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報告書

塩廃棄物管理方法の検討

藤田 玲子*; 中村 等*; 近藤 成仁*; 宇都宮 一博*

JNC-TJ8420 2000-004, 41 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-004.pdf:5.08MB

乾式再処理技術の研究開発を進める際には、ウランやプルトニウム等を用いた試験の終了後に発生する使用済塩廃棄物を安全に保管することが重要である。そこで本研究では、乾式再処理試験で使用した塩廃棄物を安定に保管・管理する方法を検討するため、現状の塩廃棄物の保管・管理方法について調査した。溶融塩電解試験に使用した塩廃棄物を保管している研究機関に対する調査から、塩廃棄物は、ポリエチレン製ビニールで二重に包み、ビニールの口をビニールテープで封止して密封に近い状態にしたものをゴムパッキン付のドラム缶に装荷して保管していることがわかった。一方、模擬塩廃棄物を用いた保管試験から、温度および湿度は特にコントロールせず、外気とほぼ同じ状態にしても、多重シール性が確保できれば、塩廃棄物の長期保管ができる可能性のあることがわかった。なお、塩廃棄物が水分と接触すると吸湿し液体となる可能性があることを考慮し、あらかじめ高分子吸湿材を入れておくことが重要である。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応,1; ドラムの熱解析

三浦 昭彦; 今本 信雄

JNC-TN8410 99-044, 189 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-044.pdf:7.18MB

本報告はアスファルト固化処理施設における火災爆発事故の原因を究明するために実施された種々の解析結果についてまとめたものである。本報告における種々の解析は、放冷試験の結果を参考にして、事故直後(平成9年春から)から実施されたものであり、当時多くの物性値、化学反応系を特定できていなかったため詳細な検討には至らなかったが、本報告の後に実施されたドラム内混合物の解析の基礎となった。これらの解析では、伝熱の理論および安全性評価の理論(Semenovの理論、Frank-Kamenetskiiの理論)を基本としている。したがって、第1編において各解析に共通なこれらの理論についてまとめた。また、第2編において種々の計算結果についてまとめた。これらの計算は各々速報の形式でまとめられたため、作成順にこれを編集してある。また、おもな解析の方法は、まず放冷試験の結果を参考にして固化体モデルの条件を設定した。設定したモデルを使用し、固化体内の全域あるいは一部で発熱が生じた際にどのような温度分布をたどるかを計算した。安全性評価の理論はこれらの発熱・放熱のバランスから、どの程度の発熱が生じれば発熱が放熱を上回り、熱暴走に至るかを評価することができるため、本解析では各々のモデル・解析法における限界発熱量を見積もった。

報告書

廃棄物保管容器の改善作業関連報告書[プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)編]

鈴木 良宏; 佐藤 俊一; 鈴木 満; 岡本 成利; 渡辺 直樹; 品田 健太; 吉田 忠義

PNC-TN8440 98-025, 111 Pages, 1998/07

PNC-TN8440-98-025.pdf:11.06MB

平成9年9月に茨城県、東海村が実施した「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第15条に基づく東海事業所放射性固体廃棄物貯蔵施設に係わる現地調査の結果、放射性廃棄物に関して改善処置を求められた。これを受けて事業団は科学庁、県及び村に対して平成10年3月完了を目標に保管容器の点検・補修作業を開始することとなった。この内プルトニウム系廃棄物の点検・補修は計画どおり進み、平成10年3月をもって終了した。本報告書は、プルトニウム廃棄物保管容器の内、プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)に保管されている保管容器の点検・補修作業に係わるものであり、今度の廃棄物保管容器の点検・補修作業の一助となるものである。

論文

Application of a Phoswich detector for simultaneous counting of $$alpha$$- and $$beta$$($$gamma$$)-rays in a rotating drum-cell type monitor

