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論文

Minor actinides separation by ${it N,N,N',N',N'',N''}$-hexaoctyl nitrilotriacetamide (HONTA) using mixer-settler extractors in a hot cell

伴 康俊; 鈴木 英哉*; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 37(7), p.489 - 499, 2019/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Multidisciplinary)

ホットセル内のミキサセトラ抽出器に${it N,N,N',N',N'',N''}$-ヘキサオクチルニトリロトリアセトアミド(HONTA)を適用し、マイナーアクチノイド(MA: Am及びCm)の分離を目的とした連続向流試験を実施した。高レベル廃液から回収したMA及び希土類(RE)を含有した0.08M(mol/dm$$^{3}$$)の硝酸をフィード液に使用して14時間の抽出試験を行った。${it n}$-ドデカンで0.05Mに希釈したHONTAはMAを抽出し、94.9%のAm及び78.9%のCmをMAフラクションに回収した。一方、Y, La及びEuはHONTAにほとんど抽出されず、99.9%のY、99.9%のLa及び96.7%のEuがREフラクションに移行した。Ndは一部がHONTAに抽出され、REフラクションへのNdの移行率は83.5%であった。計算コードを用いて求めた抽出器各段のMA及びREの濃度は実験値とほぼ一致した。この計算コードを用いた試算を行い、分離条件の最適化することでMAのMAフラクションへの移行率及びREのREフラクションへの移行率が$$geq$$99%となる結果を得た。

論文

Consideration on blanket structure for fusion DEMO plant at JAERI

西尾 敏; 大森 順次*; 黒田 敏公*; 飛田 健次; 榎枝 幹男; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 佐藤 聡; 河村 繕範; 中村 博文; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1271 - 1276, 2006/02

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.19(Nuclear Science & Technology)

2020年頃の運転開始を想定したトカマク型発電実証プラントのブランケットについて構造体としての側面から考察を行った。比較的近未来を想定しているため前提となる要素技術に過度に先進的と考えられる技術を導入することは避けた。特に留意した点は、高い稼働率の実現に鑑みてブランケットの保守方式にはセクター一括引き抜きのいわゆる、ホットセルメインテナンス方式を導入した。本方式を導入することによって強固な電磁力支持構造を確保しながら要求されるトリチウム増殖率を確保し、前述の高稼働率を得る見通しが得られた。

論文

Present status of MLF building layout and ancillary facilities

神永 雅紀; 羽賀 勝洋; 木下 秀孝; 鳥井 義勝; 日野 竜太郎; 池田 裕二郎

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 1, p.125 - 133, 2003/07

物質・生命科学実験施設は、中性子実験施設とミュオン実験施設及びこれらの施設に1MW(3GeV, 0.333mA)のパルス状(25Hz)陽子ビームを輸送する陽子ビームラインから成る。施設の中心となる実験ホールは、陽子ビームラインを挟んで両側にそれぞれ設け、設置する分光器を想定したうえで23本の中性子ビームラインを配置した。さらに、実験ホール外側には実験施設の将来の拡張に備え必要な敷地を確保した。ユーザーが使用できる区画と施設の運転・保守に必要な区画を区分するために、ユーザールーム,実験準備室等は陽子ビームライン下流側に設けたユーティリティ施設の2階部分に設けた。放射線管理区域への入退域は2階に設けた入退域エリア(汚染検査室)において集中的に管理する設計とした。ユーザー施設以外には、施設の運転に必要な水銀ターゲットシステム遠隔保守・交換用大型ホットセル,放射化機器保管設備,水銀ターゲットシステム冷却設備など主要な設備を施設内に配置した。本報告では、これら設計の現状について述べる。

論文

JMTRにおける再照射技術の開発

松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.

