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報告書

超音波式伝熱管肉厚測定装置の開発(受託研究)

大場 敏弘; 末次 秀彦*; 矢野 昌也*; 加藤 千明; 柳原 隆夫

JAERI-Tech 2002-082, 47 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-082.pdf:1.87MB

日本原子力研究所では、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来た。この実証試験では、モックアップ試験体構造の一部である伝熱管の伝熱面腐食に対する内表面の腐食減肉の状態を知るために、伝熱管の肉厚を非破壊で高精度に測定できる超音波水浸法を利用した肉厚測定装置の開発を行った。本装置は、小型モックアップ試験体の加熱部を架台に据え付け、その架台の上部に配置した超音波探触子駆動装置と一体をなす、サンプリングアセンブリの先端に取り付けた超音波探触子をサンプリングアセンブリごと伝熱管内に挿入し、これらを自動または手動によって軸方向上下移動及び周方向旋回を制御し、伝熱管の各測定部の肉厚を連続的に測定して、データレコーダ等に収録する装置である。開発した装置で得られた肉厚測定結果は、伝熱管を短冊に輪切りにして光学系の読み取り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高いことが確認できた。報告書は本装置の仕様及び性能等についてまとめたものである。

報告書

酸回収蒸発缶材料用放射線下伝熱面腐食試験装置の開発(受託研究)

本岡 隆文; 沼田 正美; 木内 清

JAERI-Tech 2001-088, 38 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-088.pdf:2.78MB

酸回収蒸発缶材料であるステンレス鋼の伝熱面腐食に関して、これまでの腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために、開発した放射性物質を含有した試験液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験,比較試験並びにホット試験の結果をとりまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた材料から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、減圧沸騰下での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より、高濃度硝酸溶液を用いて長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えることを確認した。また、純硝酸溶液を用いた比較試験より、既設装置と同様の結果が得られることを確認した。ホット試験では、ネプツニウムを含む硝酸溶液を用いて実験を行った。今後、開発装置によりホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されるとともに、コールドでの腐食試験条件の選定が適切に行えることが期待できる。

報告書

酸回収蒸発缶試験体における伝熱管の破壊試験(受託研究)

浜田 省三; 深谷 清*; 加藤 千明; 柳原 隆夫; 土井 正充*; 木内 清

JAERI-Tech 2001-063, 49 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-063.pdf:13.39MB

原研では六ヶ所再処理施設の主要機器の一部である酸回収蒸発缶及び溶解槽に関して、長時間使用における耐食安全性に対する評価を行うために、平成7年度からそれぞれの小型モックアップ試験体を用いた実証試験を実施した。酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体については約2.5年(約20,000時間)の実証試験を完了した。試験終了後酸回収蒸発缶モックアップ試験体の加熱部にある7本の伝熱管のうち4本を加熱部から引抜き、このうちの1本に対して、伝熱管内面の腐食状況の直接観察のほか、機械的特性を評価するために破壊試験を実施した。その結果、伝熱管の内表面では粒界腐食が進行しているが、その粒界侵食深さは一結晶粒程度の統計分布を有していることが確認された。また、本伝熱管の機械的特性に変化を及ぼすような材質変化は生じていないことが確認された。

論文

A Safeguards approach for a plutonium evaporator of a large-scale reprocessing plant

酒井 大忠*; 猪川 浩次

Transactions of the American Nuclear Society, 72(SUPPL.1), p.6 - 7, 1995/00

大型再処理施設では、IAEAの保障措置基準(非照射直接利用物質に対する適時探知として1SQの核物質の転用を1ヶ月以内に探知することが要求される)を満たす為に高い精度の測定が必要となる。しかし、連続運転方式の蒸発缶には常に大量のプルトニウム溶液が存在しており、その液位も濃度も絶えず変動している為、容量及び濃度測定に係わる測定誤差を小さく保つことは容易でないと思われる。そこで、中間検認時に蒸発缶内のプルトニウム量を直接測定しないことを検討した。蒸発缶の前後に計量点を設けて蒸発缶区域を設定し、この区域はC/Sによってインテグリティを保証することとし、計量対象としないことにした。これらのプロセスを認証化することによりIAEAの検認を可能とする手続きについて考察した。

論文

蒸発缶区域の保障措置手法に関する一考察

酒井 大忠*; 猪川 浩次

第15回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.138 - 144, 1994/10

IAEAの保障措置基準では、非照射直接利用物質に対する適時探知基準として1ヶ月以内に1SQの転用を探知することが要求される。大型再処理施設で、この基準を満たすためには高い精度の測定が必要となるが、連続運転方式の蒸発缶には常に大量のプルトニウム溶液が入っており、その液面も濃度も絶えず変動しているため、容量及び濃度測定に係わる測定誤差を小さく保つことは容易でないと思われる。そこで、中間検認時に蒸発缶内のプルトニウム量を直接測定しないことを検討した。(1)蒸発缶の前後のフロー測定を行い、その入出量から在庫を推定する方法。(2)蒸発缶をC/Sアクセプタブル域として計量対象としないようにMBAを分ける方法。これらのプロセスを認証化することによりIAEAの検認を可能とする手続きについて考察した。

