件を定めた。本法の蒸留収率は99.6%、標準偏差は$$pm$$1.3%であった。また蒸留フラスコから捕集液への$$^{9}$$$$^{9}$$Moの混入率は10$$^{-}$$$$^{4}$$%以下であって両元素の分離が完全であることがわかった。分析所要時間は蒸留、測定を含めて約40分である。

口頭

プルトニウム製品貯槽のオフガス中の水素濃度測定

星 貴弘; 長岡 真一; 工藤 淳也; 大内 雅之; 磯部 洋康; 大部 智行; 倉林 和啓

no journal, , 

東海再処理施設におけるプルトニウム製品貯槽(Pu貯槽)のオフガスが合流する洗浄塔において水素濃度の測定を行い、Pu貯槽からの水素放出量を把握した。

口頭

日本原子力研究開発機構における知財のご紹介

大坪 道朗

no journal, , 

原子力機構(JAEA)が保有する知財のうち、実用化の可能性が高い特許等(約100件)をわかりやすく解説した「JAEA技術シーズ集」、またその製品化を促す成果展開事業及び製品化事例をポスターで紹介する。

口頭

信頼性一般原則に関するJIS規格発行の意義

浅山 泰; 岡島 智史

no journal, , 

我が国では機械製品の設計・維持の各段階での安全の確認は基本的に安全係数の概念を用いて行われる。一方、近年の技術的進歩及び高度化に柔軟に対応するためには、要求性能を明確にした上で信頼性工学に基づく取扱いをすることが望ましい。こうした事情を受けて、信頼性に基づく設計等の規格策定にあたっての基盤となることを意図して一般原則としてJIS B 9955:2017機械製品の信頼性に関する一般原則が発行された。本報では、本規格の内容を紹介するとともに、今後の機械製品の製作・使用の観点での意義を考える。

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