UTNL-R-0416, p.5_1 - 5_10, 2002/03

原研では他の原子炉等で照射された材料試料をさらにJMTRで照射する、いわゆる再照射技術を平成6年度から開発してきた。この再照射技術を適用して、平成11年度から軽水炉圧力容器鋼材の中性子照射脆化に対する焼鈍効果の研究のための照射がJMTRで計画された。この照射計画では再照射の機能に加え、照射途中での試料の交換が必要なため、平成11年から試料交換を可能にするためのキャプセル端栓構造の設計と試験を開始するとともに、キャプセルの設計を行った。また、その他のキャプセル製作に必要となる種々の技術についても平成12年8月までに全ての開発試験を終了した。上記再照射試験用のキャプセル(再照射キャプセル)の製作は平成13年8月に完了し、平成13年10月からJMTRにおいて1回目の照射を行い、平成14年1月に照射された試料の焼鈍を実施した。その後、1月から2月にかけて試料の一部交換を実施し、3月からは2度目の照射を開始している。本報では、再照射技術の実用例として、本照射試験に用いているキャプセルの構造及び開発試験,照射及び焼鈍作業の結果、試料交換作業等について報告する。

論文

Present status of PIEs in the department of hot laboratories

古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美

JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09

ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。

論文

Development of a remote controlled small punch testing machine for nuclear fusion research

近江 正男; 齋藤 順市; 石井 敏満; 星屋 泰二; 實川 資朗

JAERI-Conf 99-009, p.151 - 162, 1999/09

核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得る装置は、d-Liストリッピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢である。この中性子源の計画は、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限され、微小試験片技術の開発が必須である。また、本技術は軽水炉寿命延長に必要とされる。ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。本装置は、ホットセル内への装置完了後、SP試験法の能力確認と標準化を目的としたラウンドロビン試験を実施した。本発表では、装置の概要及びラウンドロビン試験の結果を報告する。

報告書

JMTR照射ウラン・プルトニウム混合窒化物燃料の照射後試験: 88F-5Aキャプセル

荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 中島 邦久; 新見 素二; 助川 友英; 山原 武; 鈴木 康文

JAERI-Research 95-008, 92 Pages, 1995/02

JAERI-Research-95-008.pdf:5.04MB

ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填したヘリウムボンド型燃料ピン2本を、88F-5Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力65kW/mの条件で燃焼度4.1%FIMAまで照射した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥は無く健全であった。燃料中心の装荷した熱電対指示は照射期間中に燃料温度が低下する傾向を示し、ペレットと被覆管のギャップが徐々に閉塞することが確認された。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%にとどまるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。そのほか、照射に伴う燃料組織変化等についても知見を得た。

報告書

レーザアブレーション-ICP発光分光分析法に関する文献調査報告-

長谷 文昌; 青瀬 晋一; 菅沼 隆; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC-TN8420 93-014, 25 Pages, 1993/08

PNC-TN8420-93-014.pdf:3.02MB

ホットセル内における分析作業の迅速化、省力化及び廃棄物の低減化を図るために、固体試料を溶解等の前処理操作を行わずに直接分析する技術として、レーザアブレーション法を試料導入系に用いたICP発光分光分析装置の開発を進めている。この分析法は、固体試料表面にレーザ光を照射し、試料をエアロゾルとして固体から脱離放出させ、これをICPに導入して目的元素の発光強度を測定する分析法である。分析対象としては、ガラス固化体、不溶解性残さ及びハル付着物等の固体試料分析に適用する予定である。 本技術資料は、ホットセル内用のレーザアブレーション-ICP発光分光分析装置を今後、効率的に開発するため、装置の構成条件及び分析条件(レーザ出力、キャリアガス流量等)について文献調査を行った結果を纏めたものである。

報告書

レーザアブレーション-ICP発光分光分析装置の開発(1)

長谷 文昌; 石井 清登; 青瀬 晋一; 菅沼 隆; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 93-165, 98 Pages, 1993/07

