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廃炉検討委員会 福島第一の中長期戦略と研究開発 個別セッション B-3 燃料デブリの性状把握 2015 年 9 月 11 日 ( 金 ) 日本原子力学会 2015 年秋の大会 鷲谷忠博 1) 荻野英樹 1) 鍛治直也 1) 宮本泰明 1) 川野昌平 2) 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 1) 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 2) 東芝 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構

2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N

2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あ

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あたりの発電コストで比較すべき 原発の発電コスト ( 政府試算 ):5.3 円 /kwh 太陽光発電の買取価格

Japanese nuclear policy and its effect on EAGLE project

2018 年 8 月 23 日 JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ 3 既往研究で取得された関連材料特性データの現状 - オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発 - 鬼澤高志 下村健太 加藤章一 若井隆純 日本原子力研究開発機構 背景 目的 (1/2) 福島第一原子力発電所の事故以降 シビアアクシデント時の構造健全性評価が求められている 構造材料の超高温までの材料特性が必要

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発

IRID が取り組む研究開発の概要 2016 年 8 月 4 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 開発計画部長 桑原浩久 この成果は 経済産業省 / 廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 略語 福島第一原子力発電所 1F 燃料デブリ デブリ 2 今 デブリはどうなっているか?

資料1-4

溶融燃料によるコンクリートの侵食 深さの解析 平成 24 年 7 月 23 日 ( 独 ) 原子力安全基盤機構 1 内容 1.COCOコード コードの概要 試験結果との比較 OECD MCCI 試験の例 NUPEC COTELS 計画試験の例 2. サンプピットでの侵食 東京電力における解析 COCOコードによる解析 3. まとめ 2 溶融燃料とコンクリートの反応 'MCCI: Molten Core

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平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 燃料デブリの性状把握 ) 進捗状況 2016 年 4 月 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 背景 1 福島第一原子力発電所事故 ( 平成 23 年 3 月 ) TMI-2 情報 SA 研究情報等の過去の知見および福島第一原子力発電所事故に関する情報の調査 整理 ( 平成 23

1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 東京電力株式会社 無断複製 転載禁止 東京電力株式会社

1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 原子炉建屋とタービン建屋の構造 (BWR( BWR-4) 原子炉建屋 (R/B) 圧力容器 (RPV) 格納容器 (PCV) タービン建屋 (T/B) 蒸気タービン 蒸気 給水 復水器 圧力抑制室 冷却水 2 3 4 5

Microsoft PowerPoint - 燃料デブリ臨界r1.pptx

福島第一原子力発電所燃料デブリ臨界管理に資する基礎臨界データ整備に向けて 燃料サイクル安全研究ユニット 臨界安全研究グループ 福島第一原子力発電所 の炉心は 震災による非常用炉心冷却装置不全のため メルトダウンした 燃料デブリが生じていると考えられるが その位置 形状 の状況は不確か 不明である ホウ素を含まない 水で冷却されている 現状理解 STEP 燃料集合体 形状を保った 圧力容器 格納容器

1 平成 24 年度主要目標 模擬デブリを用いた特性の把握 デブリ処置技術の開発 の進捗状況概要 デブリ特性の把握 : 炉内でのデブリ生成状況の推定結果を提示する また (U,Zr)O 2 系模擬デブリの硬度データを取得するとともに MCCI 生成物に対する検討手順を示す デブリ処置技術の開発 :

1 平成 24 年度主要目標 模擬を用いた特性の把握 処置技術の開発 の進捗状況概要 特性の把握 : 炉内での生成状況の推定結果を提示する また (U,Zr)O 2 系模擬の硬度データを取得するとともに MCCI 生成物に対する検討手順を示す 処置技術の開発 : 処理に係るシナリオ検討に必要なデータおよび検討条件の設定の考え方を整理する また 既存処理技術の適用性検討に係るデータ蓄積を図り 技術的課題を提示する

福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析

福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析 平成 27 年 10 月 1 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