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*; P.Howarth*

INMM 39th Annual Meeting Proceedings (CD-ROM), 27, 6 Pages, 1998/00

回転ドラムセル型モニターに、従来使用されていた$$alpha$$線計測用のSi検出器などの代わりに、著者らが開発した$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)線同時計測用ZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器を応用し、その性能を調べた。同モニターは、$$alpha$$放射体のプロセス濃度モニタリング用として原研NUCEFに設置されているもので、装置の一部を改造し、濃縮ウラン溶液を利用して性能試験を行った。発表では、ホスウィッチ検出器、同モニターの改造、$$alpha$$及び$$beta$$($$gamma$$)線強度とウラン溶液濃度との関係、濃度モニタリング結果、装置の課題、Si検出器で得られた性能との比較などについて述べる。

論文

回転ドラム式アルファモニターの改良とその性能試験

臼田 重和; 安田 健一郎; 桜井 聡; 高橋 俊行; 軍司 秀穂*

第18回核物質管理学会 (INMM)日本支部年次大会論文集, p.142 - 148, 1997/11

原研NUCEFに設置されている回転ドラム式$$alpha$$モニターを一部改良して、濃縮ウラン溶液を利用してSi検出器とZnS(Ag)/NE102Aホスウィッチ検出器による性能試験を行った。$$alpha$$線のみを測定対象としたSi検出器による試験では、4桁にわたる濃度範囲において、優れた相関関係が得られた。感度が高く、低レベル$$alpha$$放射能溶液の濃度モニタリングに適していることがわかった。一方、ホスウィッチは発表者らが開発中の検出器であり、$$alpha$$線と$$beta$$($$gamma$$)線双方の同時計測が可能である。この検出器による試験では、$$alpha$$線の測定についてはSi検出器とほぼ同等の性能が得られたばかりでなく、$$beta$$($$gamma$$)線強度の監視によりFP等の混入の程度も推定できることを確認した。

論文

低エネルギー電子加速器による天然ゴムラテックスの放射線加硫

幕内 恵三; 吉井 文男; 武井 太郎*; 木下 忍*; F.Akhtar*

日本ゴム協会誌, 69(7), p.500 - 506, 1996/00

低エネルギー(175、250、300keV)電子線による天然ゴムラテックスの放射線加硫を行った。かき混ぜ装置の付いた反応槽方式と回転ドラム方式の2方式について比較した。反応槽方式は、エネルギー利用効率の点でドラム方式よりやや有利であった。一方、回転ドラム方式には、連続照射という特徴がある。反応槽の場合、かき混ぜが不十分であると、粒子間の橋かけ密度が不均一となり、物性低下となる。回転ドラム方式では、照射中に発生するオゾンの除去が必要である。

報告書

ATR中小型炉の自然循環流動解析

村田 満*; 石井 裕治*

PNC-TJ9381 94-001, 84 Pages, 1994/02

PNC-TJ9381-94-001.pdf:1.6MB

昨年度(平成5年2月)に実施した「ATR中小型炉の自然循環特性解析」では、自然循環の基本的な流動特性を把握し、1000MW-級の自然循環炉の成立性を検討する目的で行われた。本研究では、昨年度の結果に基づき、同炉の設計に資するための感度解析を実施し、以下に示す項目について、明らかにした。(1)上昇管口径の影響 上昇管口径を5Bとしたケースを基本ケースとし、配管の制作コストを低減する目的で、同口径を3Bとしたケースの解析を行った。その結果、上昇管口径5Bでは、チャンネル出力1.8MWでドライアウトしないが、同口径3Bでは、1.8MWでドライアウトに至る。(2)上昇管本数の削減と上昇管口径の変更による影響 基本ケースを基に、2本の圧力管からYピース管を用い、1本の上昇管に接続させ、上昇管本数を1/2とし上昇管口径は5B、及び4Bとしたケースを解析した。上昇管本数を1/2とする事により」自然循環量は低下するが、上昇管口径5Bのケースは、チャンネル出力1.8MWではドライアウトしない。しかし、同4Bのケースは、1.8MWでドライアウトする。(3)中間ヘッダーへの接続と上昇管口径の変更による影響 圧力管からの配管50本を中間ヘッダーへ接続し、中間ヘッダーからは従来の上昇管の流路断面積の50倍とした大口径の上昇管を蒸気ドラムへ接続させ、併せて上昇管口径を24B、並びに32Bとしたケースを解析した。両ケース共に、基本ケースに比べ自然循環量は少なくなるが、共にチャンネル出力1.8MWでは、ドライアウトに至らない。(4)圧力管口径の影響(1)$$sim$$(3)の解析結果より、チャンネル出力を上昇させた場合、圧力管部の圧力損失の影響が大きくなり、流量が低下するため、圧力管を広げた解析を行った。圧力管口径を広げる事により、自然循環量は増加するが、チャンネル出力が高くなるに従い、口径が広いケースの方が、流量振動が激しくなる。しかし、両ケース共にチャンネル出力1.8MWでは、ドライアウトに至らない。本解析結果より、上昇管口径を4Bとし、上昇管本数を1/2としても圧力管口径を122.0MMとする事により、チャンネル1本当り1.8MWの出力が得られる。

