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報告書

原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)

日野 竜太郎; 竹上 弘彰; 山崎 幸恵; 小川 徹

JAEA-Review 2016-038, 294 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2016-038.pdf:11.08MB

福島第一原子力発電所事故後に、シビアアクシデント時の水素対策は、我が国において大きな技術的課題として認識されるにいたった。しかし、原子力技術者と燃焼・爆発の専門家との間で共通の知識基盤を形成し、将来の原子力安全を確保、向上させていく努力は始まったばかりである。そのような活動の一つとして、「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック」を、資源エネルギー庁受託事業「水素安全対策高度化」の一環として作成した。本ハンドブックでは以下を目指した:(1)原子力の技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示す、(2)原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに、原子力における水素安全の要点が示されているものとする、(3)事故後廃棄物管理までを視野に入れて、放射線分解水素に関する情報を拡充する、(4)過酷事故解析等の特定・狭義の専門家を対象にするものではなく、高度な解析式なしに迅速に図表で判断を助けるものとする、(5)解析技術者にも役立つように、詳細なデータベースの所在や、最新の解析ツールのオーバービューを添える。

報告書

大洗研究開発センター廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価

下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一

JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-062.pdf:1.85MB

廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160$$^{circ}$$C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200$$^{circ}$$C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。

論文

Nuclear energy and waste management; Pyroprocess for system symbiosis

小川 徹; 湊 和生; 岡本 芳浩; 西原 健司

Journal of Nuclear Materials, 360(1), p.12 - 15, 2007/01

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.41(Materials Science, Multidisciplinary)

増大する核拡散への懸念や長期の環境負荷への意識からアクチノイド管理は原子力の主要問題の一つとなっている。超ウラン元素の燃焼による廃棄物管理は、軽水炉,高速炉,加速器駆動システムからなるシステム共生系によって行うことが可能である。新しいリサイクル技術は共通技術基盤のうえにこれら共生システムの多様な燃料を処理できるものであることが望ましい。溶融塩を用いた乾式プロセスはその有力な候補である。原子力機構では超ウラン元素の高温化学の研究のための施設が整備された。超ウラン元素の酸化物,窒化物の溶融塩中の化学に関する基礎データを計算コードと結合して溶融塩電解精製法による再処理プロセスの予測評価に用いることができる。

報告書

放射性廃棄物の地層処分における再取出し性に関する一考察

佐々木 憲明

JNC-TN8420 2001-006, 56 Pages, 2001/12

JNC-TN8420-2001-006.pdf:0.9MB

地層処分の実施は、専門家のみの合意だけでは不充分であり、広く社会の理解と信頼が必須である。多くの国では、今日すでにこのような認識が一般的となっている。地層処分における再取り出し性の概念は、まさにこのような認識の重要な一環として、近年欧米各国において急速に話題になり、検討が行われているテーマである。例えば、EC内では、9カ国の参加のもとに、各国の考え方や検討状況をまとめているし、一方スイスは、政府のもとに専門家グループを発足させて、再取り出し性を考慮した新しい廃棄物管理概念を打ち出してきている。また、OECD/NEA内でも、このテーマについての調査・検討を行ない、報告書を出している。すでに法律に基づいて、再取り出し性を義務付けている国もある。本資料は、今後の我が国における地層処分に関する研究開発の参考とすることを目的に、スイスのEKRAレポート、ECのEURレポート、OECD/NEA内での調査や議論に基づいて、この概念の要点、留意点、研究開発課題などについて調査、考察した結果をまとめたものである。