PNC-TN8410-93-165.pdf:3.26MB

ガラス固化体、不溶解残渣及びハル付着物等の固体試料を溶解等の前処理操作を行わずに、直接分析する技術として、レ-ザアブレ-ション法を試料導入系を用いたICP発光分光分析装置の開発の着手した。本分析法は、固体試料表面にレ-ザ光を照射して、試料をエアロゾルとして固体から脱離放出させ、これをICPプラズマ中に導入し、目的元素の発光強度を測定する分析法である。今回、ホットセル内での分析に適用できるレ-ザアブレ-ション-ICP発光分光分析装置を試作し、この分析法の測定条件(レ-ザ出力、キャリアガス流量等)を把握するためのコ-ルド基礎試験を行った。また、ステンレス鋼及び模擬ガラス固化体試料中の含有元素を分析対象とし、本分析法の適用性について検討を行った。本試験における主要な成果は以下のとおりである。1.今回、試作したホットセル用レ-ザアブレ-ション-ICP発光分光分析装置の測定条件の検討を行い、キャリアガス流量、レ-ザ出力などの基礎的な条件を把握することができた。(例:レ-ザ出力約1J/パルス最適キャリアガス流量約1.4L/minなど)2.上記で検討した測定条件に基づき、金属試料(ステンレス標準試料)中のクロム、マンガン、銅、チタン等の検量線を作成した結果、発光強度と各元素の含有率に良好な相関関係が見られ(各元素とも相関係数0.94以上)、本分析法を金属試料の定性・定量分析に適用できる見通しを得た。3.模擬ガラス固化体試料中の成分分析では、表面の状態(粗さ、透過率)や成分組成によって、その発光強度が著しく変動したが、適切なレ-ザ照射条件及びデ-タ処理法を選定することによって、定量できる可能性を見出した。

報告書

セル内操作型黒鉛カップ直接導入ICP発光分光分析装置の開発(ガラス固化体中のナトリウム分析法の開発-2)

長谷 文昌; 吉沼 明彦; 青瀬 晋一; 菅沼 隆; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 93-081, 89 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-081.pdf:4.42MB

ホットセル内におけるICP発光分光分析をうちの適用範囲の拡大を図るために,固体試料を直接プラズマ内に導入して分析する黒鉛カップ直接導入ICP発光分光分析装置の開発に着手した。これは,固体試料(微粉末状)を黒鉛カップに採取した後,これをICPのプラズマ内に直接挿入して,励起・発光させ,目的元素の発光強度を測定する分析法である。分関対称試料としては,ガラス試料や不溶解残渣などへの適用が考えられるが,開発上のニーズから、ガラス固化体内のナトリウムを分析対象とした。これまでの基礎試験(ガラス固化体内のナトリウム分析法の開発:PNCSN8410 90-076)により、本分析法の適用性及び測定条件に関する知見を得たが、今回,セル内での操作性を考慮したICP発光分光分析装置及びその周辺機器(ガラス粉砕装置、微量試料サンプリング装置)を設計・製作し、そのコールド評価試験を実施した。試験項目として、遠隔操作性試験、性能評価試験及び耐放射性試験を行ったが、おおむね良好な結果が得られ,本分析装置をホットセル内で実用できる見通しを得た。

論文

「照射後試験」日韓セミナー

小山田 六郎

日本原子力学会誌, 35(3), p.223 - 224, 1993/00

原研と韓国原研との間で締結している、原子力安全性及びその関連分野における協力研究計画の実施取極に基づき、様々な協力を実施してきた。照射後試験に関しても、実施取極に基づき照射後試験技術に関し協力を進めてきた。その協力の一環としてこの度標題のセミナーを開催した。その結果を紹介する。

報告書

高温水中照射腐食割れ試験装置の開発

塚田 隆; 芝 清之; G.E.C.Bell*; 中島 甫; 木崎 實; 近江 正男; 須藤 健次; 後藤 一郎

JAERI-M 92-081, 27 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-081.pdf:1.73MB

原子炉の炉心で中性子照射を受けたステンレス鋼等の構造材料が、水中において応力腐食割れ(SCC)感受性を持つようになる照射腐食割れ(IASCC)の現象を研究することを目的として、照射材の高温水中腐食割れ試験を無人で長時間連続して行える装置を開発した。本装置により、原子炉照射した試験片を用いて高温高圧水中において低歪速度法(SSRT)試験を行い、そのSCC挙動を調べることができる。本装置は、ホットセル内に設置したSSRT試験装置本体及びそこへ高温高圧水を供給するループ方式の高温高圧水精製循環装置より構成される。本装置の設計にあたっては、高温水中SSRT試験に必要な事項のほか照射材を取り扱うに必要な事項に配慮した。照射材を用いた予備試験として、米国オークリッジ研究所の研究炉(ORR)で、8dpaまでスペクトル調整照射された試験片(SUS316鋼)の照射腐食割れ試験を実施し、IASCCの発生及び装置を十分な信頼性を確認した。

