検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

幌延URLにおける低アルカリ性セメント系材料の適用性確認

中山 雅; 丹生屋 純夫*; 南出 賢司*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.25 - 30, 2016/06

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設において、坑道の空洞安定性確保や周辺岩盤のゆるみ領域の抑制、掘削に伴う湧水量の抑制のため、セメント系材料を用いた吹付けコンクリートやグラウトが検討されている。これらの材料の影響で坑道周辺の地下水のpHが高アルカリ化することにより、緩衝材を構成するベントナイトや周辺の岩盤を変質させ、人工バリアおよび天然バリアとしての性能に影響を与えることが懸念されている。このような影響を低減するために、日本原子力研究開発機構では、普通ポルトランドセメントにポゾラン材料を混合した低アルカリ性セメント(以下、HFSC)を開発し、化学的特性、機械的特性、施工性などについて検討を実施してきた。本研究では、HFSCを吹付けコンクリートとして、幌延深地層研究センター地下施設の350m調査坑道の施工に適用し、施工性について確認した。その結果、HFSCが現地のプラントを用いて製造可能であること、地下施設の設計基準強度を上回る強度発現が可能であること、および地下施設の通常の施工に使用されているセメント系材料と同等の施工性を有することが確認され、HFSCの地下坑道への適用性が確認された。

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

報告書

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; JMTRホットラボにおける圧力計導管の検査に関するデータ集

き裂発生原因の調査ワーキンググループ

JAERI-Tech 2003-060, 183 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-060.pdf:55.37MB

日本原子力研究所大洗研究所の材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月10日に一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。また、水漏れ停止後に行った外観観察及び浸透探傷試験の結果、当該圧力計導管にき裂が確認された。このため、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討するために、日本原子力研究所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」が平成14年12月16日に設置された。これを受けて、当該圧力計導管におけるき裂発生の原因を調査するためのワーキンググループを材料試験炉部に設置し、圧力計導管とその溶接部分を含む試料を切り出し、ホットラボ施設において外観検査,破面観察,金属組織観察,硬さ測定等を実施した。本報告書は、これらのデータをまとめたものである。

報告書

Proceedings of the 3rd JAERI-KAERI Joint Seminar on Post Irradiation Examination Technology; March 25-26, 1999, JAERI Oarai, Japan

材料試験炉部

JAERI-Conf 99-009, p.393 - 0, 1999/09

JAERI-Conf-99-009.pdf:36.22MB

原研材料試験炉部は、韓国原研核燃料サイクル研究試験チームと、原子力の平和利用分野における研究協力実施取り決め(計画3照射後試験技術の開発)に基づき、照射後試験に関連する情報交換を実施してきた。これらの成果のとりまとめとして第3回日韓セミナーを1999年3月25日から2日間、大洗研で開催した。会議には、原研、韓国原研のほか、漢陽大、JNC、東北大金研施設、NFD、NDC等、総勢84名の参加者を得て、照射後試験の現状と将来計画、照射後試験技術、照射後試験データの評価等に関する計33件の講演があり、高速実験炉用燃料棒の再組立法開発、韓国商用炉破損燃料の原因推定等、最新の報告がなされた。また、次世代の照射後試験に対するナノレベルPIE技術、試験空間や利用に関する柔軟性の確保、さらに施設間の相互協力と国際協力の重要性も指摘された。

報告書

Annual report of JMTR, FY1996; April 1, 1996 - March 31, 1997

材料試験炉部

JAERI-Review 98-004, 77 Pages, 1998/02

JAERI-Review-98-004.pdf:3.4MB

JMTRは、1996年度118,119サイクルの合計2サイクルの運転を行い、軽水炉、高速増殖炉、高温ガス炉及び核融合炉開発並びにRI製造等に利用された。また、JMTRで実施されている技術開発では、照射試料位置における中性子スペクトル評価精度を向上させるための技術開発、燃料棒内部の化学的基礎データ測定のための酸素センサ等の開発を行った。核融合炉開発に関しては、ブランケット照射挙動に関する研究を進めた。本報告書は、1996年度JMTRで行った運転実績と技術開発についてまとめたものである。

報告書

Proceedings of the JAERI-KAERI Joint Seminar on Post Irradiation Examination; November 9-10, 1992, JAERI Oarai Japan

材料試験炉部

JAERI-M 93-016, 282 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-016.pdf:10.7MB

日本原子力研究所(原研)材料試験炉部は、JAERI-KAERI協力研究協定に基づき、1985年以来、韓国原子力研究所(韓国原研)と照射後試験技術に関する研究、開発協力を進めてきたが、本協定のフェーズIIが多くの成果を得て平成4年11月に完了したので、これまでの研究開発協力のとりまとめを行うために、日韓セミナーを11月9日から2日間日本原子力研究所大洗研究所で開催した。本報告書は、会議に参加した原研、韓国原研の他、中国核工程研究設計院、東北大学金属材料研究所付属材料試験炉利用施設、日本核燃料開発(株)、ニュークリア・デベロップメント(株)の発表論文28件を3つのセッションに分けて収録したものである。