報告書

GLOBALl2001参加報告

森本 恭一; 柴田 淳広; 重留 義明

JNC-TN8200 2001-006, 19 Pages, 2001/12

JNC-TN8200-2001-006.pdf:0.92MB

GLOBAL2001(International Conference:"Back-End of the Fuel Cycle; From Research to Solutions")は平成13年9月9日から9月14日までの6日間、フランスのパリで開催された。今回は各国から約420名の参加者があり、この内、約70名が日本からの参加であった。本会議では、炉・燃料サイクル分野、再処理分野、処分分野、核不拡散分野等に分かれて報告を行っていた。この中でも核燃料サイクルのバックエンド、長寿命核種のマネージメント、炉・燃料の先進的コンセプトに関する報告が中心的な位置を占めていた。先進リサイクル研究開発部からは実用化戦略調査研究、燃料、再処理等に関する発表、ポスター発表を行い、また各発表を聴講して情報収集を行った。なお、GLOBAL2001の情報に関しては次のホームページで参照できる。http://www.cea.fr/conferences/global2001/index.htm

報告書

平成12年度 東海事業所 放出管理業務報告(排水)

篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 水谷 朋子

JNC-TN8440 2001-019, 141 Pages, 2001/11

JNC-TN8440-2001-019.pdf:12.69MB

本報告書は,原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき,平成12年4月1日から平成13年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は,濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

論文

Research activities on advanced nuclear fuel cycle in NUCEF

鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。

報告書

施設の解体・撤去に伴う廃棄物発生量積算評価-東海事業所及び人形峠環境技術センター-

菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎

JNC-TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07

JNC-TN8420-2001-008.pdf:4.4MB

サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。

論文

運転を終了した原子力施設を安全に措置するために

田中 貢

技術と経済, (412), p.46 - 51, 2001/06

運転を終了した原子力施設の廃止措置について、その必要性,方法,手順等を紹介するとともに、JPDRの解体経験を含めてわが国のこれまでの実績と技術開発の現状について述べる。

報告書

感度解析による地層処分安全評価生物圏モデルのパラメータの不確実性に関する検討

加藤 智子; 石原 義尚; 鈴木 祐二*; 内藤 守正

JNC-TN8400 2001-014, 212 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-014.pdf:8.21MB

地層処分安全評価の生物圏モデルに適用されるレファレンスバイオスフィアの考え方は、生物圏を、地層処分の安全性を判断するうえで線量などの適切な指標に変換するための道具としてとらえるものであり、予測が困難な将来の人間の環境や生活様式の想定に伴う不確実性に対して有効となる。一方、モデルで用いるパラメータには、分配係数の測定などデータ取得に伴う不確実性、統計値などに含まれるデータ加工に伴う不確実性、さらに蓄積された多くのデータで構成されるデータ範囲の中からデータを選択する際の判断に伴う不確実性などが存在し、結果としてモデル特性の不確実性として内在することになる。これらの不確実性については、感度解析を行うことによってモデル全体に与える影響を定量的に把握することが可能である。本検討では、一例として地形が平野にあり地下水が降水系の場合で河川に放射性核種が流入することを想定した生物圏モデルを取り上げ、各パラメータの取りうる範囲に基づく感度解析を行い、モデル全体に与える影響を定量的に求めることによって、各パラメータの重要度を把握することを試みた。

報告書

平成11年度 東海事業所 放出管理業務報告(排水)

圓尾 好宏; 宮河 直人; 植頭 康裕; 小圷 直樹

JNC-TN8440 2001-001, 135 Pages, 2000/12

JNC-TN8440-2001-001.pdf:4.61MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成11年4月1日から平成12年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設は、計画停止のため使用済燃料の処理は行わなかった。この期間内の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定に定められた基準値を十分下回った。プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書 別冊PART2; 廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集

加藤木 賢; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 野原 尚史; 松野 洋一*; 三代 広昭

JNC-TN8440 2000-022, 180 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-022.pdf:12.16MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。その後、改善措置に取り組み、廃棄物の取り出し作業を平成10年4月10日に終了し、平成10年12月21日の漏水調査等報告をもって改善措置を終了した。その後、廃棄物屋外貯蔵ピット内を一般のコンクリート中の放射能程度まではつり除染し、管理区域を解除したのち、コンクリートを打設してピットを閉鎖した。本データ集は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、ピットの閉鎖措置に係る作業において実施した汚染検査等についてまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集がある。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書

