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報告書

高減容処理施設の溶融設備における安全対策について; 溶融設備に係る意見交換会資料集

池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB

日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

廃棄体の確認に向けたアスファルト固化体の製作履歴調査結果

古川 登; 近藤 利幸; 木村 之彦*

JNC-TN8440 2001-024, 210 Pages, 2001/08

JNC-TN8440-2001-024.pdf:24.99MB

本書は、将来、アスファルト固化体を地中処分することを前提にした、廃棄体技術基準の整備に向けた調査に反映させるため、固化体中の核種インベントリー、代表的な固化体選定に必要な過去のキャンペーンのグループ化、処分検討時の情報提供等、貴重な情報源として活用することを目的に作成した。作成にあたっては、施設の工程、固化体の組成、貯蔵実績などの固化体製作概要、過去のキャンペーンの試験内容、トピックスを基に製作された固化体の特性や放射性ヨウ素の放出低減化、放射性炭素の施設内移行挙動などを含め、過去の試験・運転内容等の履歴を包括的に把握できるように開発運転履歴をまとめ、今後の処分の動向を見据えた構成とした。アスファルト固化処理施設は、1982年4月(昭和57年)からコールド試験を開始し、5月4日よりホット試験、10月6日より固化処理技術開発運転を開始し、1997年3月11日(平成9年)の火災爆発事故に至るまでの期間(16年間)で、低レベル放射性濃縮廃液を7,438m3処理し、29,967本のアスファルト固化体を製作した。事故により、アスファルト固化処理施設は使命を閉じるに至ったが、15年間で製作したアスファルト固化体は、将来の処分を検討する上で貴重な情報、データを保持しているとともに、処理技術とともに後世に継承する必要がある。なお、試験・運転により製作した固化体ドラム毎のS/B比、放射性核種濃度等に係るデータ類に関しては、「アスファルト固化体の製品データ集」として別冊にまとめたので、本書と対で活用されたい。

報告書

高感度吸光光度法を用いた高放射性廃液中の微量プルトニウム分析法の開発

実方 秀*; 新津 好伸*; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 黒沢 明

JNC-TN8410 2001-002, 66 Pages, 2000/12

JNC-TN8410-2001-002.pdf:2.03MB

再処理施設から発生する高放射性廃液(High Active Liquid Waste:以下HALWと略記)中の微量プルトニウム分析法として、従来の吸光光度法よりも低濃度域における測定に優れ、査察側検認分析法としての応用が期待される高感度吸光光度法(High Performance Spectrophotometry:以下HPSPと略記)を検討した。コールド試験では、プルトニウム代替物質としてプルトニウム(VI)の吸収波長近傍に吸収ピークを示すネオジムを用いてピーク強度算出方法の検討を行ったところ、3波長法が本法において有効であった。硝酸プルトニウム溶液の測定では、0$$sim$$11mgPu/Lにおいて信号強度との間に良好な直線関係を有することがわかった。さらに実際のHALWの組成を模擬してマトリクスを複雑にした溶液(模擬HALW)にプルトニウムを添加した試料の測定を行ったところ、同様に0$$sim$$11mgPu/Lについて良好な直線関係が得られた。また、HALWにプルトニウムを標準添加した場合も同様に良好な直線関係が得られた。本法は、サンプル中の硝酸濃度、スラッジ及び共存元素による影響を受けることから、それぞれの依存性について調査したところ、硝酸濃度2$$sim$$4mol/Lで測定値が約14%変動することがわかった。またスラッジについては、ろ過による除去が必要であり、共存元素については光学調節によるベーススペクトルのバランス調整によって影響を排除することができた。低濃度プルトニウム試料を測定する場合については、ピーク強度とノイズ成分の比(S/N比)が相対的に小さくなることから、積算平均化法、単純移動平均法、フーリエ解析法によるスペクトルのS/N比向上を検討した。検討結果から、積算平均化法と単純移動平均法を組み合わせて用いることが本法の特性上最適であり、硝酸プルトニウム溶液測定時における検出限界値は0.07mgPu/Lとなった。また、プルトニウム含有模擬HALW溶液を測定した時の検出限界値は0.2mgPu/Lであった。さらに、実際のHALWを用いた場合についても、検出限界値は0.2mgPu/Lであることが予想される。