報告書

THERMOPLASTIC FILM SEAL FOR PLUTONIUM STRAGE CANS

not registered

PNC-TN1410 92-006, 17 Pages, 1991/12

PNC-TN1410-92-006.pdf:0.86MB

no abstracts

報告書

低レベル廃棄物処理開発施設(設計データ2); 昭和63年度貯蔵低放射性固体廃棄物の調査

稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄

PNC-TN8450 91-006, 77 Pages, 1991/03

PNC-TN8450-91-006.pdf:2.09MB

東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先の昭和62年度調査と同様に昭和63年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和63年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約4%、難燃物Iが約10%、難燃物IIが約7%、不燃物が約79%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で505kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で

報告書

低レベル廃棄物処理開発施設(設計データ1); 昭和62年度貯蔵低放射性固体廃棄物の調査

稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄

PNC-TN8450 91-005, 103 Pages, 1991/02

PNC-TN8450-91-005.pdf:2.7MB

東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先ず昭和62年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和62年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約9%、難燃物Iが約14%、難燃物IIが約8%、不燃物が約69%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で325kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で272.5kg(不燃物)であった。

論文

原研大洗研究所における可燃性固体廃棄物焼却処理の管理システム

天澤 弘也; 佐藤 元昭; 阿部 昌義

保健物理, 26, p.47 - 58, 1991/00

原研大洗では、低レベル$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物の処理能力の増強等のため焼却設備を更新した。更新にあたり、廃棄物の受入からパッケージ化まで一環した処理工程による運転管理の効率化、計算機を利用した廃棄物データ管理の効率化、遠隔自動化による作業者の被爆低減化などを基本方針に、新たな焼却システムを構築した。新システムでは、カートンモニタにより廃棄物の線量当量率及び放射能量の測定を行い、正確な受入データの把握をした後、順次$$beta$$$$gamma$$焼却装置にて焼却する。$$beta$$$$gamma$$焼却装置から回収される焼却灰は、放射能量を測定した後焼却灰固化装置により固型化してパッケージとする。その後、ドラムモニタにより封入放射能量等を測定し保管管理され、各工程から発生する廃棄物基本データ及びプロセスデータを計算機に更新保存する。システムの完成により、作業工程の合理化、廃棄物データの精度の向上が図れることとなった。