論文

遮蔽窓の除雲

菊池 輝男; 黒羽根 史朗; 伊藤 忠春

デコミッショニング技報, (5), p.60 - 66, 1992/06

ホットセルの遮蔽窓は、その内部を透視するための設備である。遮蔽ガラスはホットセルでの長時間の使用により、放射線の照射による着色に加えて、ガラス表面へのごみやほこり等の付着によるくもり及びカラス表面のアルカリ成分と大気中の水分や二酸化炭素との反応によるヤケ等が生ずる。これらはいずれもホットセル内部を見えにくくする要因であり、ホットセル内での作業を効率よく確実に実施する上で好ましくない。東海研ホットラボは、建設以来26年以上経過しているために、遮蔽窓のくもりやヤケが目立ってきている。そこで、遮蔽窓の透明度を回復させるために、除雲を実施した。本報告は、この度実施した除雲作業の概要をまとめたものである。

報告書

84F-10Aウラン・プルトニウム混合炭化物燃料キャプセルの照射及び照射後試験

荒井 康夫; 鈴木 康文; 笹山 龍雄; 岩井 孝; 関田 憲昭; 大和田 功; 新見 素二; 大道 敏彦

JAERI-M 91-191, 93 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-191.pdf:4.33MB

化学量論組成の異なる混合炭化物燃料(U,Pu)C$$_{1.0}$$及び(U,Pu)C$$_{1.1}$$ペレットをそれぞれ充填した2本の燃料ピンを1体のキャプセル(84F-10A)に組み込み、JMTRにおいてピーク線出力59kw/mの条件で3.0%FIMAまで照射した。約4ヶ月間冷却したのち、照射キャプセルを東海研の燃料試験施設へ搬入して、計37項目の試験を実施した。燃料ピンの断面写真から、当初存在していた燃料ペレットと被覆管の間のギャップが閉塞されていることが確認された。ペレット中心部においては、製造時に存在していた微少な気孔が減少していたほか、周辺部に比較して結晶粒の成長がみとめられた。開気孔率の高い(U,Pu)C$$_{1.1}$$燃料ピンの方が、(U,Pu)C$$_{1.0}$$燃料ピンに比較して高いFPガス放出率を示した。被覆管内面近傍で浸炭現象がみとめられたが燃料ピンの照射健全性に影響するものではなかった。

論文

コンクリートケーブ遮蔽扉駆動装置の改修

菊池 輝男; 塚田 久; 三村 謙; 富田 衛; 足立 守

デコミッショニング技報, (3), p.37 - 44, 1991/02

日本原子力研究所東海研究所のホットラボは、建設以来25年以上経過しているため老朽化がすすみ、コンクリートケーブの遮蔽扉のヒンジ部や駆動装置の故障が度々起こっている。そこで扉の駆動部の分解、点検及び改修を、建設以来初めて実施した。ホットラボの遮蔽扉の開閉方式には、ヒンジ式、上昇式及び下降式の3種がある。ヒンジ式扉の駆動装置は、圧縮空気駆動とギヤ駆動の2種であったが、いずれもリング式電動駆動に変えた。上昇式扉の駆動はスクリュウシャフト駆動で、下降式扉のそれは油圧駆動であったが、両者ともボールスクリュウシャフト駆動に変えた。遮蔽扉はいずれも10トン以上の重量物で、その取扱いには細心の注意が必要であったが、特に問題もなく、改修工事を無事に終了することができ、改修前にみられた開閉の不円滑さやノイズによる誤動作を、完全に解消することができた。

論文

ホットラボにおけるセル立入除染作業

中川 哲也; 佐藤 均; 坂倉 敦

デコミッショニング技報, (3), p.45 - 51, 1991/02

JMTRホットラボでは運転開始以来、原子炉の定期点検時期に合わせて年1回ホットセル内の放射性汚染除去作業を行っており、その目的は本体施設及び内装試験機器類の性能維持のための点検、保守とセル内汚染の蓄積抑制である。本投稿ではホットセル内の汚染核種、汚染レベル等の状況と従来行ってきた除染方法に更に塗膜剥離材を用いた方法を併用した、作業の改良点について述べ、被ばく量、廃棄物の低減化について記載した。