報告書

岩盤不連続面の力学・透水メカニズムの実験的・解析的研究ー先行基礎工学分野に関する平成11年度報告書ー

江崎 哲郎*; 神野 健二*; 三谷 泰浩*; 蒋 宇静*; 内田 雅大; 赤堀 邦晃*

JNC-TY8400 2000-004, 94 Pages, 2000/03

JNC-TY8400-2000-004.pdf:4.88MB

放射性廃棄物の地層処分は、地下の構成材料である岩盤の隔離性、密閉性などを積極的に利用するものであり、その設計にあたっては安全性、経済的合理性、環境上の配慮など、従来の地下構造物と比べて格段に厳しい設計条件が要求される。そのため、岩盤においてその特性を支配する不連続面の力学・透水特性およびカップリング特性などを適切に把握する必要がある。本研究では、理想的な条件下で実験を行なうための新しいせん断透水同時試験装置の開発を行った。そして、装置の検証を兼ねて行ったせん断透水同時実験の結果、新装置は、上箱の回転による影響を定量的に評価でき、一方向流による透水試験を実施することができた。さらに、不連続面のせん断透水同時特性は、垂直応力が大きくなると上箱の回転による透水係数が著しいことを明らかにした。また不連続面の間隙幅分布を不連続面凹凸の幾何学特性とGIS(地理情報システム)によるシミュレーションによって特定する方法を提案するとともに、せん断透水同時試験のモデルを構築し、せん断透水同時特性のメカニズムを明らかにすることを目的としてシミュレーションを行った。その結果、GISによるシミュレーションの有効性を示すことができた。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの整理

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-016, 188 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-016.pdf:3.6MB

本資料は、これまでに高レベル放射性物質研究施設(CPF)において過去実施された照射済高速炉燃料を対象とした全溶解試験(ベンチスケール(燃料ピン単位)溶解試験及びビーカースケール(剪断片単位)溶解試験)の試験条件(燃料の製造条件、照射条件及び溶解条件)、及び試験結果を整理し、まとめたものである。

報告書

人工バリアからの核種移行率に対するオーバーパックの腐食膨張と緩衝材の流出に関する感度解析

吉田 隆史; 石原 義尚; 石黒 勝彦; 仲島 邦彦*; 大井 貴夫

JNC-TN8400 99-087, 41 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-087.pdf:2.78MB

地層処分システムの性能評価において、人工バリア中の核種移行に影響を及ぼす現象として、オーバーパックの腐食膨張および緩衝材の流出が挙げられている。このため、この二つの現象によって影響を受ける緩衝材パラメータ(緩衝材厚さ、空隙率、拡散係数)を変化させて人工バリア中核種移行の感度解析を行い、人工バリアから周辺岩盤への核種移行率の変動について調べた。オーバーパックの腐食膨張と緩衝材の流出を考慮し、緩衝材厚さ、空隙率、拡散係数を変化させて解析を行った結果から、この二つの現象は半減期が1万年未満の核種の移行率に対して大きな影響を及ぼすことが分かり、オーバーパックの腐食膨張はこれらの核種の最大移行率を減少させ、緩衝材の流出は逆に最大移行率を増加させることが示された。しかしながら、半減期が10万年を超える核種(例えば、Cs-135やNp-237など)の移行率については、オーバーパックの腐食膨張および緩衝材の流出による緩衝材パラメータの変化が最大移行率に及ぼす影響はほとんどないことが示された。

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

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; エクストルーダ運転記録の評価

鈴木 弘; 三浦 昭彦; 藤田 秀人; 佐野 雄一

JNC-TN8410 99-043, 135 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-043.pdf:6.44MB

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に関し、エクストルーダから排出されたアスファルト混合物が高温であったことが考えられる。小型の2軸エクストルーダを用いた試験の結果からは、エクストルーダ内においてアスファルト混合物中の塩濃度が局所的に上昇し、粘性発熱を増大させること、エクストルーダ内の塩堆積により摩擦熱が発生することなどが確認された。これらの現象は、試験の結果からエクストルーダの運転方法等との関連が深く、運転時の挙動としてトルク等に現れると考えられた。このため、これらの試験結果を基に実機4軸エクストルーダの装置構成や運転方法を整理した上で運転記録の分析・評価を行った。この結果、運転記録に塩濃縮及び塩堆積の発生を示すと考えられる挙動が多数見られ、エクストルーダへの廃液供給速度の低下によりトルク値が26Bから30Bまで順次上昇していること等が確認された。これらのことから、廃液供給速度低下によりエクストルーダ内の物理的な発熱が増大され、充てん温度が標準供給速度時に比べ高くなったものと考えられ、ドラムへの充てん時期と物理発熱進展の考察結果が一致していることを確認した。これらの評価結果から、供給速度の低下によって2軸試験で確認されたようなエクストルーダ内部での塩濃縮現象及び塩堆積現象が顕著となり、これによる物理的発熱によって充てん温度が高くなったことが火災の原因であると評価した。

報告書

短期海外出張報告書、放射性廃棄物ビチューメン固化処理プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップ参加報告及び発表資料