報告書

空気冷却熱過渡試験施設(ATTF)の概要

堀切 専人*; 竹本 正典*; 宇野 哲老*

PNC-TN9410 86-029, 68 Pages, 1986/02

PNC-TN9410-86-029.pdf:12.61MB

新しい試験施設として「空気冷却熱過渡試験施設」(ATTF)が大洗工学センターに建設された。本施設は高速増殖炉の蒸気発生器出口管板部の構造強度を評価する試験を第1の目的とし建設された装置である。管板構造モデル熱過渡試験の目的は(1)塑性域でのひずみ集中計算法の検討、評価を行い、より合理的な解析法、評価法を策定する。(2)「もんじゅ」の設計基準の妥当性を確認する。(3)設計評価法全体としてもつ破損に対する安全裕度の確認を行うことである。本装置は厳しい熱過渡荷重(コールド・ショック)を試験体に負荷出来るものである。その方法は、圧縮空気(最大35㎏$$sim$$†G)を2台の大型圧縮機より製造し、貯蔵タンク(約60m3)に貯蔵する。供試体を所定の温度に昇温した後、貯蔵タンクの圧縮空気を流調弁に通し、一気に供試体内を通過させながら熱過渡を与え、大気に放出する。主配管系は8インチで圧縮空気を最大10㎏/sの流量で流すことができ、最高熱過渡条件としては約4分間で550$$^{circ}C$$$$sim$$150$$^{circ}C$$(管板構造モデル)の温度変化を作り出すことができる。テストセクションは試験体形状により種々の構造に対応が可能である。但し、耐圧性能は最大8㎏/†G、気密構造が要求される。装置は2台のシーケンサー制御器により自動運転される。ATTFは、試験流体が圧縮空気であることにより、ナトリウム中で使用不可能な各種センサーが使用可能で、特に変形挙動を測定する上で必要なひずみゲージが使用でき、詳細なひずみ分布、局部ひずみ測定が可能な装置である。さらに試験体の破損個所、破損形態を明らかにする上で亀裂の発生検知、進展の観察が容易に可能であるなどの特徴により、各種構造物の試験を実施し、変形挙動及び強度を評価するために有力な手段となる試験装置である。本報告書で装置の概要、運転方法、安全対策等を述べる。

報告書

大リーク・ナトリウム-水反応時の準定常温度解析SWAC-13EによるSWAT-3 Run4,5,6,7の実験解析 : 大リーク・ナトリウム-水反応解析(第14報)

田辺 裕美*; 加藤木 洋一*; 黒羽 光男; 岡部 綾夫*; 吉岡 直樹*; 大音 明洋*; 藤又 和博*

PNC-TN941 85-53, 144 Pages, 1985/03

PNC-TN941-85-53.pdf:3.01MB

高速増殖炉の蒸気発生器での大リーク・ナトリウム-水反応事故解析のための準定常温度計算コードSWAC―13Eが開発された。本コードは,大リーク・ナトリウム解析総合コードSWACSの準定常圧力計算モジュールSWAC―13にエネルギ保存式を組み込み大リーク時の温度評価も行なえるように改良したものである。本報告書は,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)での大リーク試験データを用いて行なったSWAC―13Eの検証計算結果についてまとめたものである。本検証作業で用いた主な解析パラメータは,1)相対速度計算モデル,2)気泡/液滴密度,3)注水ノード分割数,及び4)反応熱である。これらの解析パラメータの適切な選択によって,SWAT―3試験結果を保守的に評価できる事が明らかとなった。

報告書

アスファルト固化体の燃焼、消火実験報告書

宮尾 英彦; 日野 貞己

PNC-TJ8710 97-001, 81 Pages, 1982/09

PNC-TJ8710-97-001.pdf:3.37MB

None

報告書

深海条件における放射性廃棄物セメント均一固化体の安全性評価に関する研究

関 晋

JAERI-M 9762, 104 Pages, 1981/11

JAERI-M-9762.pdf:3.33MB

低レベル放射性廃棄物の海洋処分に関連して、処分体の中心であるセメント均一固化体の安全性評価を行った。本報告は、上記固化体の深海中健全性、非破壊検査法の開発および放射性核種の浸出性について研究した結果をまとめたものである。これらの研究から、セメント固化体自体、放射性核種の浸出に対する防壁効果を有し、その閉じ込めの効果はかなり大きいため、放射性廃棄物の海洋処分に対する従来の評価は、非常に安全側にあり、実際とはかけ離れたきびしい評価であるとの結論を得た。

