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報告書

異材簡管継手の長期信頼性評価(1)-フィールド試験体の中間検査結果-

竹内 正行; 永井 崇之; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 根本 健志*; 藤咲 和彦*; 大橋 和夫*

PNC-TN8410 98-116, 147 Pages, 1998/08

PNC-TN8410-98-116.pdf:8.6MB

(1)目的熱間圧延法、HIP法,爆接法により製作した管継手を酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備へ装着し、長期信頼性の評価を行う。(2)方法酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備のプロセス系(硝酸凝縮液、濃縮液、供給液ライン)とユーティリティ系(計装用圧空、加熱用蒸気、冷却水ライン)に、管継手試験体を装着し耐久性試験を行い、中間検査として、耐圧試験、染色浸透探傷試験、外観観察、破壊検査を行った。(3)結果【1】熱間圧延管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約21,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮ラインに装着した試験体は、耐圧試験において漏れが認められた。【2】HIP管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約18,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、耐圧試験中に破断が認められた。【3】爆接管継手については、すべての装着位置において漏れおよび破断等は認められなかった。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、ステンレス鋼側に肌荒れが認められた。以上、中間検査の結果から、再処理プロセスへ適用する場合、ユーティリティ系(計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ライン)は、十分適用が可能と考えられる。プロセス系では、硝酸凝縮液のようにステンレス鋼にとって厳しい試験環境では、適用が困難と考えられる。しかし、濃縮液および供給液の温度の低い環境であれば、適用可能と考えられる。

報告書

Work report of International research fellow; Design review of Joyo D-type irradiation rig and Joyo irradiation techniques

Bottcher, J. T.

PNC-TN9440 97-011, 215 Pages, 1997/06

PNC-TN9440-97-011.pdf:19.56MB

平成8年3月25日から平成9年6月30日までの約15ヶ月間、動燃事業団の国際特別研究員として大洗工学センター実験炉部照射課に配属された。照射課では、照射試験に関する設計レビューを行ったほか、米国の照射試験に関する技術情報を照会した。また、大洗工学センターの他部や東海事業所の、主に燃料開発や照射技術開発関連業務の一部助勢も行った。この間、論文2件、設計レビュー報告書および燃料・材料照射に関する発表を6件行った。さらに、材料の照射特性に関するPNC/DOEの新規共同研究(4年計画)の調整を行った。

報告書

「もんじゅ」併用期間中検査装置開発(開発の経緯と現状及び課題と対策) -説明会資料集-

林道 寛; 荒 邦章; 横山 邦彦; 三田部 稔秋; 秋山 貴由輝; 爲平 浩一; 大高 雅彦

PNC-TN9410 92-218, 103 Pages, 1992/04

PNC-TN9410-92-218.pdf:3.49MB

平成3年度から4年度にかけて,「もんじゅ」実プラントの併用前検査(PSI),及びその後の必要な改良を経て,併用機関中検査(ISI)へ流用することを目標に,平成2年度から,核種の併用機関中検査装置の開発を進めている。本報告は平成3年7月に開催した「もんじゅ」併用機関中検査装置開発(中間報告)において発表した際に用いたOHP現行を取りまとめ,若干の修正を加えたものである。設置許可申請,安全審査,AVE委員会の答申及び研究開発の現状までを体系化,包括化した資料は本報告書が初めてである。

論文

HENDELによる高温工学試験研究炉用制御棒駆動装置の信頼性試験

日野 竜太郎; 福島 久*; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 33(7), p.685 - 694, 1991/07

HENDELに設置された燃料体スタッフ実証試験部1チャンネル試験装置を用いて、高温工学試験研究炉と同じ温度圧力条件のもとで、制御棒駆動装置の信頼性試験を実施した。使用した制御棒駆動装置とそれに接続した制御棒は実機とほぼ同じ仕様である。本試験では、実機プラント寿命20年間の想定駆動回数を上回る駆動試験を行なった。通常運転において挿入・引抜き不能は一度もなく、位置制御の設定値と指示値はよく一致した。実機仕様の自由落下スクラムにおいてもスクラム不能は一度もなく、オーバーランは63~71mmの範囲と比較的短距離であった。また、制御棒の挿入・引き抜きによる圧力配分に影響しないことがわかった。試験終了後に構成部品の分解検査を行ったが、とくに異常はみられず健全であった。

論文

3.1.4, 放射線固相重合に関する開発研究: 3.1.7, 耐放射線性試験研究の進展

中瀬 吉昭; 嘉悦 勲*; 日馬 康雄; 瀬口 忠男

放射線化学の歴史と未来; 30年の歩み, p.306 - 325, 1990/11

3.1.4.トリオキサンの放射線固相重合の開発研究の歴史をまとめた。また、固相重合の発展として展開した低温放射線重合法による高分子材料の開発についてもまとめた。トリオキサンの場合、モノマー精製から安定化までの一貫したプロセスの工業化技術を確立し、テトラオキサンの場合、同時安定化固相重合プロセスを完成し、アセタール樹脂製造法として工業化技術を確立した。低温放射線重合では、ガラス性モノマーの固相重合をとりあげ、基礎研究から応用研究へと発展させバイオ関連技術を開発した。3.1.7.耐放射線性試験研究の必要性が、原子炉周辺で用いられる有機材料の重要性から確認されだし、照射効果の研究とともに、材料の健全性、信頼性の評価が必要となった。これにともない、試験条件の設定等評価のための試験法の開発が原子炉の安全運転のために必要なことなどの歴史をまとめた。

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