加川 昭夫

JNC-TN8200 2000-001, 40 Pages, 1999/10

JNC-TN8200-2000-001.pdf:0.79MB

1999年6月29日から7月2日までチェコ近郊のRez原子力研究所で、放射性廃棄物のビチューメン固化プロセスに関する安全性及び挙動評価に関する国際ワークショップが開催された。ワークショップの目的は、ビチューメン固化処理プロセスの実用的経験、新しいビチューメン固化処理技術の研究、開発及び実証、ビチューメン固化処理プロセスの安全性評価、中間貯蔵及び最終処分環境でのビチューメン固化体の安全性と適合性に関する情報交換である。本ワークショップでは、27件の研究成果の発表と討議が行われた。当方の発表題目は、「Influence of chemical and radiolytic degradation of bitumen on disposal」であり、機構におけるビチューメン固化体の処分に向けての研究成果を発表した。一方、他研究機関におけるビチューメン固化体の長期安定性に関する情報の収集を行った。また、ワークショップ終了後、チェコ、ベルギー、フランス、イギリスの原子力施設の見学を行った。本報告は、当方が発表し、聴講したセッションのビチューメン固化体の長期間の評価に関する報告と施設訪問の概をまとめたものである。

報告書

海外出張報告 アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明結果に関す技術会議

重留 義明; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 三浦 昭彦; 佐藤 嘉彦; 小山 智造

JNC-TN8200 99-001, 128 Pages, 1999/07

JNC-TN8200-99-001.pdf:92.69MB

再処理施設安全対策班では、アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明作業を続けた結果、その原因を特定するに至り、この内容を"International Workshop on the Safety andPerformance Evaluation of Bituminization Processes for Radioactive Wastes"(1999年6月29日$$sim$$7月2日、チェコ共和国Rezにて開催)にて報告した。また、現在もアスファルト固化処理を継続しているベルギー、フランス両国の関係者とさらに詳細な議論を行うため、両国を訪問し、技術会議を実施した。また最新の再処理施設の情報を得るため、COGEMA(フランス)及びBNFL(イギリス)の再処理プラントを訪問した。

報告書

海外出張報告$$sim$$アスファルト固化処理施設火災爆発事故に関するベルゴプロセスとの専門家会議$$sim$$-アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明・再発防止に関する調査・検討-

中村 博文; 船坂 英之; 藤田 秀人; 小山 智造

PNC-TN8600 97-007, 109 Pages, 1997/11

PNC-TN8600-97-007.pdf:16.76MB

アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止対策班では、平成9年3月11日に東海再処理施設のアスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故に関する原因究明に当たって、今回の事故と類似したベルギー王国のユーロケミック再処理工場に設置されたユーロビチュームプラント(中レベル廃液のアスファルト固化処理施設)で発生した火災事故(1981年12月15日)に関する火災の原因物質、廃液に関する熱分析の測定値、事象の推移について詳細に調査するため、現在ユーロビチュームプラントを運転しているベルゴプロセス社へ出向き、ベルギーで発生した火災事故の経験及び情報を調査・入手してアスファルト固化処理施設で発生した火災・爆発事故の原因究明に資することにした。調査に当たっては、原因究明班から4名がベルギーに出張し、これに動燃パリ事務所の金子所長等も加わり4日間に渡ってベルゴプロセスの専門家と会議を持った。会議では、ユーロビチュームプラントで発生した事故及びアスファルト固化処理施設火災爆発事故詳細な情報を交換した上で、今回の事故原因に関する推定について議論した。なお、ユーロビチュームプラントで発生した事故に関する未入手の資料についても今回入手することができた。

報告書

ウラン廃棄物処理施設建設に係る業務報告書,2; M棟内設備の解体撤去

三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*

PNC-TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03

PNC-TN8440-96-010.pdf:9.98MB

本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。

報告書

$$alpha$$金属減容技術に関する調査

佐久間 敦宏; 菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一

PNC-TN9420 95-011, 13 Pages, 1994/10

PNC-TN9420-95-011.pdf:8.44MB

本調査は、大洗工学センターにて実施する固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の基本設計の遂行にあたり、その初期階段において$$alpha$$系金属廃棄物を処理する「$$alpha$$金属減容設備」のプロセスの確定に資することを目的に実施したものである。調査対象には、概念設計での確定に至らなかったインダクトスラグ溶融方式、及びインキャンメルト方式の2方式と、同じ高周波溶融加熱原理である浮揚溶解方式を加えた3方式を設定し、各技術の現状を整理するとともに、LEDFの「$$alpha$$金属減容設備」プロセスとしての適用性、並びに他の溶解方式との比較による優位性について評価・整理した。その結果、3方式の中でインキャンメルト方式が、現状において「前処理設備の軽減化」及び「技術実証度」の評価において、他方式と比較として最も技術的に優位にあることが確認された。また、施設運用に影響する「経済性」の評価においても同方式が他方式と比較しても最も負担が少ないことも確認された。したがって、本調査の結果に基づき、LEDFの「$$alpha$$金属減容設備」プロセスにはインキャンメルト方式を選定するものとした。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書-建築工事機械編