論文

放射性廃液セメント均一固化体の品質検査,II; 超音波試験法による非破壊検査

関 晋

非破壊検査, 29(11), p.783 - 789, 1980/00

放射性廃液セメント均一固化体の品質検査のため、実規模固化体用超音波試験装置を使用して、ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度を測定し、同一組成固化体の一軸圧縮強度と対応させた。得られた結果は、次のとおりである。 1)ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度と同一組成固化体の一軸圧縮強度との間には直線関係があった。海洋処分用セメント固化体の一軸圧縮強度として必要な150kg/cm$$^{2}$$以上の値に対応する超音波伝播速度は、3200m/sec以上であった。 2)一軸圧縮強度推定に関して、超音波試験法と反発硬度法との比較を行い、両方式を併用することを提案した。 3)ドラム缶詰めセメント固化体内の欠陥についても検討を行い、本方式で欠陥の存在とその位置を知ることができた。

報告書

海洋処分に備えた放射性廃液セメント均一固化体の品質検査; 超音波試験法による非破壊検査

関 晋

JAERI-M 8392, 16 Pages, 1979/08

JAERI-M-8392.pdf:0.7MB

放射性廃液セメント均一固化体の品質検査のため、実規模固化体用超音波試験装置を使って、ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度を測定し、同組成固化体の一軸圧縮強度と対応させた。得られた主な結果は次の通りである。1)ドラム缶詰めセメント均一固化体の超音波伝播速度と同種固化体の一軸圧縮強度との間には、直線関係があった。海洋処分用セメント固化体の一軸圧縮強度として必要な150kg/cm$$^{2}$$以上の値に対応する超音波伝播速度は、3200m/sec以上であった。2)一軸圧縮強度推定に関して、超音波試験法と反発硬度法との比較を行い、両方式を併用することを提案した。3)ドラム缶詰めセメント固化体内の欠陥がよく見つけられ、欠陥の位置と存在についても知ることができる。

論文

海洋処分済放射性廃棄物のUSEPAによる回収ならびに調査

伊藤 彰彦

保健物理, 14(3), p.197 - 201, 1979/00

USEPAが1974年以来実施している放射性廃棄物海洋処分サイトの調査を概観し、回収された廃棄物パッケージの解体調査結果について述べた。

報告書

海洋処分にそなえた放射性廃棄物パッケージの深海中健全性実証試験; 多重構造パッケージおよびセメント均一固化体の海中吊下ろし,回収試験

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦; 森下 悟; 丸山 亨; 倉品 昭二*; 下田 喜内*

JAERI-M 7780, 41 Pages, 1978/07

JAERI-M-7780.pdf:4.44MB

D-50多重構造パッケージおよびM級ドラム缶づめセメント均一固化体(模擬廃棄物パッケージ)について、海洋における水深5000mまでの吊下ろし-回収試験を行なった。得られた結果は次のとおりである。1)模擬廃棄物の吊下ろし一回収試験について所期の計画を達成した。2)D-50バッケージの深海中の連続写貢撮影は成功し、鮮明な写真が得られた。3)回収したD-50パッケージについてはドラム缶の外面、ドラム缶を取り除いた内張コンクリートの外面および内張コンクリートの切断面の目視検査、ならびに海中の連続写真撮影観察の結果、また、回収したM級パッケージ(セメント均一固化体)についてはドラム缶の外面、ドラム缶を取り除いた固化体の外面の目視検査の結果、それぞれの模擬廃棄物には安全上問題となる変化はないと結論した。

論文

海洋処分にそなえたLWR廃液実大セメント均一固化体の高水圧浸出試験

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦

日本原子力学会誌, 20(12), p.887 - 896, 1978/00

 被引用回数:1

実大の廃棄物固化体を深度5000mの海底の水圧、温度、流速を模擬した条件でLWR模擬濃縮廃液のドラム缶づめセメント均一固化体の浸出試験を行った。その結果、次のような主要な知見が得られた。(1)アスファルトキャッピングを施した固化体については放射能の浸出は検出されず、キャッピング内部への水の浸入も認められなかった。(2)露出面を設けたBWR模擬廃液のC種高炉セメント固化体では見掛けの拡散係数は$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{6}$$$$^{0}$$Coについては各々1.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{9}$$cm$$^{2}$$/day、PWR模擬廃液の普通ポルトランドセメント固化体では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csについて1.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$cm$$^{2}$$/dayであった。(3)この結果を用いて放射性核種の減衰を考慮した環境への浸出量の長期予測を試みた。

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