報告書

ANS設計指針 放射性物質取扱施設および機器 (デコミッショニング部抜粋翻訳)

宮尾 英彦; 池田 諭志

PNC-TN9510 91-001, 29 Pages, 1991/01

PNC-TN9510-91-001.pdf:0.87MB

本資料は、米国原子力学会遠隔技術部会発行の"DESIGN GUIDES FOR RADIOACTIVE MATERIAHANDLING FACILITIES & EQUIPMENT"の内、デコミッショニングに関連する部分を抜粋し、英文和訳したものである。本資料は、放射性物質取扱施設の除染とデコミッショニングをしやすくするための一般的な勧告である。また、デコミッショニング、廃棄物管理および輸送に関する現行の連邦規制を本指針中に示してある。本資料は、今後我が国においてデコミッショニングおよび廃棄物管理方策を策定する上での貴重な資料であると考え、ここに翻訳を試みた次第である。

報告書

高レベル放射性廃液のガラス固化に用いた小型セラミックメルタのホットセル内での遠隔解体

清宮 弘; 山田 一夫; 黒羽 光彦; 斉藤 誠美; 富川 裕文; 斉藤 徹*; 萩谷 慎一*

PNC-TN8410 90-082, 90 Pages, 1990/09

PNC-TN8410-90-082.pdf:6.81MB

東海事業所の高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高レベル放射性廃液ガラス固化試験に使用してきたガラス溶融炉の解体をホットセル内で遠隔操作により行なった。ガラス溶融炉は、金属性のケーシング及び電鋳レンガ等から構成されている。ケーシング部はプラズマ切断法により、レンガ部はブレーカなど遠隔操作型に改良した治具類を用い解体した。解体は、特に大きな問題もなくプラズマ切断機、解体治工具類のホットセル内での使用についての知見を得るとともに、解体条件等を把握できた。今回の経験は、プラズマ切断機等によるセル内でのガラス溶融炉の解体技術の確立に大いに役立つものと考えられる。

報告書

廃棄物安全試験施設(WASTEF); 建家およびセルの設計と仕様

田代 晋吾; 松本 征一郎; 青山 三郎

JAERI-M 83-175, 94 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-175.pdf:3.37MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF:Waste Safety Testing Facility)は、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の処理・貯蔵・処分に係る安全性試験をするため、53年から4年間建設整備を進め、56年8月に完成した。本施設は、床延面積3,722m$$^{2}$$、そのうち管理区域約1,800m$$^{2}$$を持ち、$$beta$$$$gamma$$コンクリートセル3基、$$alpha$$$$gamma$$コンクリートセル2基、鉛セル1基を配備し、最大5$$times$$10$$^{4}$$Ci(高レベル放射性廃棄物換算)を取扱うことができ、最大10$$^{6}$$Ciを貯蔵することができる。本報告書は、建家、セル、セル附属設備、電気設備、廃棄設備について、設計及び仕様を中心にまとめたものである。

論文

Post-irradiation examination facility of JAERI for power reactor fuels

坂倉 敦; 八巻 治恵; 岩本 多實

Proc.30th Conf.Remote Systems Technology 1982,Vol.2, p.3 - 9, 1982/00

1979年12月に運転を開始した原研の実用燃料の照射後試験施設は5,600m$$^{2}$$の延床面積をもち、プール、$$beta$$$$gamma$$セルライン、$$alpha$$$$gamma$$セルラインの主試験施設と関連の施設からなっている。照射後試験は(1)集合体外観検査、寸法測定、解体、(2)燃料棒外観検査、寸法測定、$$gamma$$スキャンニング、X線検査、渦流探傷、(3)パンクチュア、ガス分析、リーク検査、(4)金相試験、微小$$gamma$$スキャン、EPMA、(5)被覆の強度試験、硬さ測定など一連の非破壊および破壊試験が行なわれている。現在までにPWR,BWR燃料の各試験により多くのデータが取得されて来た。また試験の実施によって各種試験装置、試験技術、施設の有効性の確証が行なわれ所期の目的を果していることが裏付けられた。本論文は燃料試験施設およびここで行なわれている照射後試験の技術を代表的なデータと共にとりまとめたものである。

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