市野沢 仁; 真道 隆治; 新沢 幸一*; 小泉 和彦*; 本橋 昌幸; 川上 一善; 上野 勤

PNC-TN8470 93-019, 30 Pages, 1993/05

PNC-TN8470-93-019.pdf:2.32MB

本報告書は、動力炉・核燃料開発事業団(以下「事業団」という。)が、東海事業所に建設したガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)ガラス固化技術開発棟(以下「開発棟」という。)建設工事のうち遮蔽扉、電動式扉、進入口用コンクリートプラグ、ハッチ、搬送セル床スリーブ及び遮蔽プラグ、クレーン、補助遮蔽体といった特殊設備工事(以下「本工事」という。)について、概要、スケジュール、場所、管理、方法、手順、反省等をまとめたものである。

報告書

不溶性タンニンによる廃液処理プロセス開発-バッチ式Pu吸着基礎試験-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄

PNC-TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04

PNC-TN8430-93-001.pdf:0.34MB

プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の$$alpha$$放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着$$alpha$$線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書-装置工事工事編

室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*

PNC-TN8470 93-016, 294 Pages, 1993/03

PNC-TN8470-93-016.pdf:6.99MB

ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は,平成元年1月11日に設工認の認可を受け工事を着手し,平成4年4月30日を以て竣工した。本報告では,平成3年6月末までに完了した機器,配管,機械等の設計,製作,据付け等の工事に関わる経緯,経験,反省等をまとめ報告する。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書-装置工事試運転編

室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*

PNC-TN8470 93-015, 311 Pages, 1993/03

PNC-TN8470-93-015.pdf:6.85MB

ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は、平成元年1月11日に設計及び工事の方法(以下「設工認」という。)の許可を受け、工事を着手し、平成4年月30日を以て竣工した。本報告では、平成3年6月末に機器、配管、機械等の据付工事の完了に引き続き実施した試運転に係わる経緯、経験、反省等をまとめ報告する。なお、本施設内固化セルで実施した遠隔操作試験については、「ガラス固化技術開発施設工事報告書遠隔操作試験-II(PNC PN8470 93-012)」にまとめたので、そちらを参照されたい。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書-総括編

室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*

PNC-TN8470 93-014, 72 Pages, 1993/03

PNC-TN8470-93-014.pdf:2.05MB

ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)は、再処理事業の「主要な試験施設」として昭和62年3月18日付けで再処理施設設置変更承認の申請を行い、昭和63年2月9日付けで承認を得た。また、昭和63年5月19日付けで本施設の「建物」の設工認申請を行い、昭和63年6月18日付けで認可を受け、本施設の建設工事(以下「本工事」という。)を昭和63年6月29日に着手した。建屋の建築工事は平成3年2月28日に、換気空調設備工事及び電気設備工事は平成3年7月31日に竣工した。装置工事は、平成3年6月30日までに主要な機器が据え付けられ、引き続き、遠隔操作試験、通水作動試験、総合通水作動試験及び受取試験を行い、機器類が設計通りの機能及び性能を満足していることを確認した後、平成4年4月30日に竣工した。これを以て本工事の全てが完了した。本報告では、TVFの建設に到るまでの設計経緯、安全審査実施内容の概要、本工事の実施結果等をまとめ報告する。

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書ー遮蔽窓製作・据付工事

市野沢 仁; 真道 隆治; 相沢 重樹*; 室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*

PNC-TN8470 93-013, 85 Pages, 1993/03

PNC-TN8470-93-013.pdf:3.98MB

ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の開発棟に設置した遮蔽窓(12基)及び遮蔽プラグ(1基)の設計・製作及び据付け工事の内容を取りまとめ報告する。本報告の主要な内容は以下の通りである。1.工事の目的及び概要2.工事の仕様及び条件3.工事の方法及び手順4.施工上の技術的検討事項5.工事に関する反省と今後の課題

報告書

ガラス固化技術開発施設建設工事報告書ー遠隔操作試験ー2(固化セル)

真道 隆治; 市野沢 仁; 上野 勤; 相沢 茂樹*; 小泉 和彦*; 井形 正登*; 本橋 昌幸

PNC-TN8470 93-012, 58 Pages, 1993/03

PNC-TN8470-93-012.pdf:2.43MB

本報告書は、動力炉・核燃料開発事業団(以下「事業団」という。)が、東海事業所に建設したガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)ガラス固化技術開発棟(以下「開発棟」という。)内で行った固化セル遠隔操作・保守試験(以下「本試験」という)について、概要、スケジュール、場所、管理、方法、手順、反省等をまとめたものである。

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