論文

Fault tree analysis of system anomaly leading to red oil explosion in plutonium evaporator

野村 靖; R.Leicht*; P.Ashton*

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(8), p.850 - 860, 1994/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:60.78(Nuclear Science & Technology)

典型的な再処理施設モデルのプルトニウム蒸発缶におけるレッドオイル爆発を誘引するおそれのあるシステム異常に対して、そのシナリオ同定、信頼性データの整備、フォールトツリー構築及び解析を行ったので、その結果を報告する。ドイツのモデル再処理施設の場合のシステム異常の発生頻度は、有機溶媒が蒸発缶に流入するシステムエラーの発生頻度2.6$$times$$10$$^{-3}$$/yrに対して、蒸発缶内部の溶液が150$$^{circ}$$C以上に加熱・継続される異常状態の発生確率1.0$$times$$10$$^{-8}$$をかけて、2.6$$times$$10$$^{-11}$$/yrと評価された。

報告書

蒸気圧縮型蒸発処理装置の建設と運転結果

西沢 市王; 坂本 勉*; 勝山 和夫; 進士 義正; 三戸 規生; 松元 章

JAERI-M 9910, 37 Pages, 1982/01

JAERI-M-9910.pdf:1.57MB

3m$$^{3}$$/hrの処理能力をもつ蒸気圧縮型蒸発処理装置を1978年3月に設置した。設置後、コ各種の試験を実施し装置の特性、最適運転条件を調べた。続いて実廃液の処理を実施し、さらにメンテナンスについても経験を積んできた。これらの経験から、(1)定格処理量は、設計条件である3m$$^{3}$$/hrが満足できた。また処理量を50%まで安全に制御して運転できた。さらに除染係数は10$$^{3}$$以上が得られた。(2)運転維持費に関係する蒸発比は、単効用蒸発処理装置と比較して14倍になった。したがって加熱源は1/14ですむ。(3)伝熱面に付着したスケールは、化学除染法でほぼ完全に除去できた。(4)主要機器の性能低下は、実廃液を約3,000m$$^{3}$$処理した時点においても見られない。 このことから、放射性廃液の処理に、蒸気圧縮式蒸発処理法も有力な処理手段であることが実証された。

論文

Leaching of radionuclides from a cement composite incorporating evaporator concentrate generated at a pressurized water reactor nuclear power plant

松鶴 秀夫; 森山 昇

Nuclear Science and Engineering, 80(1), p.14 - 25, 1982/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:35.94(Nuclear Science & Technology)

PWR蒸発缶濃縮廃液のセメント固化体からの$$^{3}$$H,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{9}$$$$^{0}$$Sr,$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの水相への浸出を調べた。これらの核種の浸出速度は$$^{3}$$H$$>$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs$$>$$$$^{9}$$$$^{0}$$Sr$$>$$$$^{6}$$$$^{0}$$Co$$>$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceの順で大きく、その浸出性はセメント固化体中の廃棄物の量、浸出液の温度および硬化時間等に依存する。これらの結果から、最適固化条件を選ぶとともに、固化体の長期浸出性の推定を行った。

論文

Improvement of bitumen-waste product in leachability; -Leachability of bitumen product containing BWR's evaporator concentrates

森山 昇; 松鶴 秀夫; 土尻 滋

Annals of Nuclear Energy, 8(8), p.363 - 369, 1981/00

 パーセンタイル:100

BWRで発生する濃縮廃液のビチューメン固化体の浸出性を改善するため、廃液に塩化カルシウムを添加して固化する方法を検討した。その結果、得られた固化体はほとんど膨潤が見られず、また$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比は100日間でそれぞれ5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$となり、塩化カルシウムを添加しない固化体の場合にくらべて、極めて低い値を示した。さらに表面を5mm厚のビチューメンで被覆した固化体では、浸出液にほとんど放射能が検出されなかった。

論文

放射性廃液中のストロンチウム-90および全アルファ放射能の分析

藤崎 説男

京都大学原子炉実験所放射性廃棄物管理専門研究会報告書, p.20 - 25, 1981/00

東海研究所廃棄物処理場においては、国内及び国際的に定められている規則、指針に基ずいて処理用均一セメントパッケージ(以下、投棄物と記す。)の製作を行っている。これらの投棄物中に含まれる放射能は、固化前に廃液中の$$^{3}$$H、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$alpha$$核種、$$gamma$$核種を測定し、測定値の合計で評価を行っている。これらの測定法のうち、化学分析を伴う$$^{9}$$$$^{0}$$Sr及び$$alpha$$核種の放射能測定法についてのべる。ストロンチウムの分析は、基本的には科学技術庁編の「ストロンチウム分析法」に基づいている。廃液中に含まれる$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能にくらべ低く、分析誤差内であるために$$^{8}$$$$^{9}$$Srが$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能の合計を$$^{9}$$$$^{0}$$Srの放射能として評価している。全アルファ放射能の分析は、試料を完全溶触したあと、アクチノイドを硫酸バリウムに共沈させ、蒸発乾固したものをガスフロー型の比例計数管で計測する方法である。これらの分析法は、再現性もよく、簡易分析法としては極めて優れた分析方法といえる。

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