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報告書

第四回 東海再処理施設技術報告会 報告書

大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁

JNC-TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11

JNC-TN8410-2001-023.pdf:30.98MB

本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

超音波式肉厚自動測定装置の製作

大場 敏弘; 柳原 隆夫; 加藤 千明; 浜田 省三

JAERI-Tech 2001-059, 36 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-059.pdf:7.8MB

原研では、文部科学省からの受託研究として「再処理施設新材料耐食安全性実証試験」を実施してきた。この試験においては、六ヶ所再処理施設の主要機器の一つである酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体を用いた実証試験を進めてきた。この試験体の一部である伝熱管及び短い管材を用いた実験室規模の伝熱面腐食試験片に対して、それらの内表面の腐食減肉を知るために、伝熱管の肉厚を非破壊・高精度で測定できる超音波式肉厚自動測定装置を製作した。この装置は、超音波測定器にパソコン制御方式を組合わせることにより自動的に肉厚を測定・記録できるものである。製作した装置で得られた肉厚の値は、光学顕微鏡で測定した肉厚と非常に良い一致を示し、本装置の測定精度のよいことが確認された。

報告書

Ti-5%Ta製及びZr製酸回収蒸発缶の耐久性評価; 酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備による長期耐久性実証試験の総括

竹内 正行; 藤咲 和彦*; 根本 健志*; 小泉 務; 小山 智造

JNC-TN8410 2001-013, 255 Pages, 2001/05

JNC-TN8410-2001-013.pdf:24.24MB

本耐久試験は東海再処理工場の当時のステンレス鋼製酸回収蒸発缶を非鉄材料のTi-5TaまたはZrに材質変更する計画の一環として進められた。この結果、Ti-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備(処理能力:東海再処理工場の酸回収蒸発缶の1/27)の設計・製作、さらに本装置による運転試験を通して、Ti-5Ta製およびZr各材料がステンレス鋼に代わる新材料として、酸回収蒸発缶の製作性や機器性能の面で問題のないことが実証された。また、それまでのステンレス鋼製酸回収蒸発缶の大きな課題であった長期耐食性についても、コールド環境での評価であるものの、製作したTi-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備がこれまでのステンレス鋼製酸回収蒸発缶の最大処理実績(約13,000時間)をはるかに凌ぎ、最終的には累積40,000時間に及ぶ両蒸発缶の長期耐久性が実証された。この運転期間中、大きな設備の異常や故障等は特に認められず、安定した運転を継続してきた。また、長期運転試験後の評価結果から、材料強度の問題を含めて両蒸発缶は健全な状態を維持していた。さらに東海再処理工場におけるステンレス鋼製酸回収蒸発缶の腐食故障の要因となった粒界腐食についても、Ti-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶全体を通じて観察されなかった。両蒸発缶の腐食量については、Ti-5Ta製蒸発缶の気相部においてわずかながら経時的な減肉傾向が認められたが、他の部位およびZr製蒸発缶では有意な減肉は認められず、全体的に腐食速度は両蒸発缶ともに0.1mm/y以下であり、優れた耐食性を示した。運転期間中、両構造材料は不働態を維持し、缶内に設置したテストピースの結果から、応力腐食割れの感受性も認められなかった。さらに、Ti-5Ta製蒸発缶で認められた気相部の減肉傾向から、統計解析法を用いてTi-5Ta製蒸発缶の装置寿命(腐食代1mm)を評価した結果、最低約55,000時間と見積もられた。以上の結果から、酸回収蒸発缶の装置材料としてTi-5TaおよびZrが適用可能であることが示されるとともに、特に長期耐食性の観点からは両材料ともに実績のあるステンレス鋼よりもはるかに優れていることが実証された。

報告書

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC-TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

粒界腐食抑制型ステンレス鋼及び高Cr-W-Si系Ni基RW合金の硝酸溶液中の伝熱面腐食の抑制効果

土井 正充; 木内 清; 矢野 昌也*; 関山 喜雄*

JAERI-Research 2001-020, 17 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-020.pdf:0.7MB

再処理施設の酸回収蒸発缶等を想定して、伝熱面腐食を支配する硝酸側環境因子の基礎解析を行った。現用鋼である、R-SUS3304ULCを用いて、溶液中のV濃度、熱流速の伝熱面腐食に与える影響を調べるとともに、金属組織制御により粒界腐食を抑制したステンレス鋼及び防食造膜元素を複合添加したNi基合金の耐食性についても調査した。

