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報告書

JRR-2, JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 原賀 智子; 佐々木 誉幸*; 関 晃太郎*; 大森 弘幸*; 河内山 真美; 下村 祐介; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2019-016, 72 Pages, 2020/02

JAEA-Data-Code-2019-016.pdf:2.67MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する研究施設等廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-2、JRR-3及びホットラボから発生した放射性廃棄物から分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、平成28年度から平成30年度に取得した25核種($$^{3}$$H, $$^{14}$$C, $$^{36}$$Cl, $$^{60}$$Co, $$^{63}$$Ni, $$^{90}$$Sr, $$^{94}$$Nb, $$^{93}$$Mo, $$^{99}$$Tc, $$^{108m}$$Ag, $$^{126}$$Sn, $$^{129}$$I, $$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{233}$$U, $$^{234}$$U, $$^{238}$$U, $$^{238}$$Pu, $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Pu, $$^{241}$$Am, $$^{243}$$Am, $$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

論文

JMTRホットラボにおける燃料・材料の照射研究への貢献

近江 正男

日本原子力学会核燃料部会第20回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 8 Pages, 2005/07

ホットラボ施設(照射後試験施設)は、動力炉や試験研究炉で中性子照射した原子炉燃料や材料について、照射による物理的あるいは化学的変化を調べるために、その目的に応じた種々の試験・検査を行う施設である。また、ホットラボ施設には、取り扱う試料,試験・検査の目的に応じて、施設の設置時期の最新技術が採用されるとともに新たに技術開発された試験・検査機器が設置されている。JMTRホットラボでは、原子力研究の進展に伴い、原子力研究開発の研究者の多種多様な試験要求に適切に対応しつつ、照射後試験を安全確実に遂行しており、現在、ホットラボでは軽水炉の高経年化にかかわる多種多様な照射後試験を実施し、研究者から求められる試験要求に応えている。ここでは、JMTRホットラボ施設の概要及び試験分野の状況,今までに行った主な照射後試験及び成果、また、これまでに燃料及び材料試料のために開発,整備された照射後試験装置を紹介する。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成14年度

ホット試験室

JAERI-Review 2003-038, 106 Pages, 2003/12

JAERI-Review-2003-038.pdf:9.36MB

本報告書は、平成14年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発について、まとめたものである。燃料試験施設としては前年度に引き続きBWR燃料集合体の破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の破壊試験等を実施した。所内利用としては、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験を継続実施した。WASTEFは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,岩石型燃料の侵出試験,原子炉構造材料の高温水中複合環境下低歪速度試験等を実施した。ホットラボでは所外利用として、前年度に引き続き、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用材料の破壊試験試験等を実施した。所内利用では大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験施設の総力を挙げて、国からの要請による東北電力女川原発1号機の再循環配管ひび割れの検査を実施した。

報告書

中性子照射利用セミナー; 2000年3月9日,東海

大洗研究所材料試験炉部; 東海研究所研究炉部; 東海研究所ホット試験室

JAERI-Conf 2001-018, 109 Pages, 2002/01

JAERI-Conf-2001-018.pdf:13.67MB

原研では、所有する研究施設を所内のみでなく所外の研究者にも利用できるよう開放している。種々の利用分野のうち、JMTR,JRR-3,JRR-4の炉内中性子を利用した照射試験や中性子放射化分析,及びホットラボ等での照射後試験については、平成11年度より設置された原研施設利用協議会の下の「炉内中性子照射専門部会」において、利用方法,利用技術,施設整備等の検討を行うこととなった。そこで、本専門部会の活動の一環として、2000年3月9日に日本原子力研究所・東海研究所(先端交流棟大会議室)において「中性子照射利用セミナー」を開催した。発表は各研究分野からのトピックスとして、軽水炉材料,核融合材料,高温材料等の最近の炉内照射試験,及び放射化分析,照射後試験についての最近の研究が紹介された。本セミナーでは研究者相互の情報交換と同時に、施設利用技術に関しても利用者の多くの意見が聞かれたことは原研での技術開発に対するフィードバックの点で極めて有意義であった。本報告書は、セミナーにおける各発表概要と使用されたOHPスライドのコピーを収録したものである。

論文

Current status and future prospects of JMTR Hot Laboratory

齋藤 順市; 石井 敏満; 近江 正男; 藤木 和男; 伊藤 治彦; 高橋 秀武

KAERI/GP-192/2002, p.3 - 11, 2002/00

材料試験炉部ホットラボで開発した、核融合炉材料開発に不可欠な微小試験片試験技術,IASCC研究に不可欠な低歪速度引張試験技術,軽水炉燃料の安全性研究に貢献する再計装技術及び遠隔溶接技術,照射脆化を非破壊的に評価する技術等について紹介する。また、PIE技術の情報交換,研究者の交流及びPIE施設の相互利用を図ることが、PIE技術の底上げ及び原子力研究のブレークスルーのために重要であることを提案する。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成12年度