加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*

JNC-TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。

報告書

放射性廃棄物の処理・貯蔵に関する海外情報の収集及び分析(4)報告書 (2分冊)

太田垣 隆夫*; 石川 泰史*

JNC-TJ8420 2000-016, 427 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-016.pdf:18.18MB

(1)・英国BNFLでは核燃料サイクル施設から発生する中・低レベル廃棄物を処理する各施設の運転・建設計画を策定し、これを進めている。・放射性廃棄物の処理が計画されておりスイスのヴュレンリンゲン集中中間貯蔵施設(ZWILAG)では、受入廃棄物を処理し廃棄体にするとともに、除染により放射能レベルが低下できた廃棄物は、再利用される。・原子力発電所の廃止措置の費用削減を目的に、化学除染法が開発されている。・廃止措置に係わる被曝、廃棄物発生量、費用、これらを軽減するため、米国トロージャン発電所の廃止措置において原子炉圧力容器を解体せず、圧力容器そのものを輸送コンテナとして、この中に炉内構造物を入れたまま廃棄物処分場に搬出した。 (2)米国・電力会社からDOE(エネルギー省)に対する使用済燃料の引き取りに関する訴訟について、連邦控訴裁判所は電力会社に対し、引き取りに関する契約に基づいて「救済措置」を要求すべきとの裁定を下した。・TRU廃棄物の処分施設であるWIPPへの廃棄物輸送禁止命令の申し立てについて、コロンビア特別区地方裁判所は、申し立てを棄却する裁定を下した。これにより、WIPPでの処分開始の見通しが立った。英国・Nirex社の計画を前保守党政権が却下しそして、英国内の廃棄物管理に関する組織の改編準備が進んだ。・BNFLの一部について民営化が決定された。フランス:・ムーズ県の粘土層を有する地域に対して、高レベル放射性廃棄物の地下研究所の建設・運転許可政令が発給された。・原子力規制体制の再編について、政府や議員により検討された。ドイツ・連立政権内で原子力政策の対立が続いていたが、原子炉の運転期間を制限することで政策内容について合意した。・コンラート処分場での中・低レベル廃棄物処分について、連邦政府の環境相と地元州の環境相が消極的なため、処分場の許可発給が遅れている。スイス・ヴュレンリゲン中間貯蔵施設(ZWILAG)の貯蔵施設について建設・運転許可が終了した。

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

雑固体廃棄物の一括溶融処理に関する高温物理化学的研究(III)(核燃料サイクル開発機構 委託研究成果報告書)

岩瀬 正則*

JNC-TJ8400 2000-063, 78 Pages, 2000/03

JNC-TJ8400-2000-063.pdf:1.93MB

本研究は、焼却灰を介した溶融金属の酸化反応を制御し、かつそれをスラグ除染に積極的に利用する手段を確立すること最終目的としており、本年は焼却灰の主成分である複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩の物理化学的性質、中でも融体中の酸化物イオンの物理化学的挙動を、溶融塩中のCu2+/Cu+酸化還元平衡によって調査した。2元系、3元系アルカリ金属硫酸塩中のCu2+/Cu+平衡におよぼす諸因子の影響のうち、本年度は特にガス分圧(酸素分圧、SO2分圧)について重点的に調査した。硫酸塩融体中におけるCu2+/Cu+比の酸素分圧、SO2分圧依存の関数形を提示し、その妥当性を熱力学的に検証した。さらに本年度は、高温腐食現象の機構解明の端緒として、複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩中へCr2O3溶解実験を行った。結果から、一定温度および雰囲気において平均イオン半径、換言すれば酸素イオン活量が同じ融体は、同様の酸化物溶解挙動を示すという重要な知見が得られた。

