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坂内 仁; 佐藤 勇*; 堂野前 寧; 北村 了一
JAEA-Technology 2015-059, 352 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-059.pdf:51.53MB
大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い
固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。本報告書では、OWTFの運転に向け、焼却処理および溶融処理の処理条件の設定に資するデータ取得の目的で実施した確証試験の結果をまとめた。確証試験では、OWTFで処理する放射性廃棄物の封入形態、材質および物品等を模擬した模擬廃棄物を用いた。
中塩 信行; 中島 幹雄; 平林 孝圀*
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.279 - 287, 2004/09
高周波誘導加熱とプラズマ加熱を併用するハイブリッド加熱方式及び導電性るつぼを用いる高周波誘導加熱方式の2つの溶融方式によって50Lドラム缶スケールの溶融固化体を製作した。長期浸出試験前後の溶融固化体を解体し、固化体の固型化材(モルタル)充填状況,固化体性状の変化,固化体の化学組成及び放射性核種分布の均一性を調べるとともに、溶融固化体加熱方式の違いが放射性核種の金属層・スラグ層への分布に与える影響を調べた。いずれの溶融方式においても、均質で放射性核種が均一に分布した溶融固化体が製作できることを示すとともに、長期浸出試験後も固化体性状の劣化はなく健全な状態が保たれていることを明らかにした。
林田 烈*; 日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Tech 2001-029, 161 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-029.pdf:9.33MB
照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験計画は、原子炉のシビアアクシデント時のソースタームに関する予測精度をさらに向上させることを主目的として、1999年9月から本実験を開始した。これまでに3回のホット実験を行い、いずれもおおむね成功裡に終了したが、いくつかの問題点も明らかになった。特に、装置の試運転を兼ねた第1回目のVEGA-1実験では、高熱・溶融による流路閉塞やヒータ故障があったため、不良箇所の改造や設計変更等を行い、装置の改善を図った。また、装置は小さいながらも複雑な構造をしており、適切な運転を行うためには装置を熟知する必要がある。このため、装置の改良点を確認し、装置の運転・保守に対する考え方を新たにする必要がある。本報は、VEGA実験について、装置の概要、実験の流れ、運転及び保守の要領をまとめたものである。
日高 昭秀; 中村 武彦; 西野 泰治; 金澤 浩之; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 工藤 保; 上塚 寛; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.211 - 218, 1999/07
日本原子力研究所では、照射済燃料からの核分裂生成物質(FP)の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000
Cの高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下でのFP放出、低揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。また、事前に試験燃料をNSRR炉内で再照射して短半減期FPを再生させるとともに、燃焼度や酸化還元雰囲気の影響についての研究も行う。試験装置は、水蒸気・ガス供給系、高周波誘導加熱炉、試験燃料を設置するトリア製坩堝、熱勾配管、フィルタ及び
線測定系等から成る。平成7年度に基本設計、8年度に装置の詳細設計、9
10年度に製作を行った。10年度後半に燃料試験施設内に装置を設置した後、特性試験を行い、11年度から年に4回の本試験を開始する。
大内 仁; 五十嵐 寛; 河村 和広
PNC TN8440 95-044, 148 Pages, 1995/10
東海事業所及び大洗工学センターにおける高温溶融技術研究成果について議論する場として第1回高温溶融技術研究会を1995年10月6日に地層処分基盤研究施設4階大会議室で開催した。当日は東海事業所、大洗工学センター、人形峠事業所、本社から45名が参加し、高温溶融技術に関連した14件の研究成果の発表があった。本報告書は、研究会の発表要旨及びOHP資料をとりまとめたものである。
荒井 長利
Proc. of the First Int. Symp. on Thermal Stresses and Related Topics (Thermal Stresses 95), 0, p.99 - 102, 1995/00
脆性構造材料の機械設計法を高度化するための一つの重要課題に熱応力に対する破壊基準を明確にすることが挙げられる。本研究で熱応力破壊条件として、黒鉛円板の熱衝撃試験による破壊データを採り上げ、その破壊発生条件を応力状態で把握するための詳細な解析を行った。解析のスコープは、高周波誘導加熱時の円板の渦電流解析、軸対称円板の2次元非定常熱伝導解析及び非線形熱弾性解析である。一連の解析から最終的に得られた結論は、等方性黒鉛円板の熱応力破壊時の最大接線方向引張り応力が約45MPaとなり、常温の単軸引張り強さの約1.7倍に相当する、ということである。これは、脆性材料の熱応力破壊条件を考察する際の熱機械的物性値の温度依存性の効果の重要性を意味している。
大久保 実; 川崎 幸三; 西尾 敏; 安東 俊郎; 太田 充; 吉川 允二; 加澤 義彰*; 斎藤 龍生*; 松井 昌夫*
日本原子力学会誌, 20(3), p.195 - 206, 1978/03
被引用回数：3臨界プラズマ試験装置の重要機器の一つであるトロイダル磁場コイルの試作開始は、昭和50-51年度にわたって実施され満足すべき結果を得ることができた。試作開発は,コイル設計・製作における問題点の明確な把握に基づき、導体材料および絶縁材料の選定、次いで製作に必要な各種の技術を確立し、実機大コイルの試作へと段階的に進めた。試作したコイルは、それぞれの特色を生かしてコイルの安全性を確認する破壊試験や疲労強度試験に供せられ、最終的に実機大コイルを用いて、機械的、電気的特性試験を行い、設計の妥当性を確認した。本報では、臨界プラズマ試験装置用トロイダル磁場コイルの試作開発が、成功裏に完了したので、包括的にその成果を報告する。
廣沢 孝志; 佐藤 勇; 田中 康介; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 石ヶ森 俊夫*; 関 崇行*
no journal, ,
BWRにおけるシビアアクシデント雰囲気条件下でのFP放出実験が可能となるように、既存のFP放出挙動試験装置にて、多様な雰囲気で加熱試験を実施するための技術的検討及び検討結果をもとにした改造部品の試作を行い、その性能確認試験を実施した。その結果、高温下でのタングステン部品の酸化反応の抑制が確認でき、高酸素分圧下試験の見通しを得た。
須藤 彩子; Poznyak, I.*; 永江 勇二; 中桐 俊男; 倉田 正輝
no journal, ,
溶融コリウムの凝固プロセスに関する知見を得るため、模擬コリウムU-Zr-Gd-Oを用いた予備的な凝固試験を実施し、その溶融固化状況を観察した。模擬炉心溶融物材料として、wt.70%UO
+30%ZrOに2%のGdO
を添加した粉末900gを、コールドクルーシブ誘導加熱炉に設置し、誘導材料として6gの金属Zrを添加後、空気中で溶融させた。固化後の試料は外観観察を行った後、試料の詳細な凝固生成物の分析のため、SEM/EDXでの元素分析を行った。また、様々な凝固条件下での溶融コリウムの性状評価のため、炉冷条件・徐冷条件2パターンの試験を行った。炉冷条件で行った試料(J1)は固化後4.8cmの高さとなり、試料下部は結晶化しており加熱中も溶融していなかったと推測できる。徐冷条件で行った試料(J2)に関しては、構造はJ1とおおよそ一致しているものの、上部クラスト真下に引け巣の形成が確認できた。この引け巣は遅い凝固速度での固化時に容積の収縮により形成したと考えられる。また、J1, J2両方の試料中で、Gdは試験後期で凝固した試料中央部に濃縮していることが明らかとなった。