ホット試験室

JAERI-Review 2001-044, 95 Pages, 2001/12

JAERI-Review-2001-044.pdf:6.55MB

本報告書は、平成12年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第二発電所1号機で照射されたBWR燃料集合体の照射後試験を開始した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験,岩石型燃料の照射後試験,JNC・常陽炉で照射された混合炭窒化物燃料の照射後試験を実施した。WASTEFでは陸域における放射性核種の移行挙動等に関する研究,バリア性能研究及び再処理施設新材料耐食安全性実証試験等を実施した。ホットラボでは、NSRRパルス照射燃料,軽水炉用圧力容器鋼材及び核融合炉用材料等について、各種の照射後試験を行った。

論文

軽水炉燃焼の照射後試験技術

天野 英俊

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.261 - 273, 2001/06

標記専門委員会は平成9年4月から4年間にわたり調査・研究を進めてきた。この間、23回の委員会を開催しており、本委員会の終了に際してこれらの内容を報告書としてまとめることとなった。本報告書は最近の核燃料技術の高度化に関する現状を広く紹介するとともに、今後の核燃料研究の方向性を検討するうえで参考になると考える。このうち、「燃料試験技術の高度化」では試験炉における照射試験技術とともに照射後試験技術の新規開発が重要である。特に軽水炉の照射後試験では、高燃焼度化に対応した新規ニーズに資する技術開発及び設備整備が行われている。本章では、原研の燃料試験施設、日本核燃料開発(株),ニュークリアデベロップメント(株)の各施設における新規照射後試験技術のトピックスを記す。

論文

Development of a small specimen test machine to evaluate irradiation embrittlement of fusion reactor materials

石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.8(Materials Science, Multidisciplinary)

国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成11年度

ホット試験室

JAERI-Review 2000-015, 113 Pages, 2000/09

JAERI-Review-2000-015.pdf:6.09MB

本試験は、平成11年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関西電力・高浜発電所3号機で照射されたPWR燃料集合体の後処理を開始するとともに燃料構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験、岩石型燃料の照射後試験等を実施した。WASTEFでは、廃棄物固化体の高度化に関する試験放射性核種の移行挙動に関する研究等を実施した。ホットラボではNSRRパルス照射燃料、軽水炉圧力容器鋼材、核融合炉用材料等の照射後試験を行った。

報告書

JMTRホットラボにおける遠隔操作による溶接技術の開発

清水 道雄; 岩松 重美; 高田 文樹; 相沢 静男; 川又 一夫; 大島 邦男; 土谷 邦彦; 山浦 高幸; 松井 義典; 岩井 孝; et al.

JAERI-Tech 2000-029, p.48 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-029.pdf:9.26MB

JMTRホットラボでは、(1)照射済燃料棒にFPガス圧力計・中心温度測定用熱電対を溶接し計装する再計装技術、(2)照射済材料の溶接及び試験片加工技術、(3)$$^{60}$$Co密封線源製作及び(4)照射施設で照射済の材料試料をキャプセルに封入して再度照射を行うためのリキャプセル作業等のカップリング照射技術に必要となる種々の溶接に関する技術開発を行った。これらの開発は、照射後試験に関連する周辺技術として極めて重要である。本報告では、おもに、照射済燃料への再計装技術の開発、照射済材料の溶接及び試験片加工技術の開発、$$^{60}$$Co密封線源製作技術の開発、リキャプセル作業等の周溶接及び封孔溶接技術の開発において実施したセル内溶接技術の詳細について整理した。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成10年度

ホット試験室

JAERI-Review 99-026, p.118 - 0, 1999/11

JAERI-Review-99-026.pdf:9.93MB

本報告書は、平成10年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されたPWR燃料集合体の照射後試験を実施するとともに、核燃料サイクル開発機構「ふげん」炉で照射された被覆管試料及びPWR燃料集合体構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用に応えてNSRRパルス照射用燃料の短尺加工、安定化プルトニウム燃料の照射後試験等を実施した。ホットラボでは、NSRR照射燃料、HTTR用燃料・材料及び原電東海1号機燃料モニタリングにかかわる総合評価を行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究にかかわる試験を継続して行った。

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

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成9年度

ホット試験室

JAERI-Review 98-023, 97 Pages, 1998/12

JAERI-Review-98-023.pdf:5.35MB

本報告書は、平成9年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されたPWR燃料集合体の照射後試験を実施するとともにBWR及びATR燃料集合体の照射後試験が終了したのに伴い燃料集合体再組立を実施した。また、所内利用に応えて、NSRR照射用燃料の短尺加工、安定化プルトニウム燃料の照射後試験、高燃焼度燃料の特殊照射後試験等を実施した。ホットラボでは、NSRR照射燃料、HTTR用燃料・材料、核融合炉用材料及び原電東海1号炉の燃料及び鋼材モニタリングを行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究に係る試験を継続して行った。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成8年度