報告書

研究炉・ホットラボの運転と技術管理(平成2年度)

研究炉部

JAERI-M 91-150, 235 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-150.pdf:8.03MB

研究炉管理部(平成3年度より研究炉部)は、JRR-2、JRR-3M(新JRR-3)、JRR-4及びホットラボの各施設を運転管理し、利用に供するとともに、関連する研究・技術開発を実施している。この中で、JRR-3Mは、10月16日付けで使用前検査合格証を受領し、11月から利用運転を開始した。本報告書は、平成2年度における当部の業務を記したものであり、技術的事効についても詳細に説明している。研究炉においては、運転、保守・整備、照射利用、中性子ビーム実験に加えて、燃料及び水・ガス管理等の技術管理、これらに関連する研究・技術開発並びに放射線管理を行っている。ホットラボでは、各種の燃料・材料の照射後試験を実施するとともに、関連する技術開発を進めている。また主として開発途上国との間で、原子炉施設の運転管理、照射技術、安全解析等国際協力を鋭意実施している。

報告書

研究炉・ホットラボの運転と技術管理,平成元年度

研究炉管理部

JAERI-M 90-166, 168 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-166.pdf:5.08MB

本報告書は、平成元年度における研究炉管理部の業務を記したものである。この中で、種々の技術的事項についても詳細に説明している。研究炉管理部では、JRR-2及びJRR-4の研究炉並びにホットラボの運転管理を行っている。また、JRR-3については、性能を向上させるための改造を進め、平成2年3月22日に初臨界を達成し、運転を再開した。具体的な業務としては、研究炉における運転、保守・整備、照射・実験に加えて、燃料及び水・ガスの管理を含む技術管理、関連する研究・技術開発並びに放射線管理を行っている。ホットラボでは、各種の燃料・材料の照射後試験を実施するとともに、関連する技術開発を進めている。

報告書

研究炉・ホットラボの運転と技術管理; 昭和55年度

研究炉管理部

JAERI-M 82-017, 227 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-017.pdf:7.62MB

本報告書は、昭和54年度における研究炉管理部の業務全般について記録するとともに、技術的問題点とその解明の経過、方法等についてまとめたものである。当部では、JRR-2、JRR-3及びJRR-4の各研究炉ならびに原子炉燃料、材料の照射後試験などを行うホットラボを管理している。各研究炉においては運転、保守整備、材料照射のほか、燃料及び水、ガスの管理を含む技術管理、放射線管理等の幅広い業務を行っている。ホットラボは各種燃料、材料の照射後試験を実施するとともに、これらに関連する技術開発を進めている。

論文

照射燃料切断時におけるFPの飛散率とサンプリング用捕集材の捕集効率

泉 幸男; 松井 智明; 池沢 芳夫; 田辺 勇美*

保健物理, 13(4), p.295 - 299, 1978/00

原子炉燃料の照射後試験、特に燃料切断におけるFPの飛散度と各捕集機の捕集効率は、作業環境の安全解析に必要である。天然金属ウラン燃料体4本、のべ8回の切断試験において調査を行なった。飛散度は、揮発性の挙動を示した$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sbは4$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$、粒子状の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは4$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce-$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Prは3$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$でそれぞれ約1桁の差があった。一方、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ce-$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Prに対するHE-40の捕集効率は100%であったが、$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$Sbに対してはHE-40はわずか数%、CP-20に85~88%を示した。以上のように燃料試験施設においては、活性炭捕集材の必要性と揮発性Sbの飛散に対しより注目すべきことがわかった。

論文

特集燃焼率測定; 燃焼率の非破壊測定法

五藤 博; 八木 秀之; 松浦 祥次郎; 伊藤 尚徳; 馬場 宏

日本原子力学会誌, 15(6), p.368 - 373, 1973/06

燃料率を非破壊的に測定する技術を原理的に網羅して解説した。とくに、$$gamma$$線スペクトロメトリについては、JPDR燃料の測定例も加え、詳述した。ホットラボワークについても解説した。

口頭

Safety consideration for the introduction of new fuels and materials

鬼沢 邦雄

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故以降、OECD/NEA加盟国等で新たな燃料・材料の開発が進められている。この燃料・材料開発の目的は、原子炉の事故、特に過酷事故への耐性を強化し、それにより原子炉の安全性を向上することである。そのような燃料の開発にあたっては、従来の燃料と同様に、燃料に関わる安全機能を維持するために多くの情報が必要である。燃料の安全性は、過酷事故時だけでなく、通常運転時、設計基準事故時、さらには輸送時等も含めて確認する必要がある。また、新燃料の安全性を確認するためには、信頼性の高い実験データベースと解析ツールを準備する必要がある。そのため、安全性に関する判断のための技術基盤として重要な情報である炉内照射データを収集する点で、試験炉とホットラボが重要な役割を担っている。本発表では、新燃料の開発や設計に関して、考慮すべき様々な条件下での安全上の要求事項を説明する。また、原子力機構の施設を例として試験炉やホットラボを利用する実験の重要性を述べる。

12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1