報告書

地層処分研究開発に係る社会環境情報の整備(II) 最終成果報告書

大野 隆寛*; 樋口 隆尚*; 風間 武彦*; 橋本 卓*; 清藤 康司*; 服部 智美*; 金森 美和*

JNC-TJ1420 2000-005, 257 Pages, 2000/03

JNC-TJ1420-2000-005.pdf:9.53MB

現在、海外主要国においては、高レベル放射性廃棄物の地層処分とその研究開発が進められ、そのためのパブリック・アクセプタンス(PA)活動が幅広く行われている。そこで、既に地層処分についての事業計画を有している7カ国、カナダ、スウエーデン、スイス、ドイツ、フランス、米国、フィンランドにおけるPA獲得のための活動と考え方を定常的にモニターし、その背景や議論の内容を把握することにより今後の展望を明らかにした。次いで、今年度のトピカルな動向をトピックス分析として取りまとめた。スウェーデンにおける高レベル放射性廃棄物の深地層処分場のサイト選定プロセスと地元の動向、フランスの国家評価委員会(CNE)の第5回報告書の概要と現在に至る論点の推移を、また、東部サイトに関する地下研究所の建設、運転許可政令の発給に伴う経済効果と情報提供の枠組み、来国ユッカマウンテンに関するNRCのリスク・コミュニケーション強化プランの理論的背景および核不拡散トラスト社による国際放射性廃棄物貯蔵構想、フィンランドのポシバ社の使用済燃料処分場に関する環境影響評価報告書の概要、そして、スペインの第5次放射性廃棄物統合計画に基づく高レベル廃棄物管理の基本方針を、このトピックス分析報告では、それぞれ取りまとめた。

報告書

緩衝材製作施工技術の評価

雨宮 清*; TRAN DUC PHI OAN*; 山下 亮*

JNC-TJ8400 2000-056, 487 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-056.pdf:16.24MB

高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の第2次とりまとめにおいて、緩衝材製作施工技術として、緩衝材の施工実績、施工方法、品質管理の関する概略評価が実施された。今後、これらの内容に対し、内容を補完する検討やデータ取得が急務となっている。本研究では、「定置後の品質評価」として、緩衝材とオーバーパックあるいは岩盤との間に生じる隙間の、ベントナイトペレットによる充填の検討を実施した。また、「実規模施工技術の評価」として、スウェーデン・エスポ島で行われている実規模緩衝材を用いた実証試験(Prototpe Repository Project)の技術検討を実施した。さらに、「施工後の緩衝材及び岩盤中の熱伝導、水の浸潤挙動、力学的安定性等の評価」として、熱-水-応力連成現象に関する国際共同研究(DECOVALEX II,III)に参加し、連成モデルの開発と評価を実施した。

報告書

緩衝材製作施工技術の評価(委託研究内容報告書)概要集

雨宮 清*; TRAN DUC PHI OAN*; 山下 亮*

JNC-TJ8400 2000-055, 49 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-055.pdf:4.15MB

高レベル放射性廃棄物地層処分研究開発の第2次とりまとめにおいて、緩衝材製作施工技術として、緩衝材の施工実績、施工方法、品質管理の関する概略評価が実施された。今後、これらの内容に対し、内容を補完する検討やデータ取得が急務となっている。本研究では、「定置後の品質評価」として、緩衝材とオーバーパックあるいは岩盤との間に生じる隙間の、ベントナイトペレットによる充填の検討を実施した。また、「実規模施工技術の評価」として、スウェーデン・エスポ島で行われている実規模緩衝材を用いた実証試験(Prototype Repository Project)の技術検討を実施した。さらに、「施工後の緩衝材及び岩盤中の熱伝導、水の浸潤挙動、力学的安定性等の評価」として、熱-水-応力連成現象に関する国際共同研究(DECOVALEX II,III)に参加し、連成モデルの開発と評価を実施した。

報告書

オーバーパック溶接部の設計手法に関する研究-溶接品質定量化のための基礎データの取得-(研究報告書)

柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*

JNC-TJ8400 2000-049, 175 Pages, 2000/02

JNC-TJ8400-2000-049.pdf:7.54MB

本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150$$^{circ}C$$、破壊靭性試験は0$$^{circ}C$$と150$$^{circ}C$$で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。

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