ホット試験室

JAERI-Review 98-001, 92 Pages, 1998/02

JAERI-Review-98-001.pdf:4.14MB

平成8年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理と技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されてPWR燃料集合体、東電・福島第2発電所で使用されたBWR燃料集合体の照射後試験及び動燃・ふげんで照射された集合体の部材試験等を行うとともに、所内利用に応えて、NSRR及びJMTRでの再照射に供する燃料棒の短尺加工、高燃料度燃料の照射後試験、安定化プルトニウム燃料燃焼法に係わる照射後試験を実施した。ホットラボでは、NSRRバーンアップ燃料、HTTR用燃料・材料、核融合炉用材料及び原電・東海発電所の燃料及び鋼材のモニタリングを行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究に係わる試験を継続して行った。

報告書

ホット試験室-施設の運転と技術開発; 平成7年度

ホット試験室

JAERI-Review 97-001, 118 Pages, 1997/02

JAERI-Review-97-001.pdf:4.36MB

本報告書は、平成7年度のホット試験室における燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理と、それぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機のPWR燃料、東電・福島第2発電所のBWR燃料及び動燃・ふげん照射用燃料等の照射後試験を行うとともに、所内利用に応えてNSRR及びJMTRに供する照射済長尺燃料棒の短尺加工、高燃焼度燃料の熱拡散率測定等の照射後試験を行った。ホットラボでは、研究炉用燃料・材料、NSRRパルス照射燃料等の照射後試験を実施するとともに、原電・東海発電所の燃料モニタリングを継続して行った。WASTEFでは、環境安全研究部からの依頼に応えてガラス固化体及びシンロック固化体等の試験を行った。

論文

微小試験片試験技術の開発; 遠隔操作型スモールパンチ試験装置の開発

近江 正男; 齋藤 順市; 大岡 紀一; 實川 資朗; 菱沼 章道; 海野 明

日本原子力学会誌, 39(11), p.966 - 974, 1997/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

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ための装置は、d-Liストリ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とされている。中性子源の計画としては、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ることから、装置の利用のためには微小試験片技術の開発が必須である。原研では、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。現在、本装置のホットセル中への設置が終了し、SP試験法のラウンドロビン試験計画に利用している。この試験計画は、試験法の能力確認と標準化を目的としたものである。本報告では、試験装置のその性能と概要を紹介し、ラウンドロビン試験のために得つつあるSP試験の結果も示す。

報告書

鉛抽出法による有用金属回収試験-第4回ホット試験結果-

明珍 宗孝; 小杉 一正; 和田 幸男; 山田 一夫; 清宮 弘; 石川 博久

PNC-TN8410 96-071, 86 Pages, 1996/03

PNC-TN8410-96-071.pdf:36.39MB

高レベル放射性物質研究施設(CPF)において有用金属回収試験(第4回ホット試験)を実施した。鉛抽出法と灰吹法を組み合わせた乾式元素分離法により不溶解残渣から白金族元素を回収する方法についての実証を行った。その結果、白金族元素を主成分とする合金粒を得た。

報告書

遠隔操作型高温疲労試験装置の開発

近江 正男; 三村 英明; 石井 敏満; 深谷 清; 米川 実; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 齋藤 順市; 衛藤 基邦; 酒井 陽之

JAERI-Tech 96-005, 39 Pages, 1996/02

JAERI-Tech-96-005.pdf:2.28MB

高温工学試験研究炉用圧力容器鋼材の中性子照射による耐久特性として疲労強度データを取得するために、高温真空雰囲気中で疲労試験が行える遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。本装置は、試験機の駆動に油圧を必要とするなどその複雑さからホットセルでの使用経験が少なく、また、ホットセルにおいて遠隔操作で使用しなければならないため、試験機各部の操作を自動的に行えるように設計する必要があった。今回開発した装置は、高温真空雰囲気で疲労試験を行うための試験片掴み、伸び測定等、試験機各部に数々の改良が施され、十分にその仕様を満足するものである。本報告書は、装置を開発するために実施した疲労試験機の調査結果、本装置の機能、開発項目、性能及び高温工学試験研究炉用圧力容器鋼の非照射材及び照射材の低サイクル疲労試験結果について報告する。

論文

Current Status and future plan of JMTR Hot Laboratory

小山田 六郎; 酒井 陽之

KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.31 - 43, 1995/00

JMTRホットラボは、JMTR付属の照射後試験施設として1971年に運転を開始した。発足時の施設は、コンクリートセル8基、顕微鏡セル4基、鉛セル7基であったが、その後、鋼セル5基、遮蔽型EPMA、BOCA組立装置、ベリリウム照射後試験用グローブボックス4基などが整備されてきた。これらの施設で非常に多方面な照射後試験が行われている。また、施設の経年劣化に伴い、内装試験機器の更新、マニピュレータやパワーマニピュレータの更新、遮蔽窓の更新及び除曇などが行われてきた。最近、利用者のニーズに応えて大幅な内装試験機器の再構築を行ったが、さらに将来に向かい試験の高度化及び技術開発を進めている。

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