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。

論文

The Life prediction study of Rokkasho Reprocessing plant materials

木内 清; 矢野 昌也*; 滝沢 真之*; 柴田 諭

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 3, 8 Pages, 1998/00

湿式再処理機器材料の寿命評価基盤技術開発の研究成果を基に、平成7年度から実施中の六ヶ所再処理施設の耐食安全性実証試験を概観した。当該試験の対象機器には、機器の仕様や耐久性支配因子が大きく異なるステンレス鋼製酸回収蒸発缶と金属ジルコニウム製連続溶解槽の代表的な二つの機器を選定した。過去の東海再処理施設のトラブル経験や実証対象機器が数十年にわたり長期供用されること等に鑑みて、当該試験は、実機規模の小型構造体を用いて長時間硝酸ループ試験を行う小型モックアップ試験を基幹試験として、小型試験片を用いて放射性核種作用を含む耐久性支配因子の詳細評価を行う照射腐食抵抗性評価試験及び計算機シミュレーションにより実証試験の模擬性評価や実証試験結果を寿命予測へ拡張する耐食安全性評価システム整備の3項目から構成され、耐食安全裕度の定量的評価を実施する。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

報告書

再処理施設設置(変更)承認申請書 昭和61年9月

not registered

PNC-TN1700 93-010, 45 Pages, 1993/01

PNC-TN1700-93-010.pdf:0.71MB

2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 分離精製工場にパルスフィルタを追加設置するため。(2) 分離精製工場のプルトニウム溶液蒸発缶の塔部の材料を変更するため。(3) 分離精製工場の酸回収蒸発缶の材料を変更するため。(4) プルトニウム転換技術開発施設の脱硝ボードの材料を追加変更するため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。

論文

Trans-passive corrosion mechanism of austenitic stainless steels in boiling nitric acid solution

林 政範*; 木内 清; 早川 均*; 菊地 正彦

Proc. of the Int. Symp. on Material Chemistry in Nuclear Environment, p.469 - 477, 1992/00

大型民間再処理工場の主要な硝酸プロセス機器の減圧蒸発缶材料には、R-SUS304ULC等のオーステナイトステンレス鋼が使用されるが、高酸化性イオンの共存下や高濃度の硝酸の伝熱沸騰条件において表面皮膜の保護性が低下して、過不働態と呼ばれている加速腐食を起こすことが懸念されている。この観点から、熱流束制御下の片面伝熱面腐食試験装置を用いて、当該材料の六価クロムを含む硝酸溶液中の腐食挙動に及ぼす熱流束の効果を検討した。この結果から、伝熱面における腐食速度の加速が、蒸発量及び硝酸の熱分解反応に伴う高酸化性雰囲気により生成する六価クロムの量に対応することが明らかとなった。さらに伝熱面における腐食の加速機構について、電気化学的測定及び解析を行い、沸騰伝熱面では、アノード及びカソード双方の電極反応が加速されることが分った。

論文

Incorporation of an evaporator concentrate in polyethylene for a BWR

森山 昇; 土尻 滋; 松鶴 秀夫

Nucl.Chem.Waste Manage., 3, p.23 - 28, 1982/00

本報は、BWR蒸発缶濃縮廃液に対するポリエチレン固化法の適応性について検討したものである。本実験では,この廃棄物の主成分である硫酸ナトリウムを、実験室規模の回分型固化装置でポリエチレン固化し、得られた固化体の均質性、密度、機械的特性、耐水性、浸出性および減容性を調べた。ポリエチレン固化法では、硫酸ナトリウムを混入率70wt.%まで均質に固化できるが、耐浸出性および耐水性から、混入率は50wt.%が適当である。混入率50%wt.%の固化体は、密度が1.28g/cm$$^{3}$$、圧縮破壊強度が213kg/cm$$^{2}$$であり、また粘り強い機械的性質を有する。この固化体のナトリウムの浸出に関する拡散係数は10$$^{-}$$$$^{7}$$~10$$^{-}$$$$^{6}$$cm$$^{2}$$/dayである。ポリエチレン固化体は、水中において体積膨張、分離および崩壊現象を生じない。また、減容効果が大きく、セメント固化する場合に比べて、固化体の発生量は1/5になる。

報告書

化学処理スラッジおよび蒸発缶濃縮液のビチューメン固化

福田 勝男; 西沢 市王; 勝山 和夫; 松元 章; 阪田 貞弘

JAERI-M 7373, 25 Pages, 1977/11

JAERI-M-7373.pdf:1.36MB

化学処理スラッジおよび蒸発缶濃縮液の処理を目的として1973年に設置した回分式のビチューメン固化装置を設置した。コールドおよぴホット試験で、スラッジおよび濃縮液の減容効果、装置の特性、ビチューメン固化体の物性について調べた。スラッジ(固形物含量;約6Wt%)および濃縮液(固形物含量;約10Wt%)をビチューメン固化することに伴う減容比は、それぞれ1/11.4および1/2以上が得られた。濃縮液中の放射性物質量はスラッジケーキの放射性物質量に対して約1/10$$^{5}$$、濃縮液に対して1/5$$times$$10$$^{4}$$であった。また、排ガス中に散逸した放射性物質量はスラッジ処理の場合、固化した全放射能に対して約1/10$$^{7}$$、濃縮液の場合約1/10$$^{6}$$であった。スラッジのビチューメソ中への混入量は40~45Wt%が適当であった。ビチューメン固化体からの放射性物質の浸出量は約1年間で化学処理スラッジの場合約0.01%、濃縮液と化学処理スラッジの混合固化体で約0.1であった。

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