家庭系パソコンの回収再資源化にかかる論点

1 134 1212 134 2 1 137 1212 (1) 12 12,102 40.2 4,865 2-1 12 21,497 2-2 50.1 2-3 1 kg 2 12 2-1 13 12% 2-1 (2) 2-2 4 4 7 2-3 4 (3) 13.8 2-4 46 10 80 3 3 4 3 2-5, 2-6 13 9 2-7 18 2 2 8 5,000 30 25% 25 2 2

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平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 燃料デブリの性状把握 ) 最終報告 2017 年 5 月 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 背景 1 福島第一原子力発電所事故 ( 平成 23 年 3 月 ) TMI 2 情報 シビアアクシデント (SA) 研究情報等の過去の知見および福島第一原子力発電所事故に関する情報の調査

目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 )

資料 1-3 1 福島第 1 原子力発電所を対象とした地下水流動解析 平成 25 年 12 月 10 日 日本原子力研究開発機構 目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 ) 実施内容 3 解析領域設定 地質構造モデルの構築 水理地質構造モデル ( 解析メッシュに水理特性を設定したモデル

<4D F736F F F696E74202D E9E82CC945297BF82A982E782CC95FA8ECB90AB95A88EBF95FA8F6F205B8CDD8AB B83685D>

シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質放出 工藤保 日本原子力研究開発機構 第二回溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ 平成 23 年 11 月 4 日 はじめに 1/3 1 原子炉 : 燃料中への放射性物質の蓄積 TMI-2 事故等 多重防護 しかしながら 事故の防止 事故影響の低減 シビアアクシデント条件下におけるソースターム評価研究が多く行われる 放射性物質 燃料からの放射性物質の放出

１号機のアクセスルート構築に関する溶接技術の概念検討 仕様書

図書番号 : RPD-FJ-6124 改訂番号 : 0 平成 27 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 原子炉格納容器内部調査技術の開発 ) 1 号機のアクセスルート構築に関する溶接技術の概念検討 仕様書 平成 28 年 7 月 13 日 日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 改訂履歴 改訂改訂内容年月日承認審査作成番号 0 初版発行 H28.7.13 野中佐藤貴田中志 目次

「原子炉格納容器内部調査技術の開発」ペデスタル外側_1階グレーチング上調査（B1調査）の現地実証試験の結果について

原子炉格納容器内部調査技術の開発 ペデスタル外側 _1 階グレーチング上調査 (B1 調査 ) の現地実証試験の結果について 2015 年 4 月 30 日 東京電力株式会社 本資料の内容においては, 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) の成果を活用しております 1. 今回調査の範囲 目的 :1 号機について,より調査装置を投入し, PCV 内の 1 階グレーチング上 の情報取得を目的とした調査を実施する

福島県2012-初校.indd

2012 FUKUSHIMA http://www.kairyudo.co.jp/ 2 4 5 1 2 3 2 3 20092008 kg cm 1500m 1000m 20m 50 m cm m 12 25.08 6.15 24.66 6.17 22.03 4.23 22.08 4.45 13 30.32 6.40 30.10 6.99 24.37 4.17 23.97 4.48 14 35.10

内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2 1F サイトの喫緊の課題に対して 3. 今後の取り組み

第 8 回原子力機構報告会 廃炉推進に向けた研究開発 平成 25 年 11 月 26 日 独立行政法人日本原子力研究開発機構福島技術本部復旧技術部長船坂英之 内容 1 1. 東京電 福島第 原 発電所 (1F サイト ) の現況 2. 1F サイトの廃炉推進に向けた原 機構の取り組み 2-1 中 期の研究開発課題に対して 燃料デブリ取り出しに向けた研究 放射性廃棄物の処理 処分に向けた研究 2-2

マスコミへの訃報送信における注意事項

福島原発事故によって飛散した放射性微粒子の溶解挙動を解明 1. 発表者 : 小暮敏博 ( 東京大学大学院理学系研究科地球惑星科学専攻教授 ) 奥村大河 ( 東京大学大学院理学系研究科地球惑星科学専攻特任研究員 ) 山口紀子 ( 農業 食品産業技術総合研究機構農業環境変動研究センターユニット長 ) 土肥輝美 ( 日本原子力研究開発機構福島環境安全センター放射線計測技術グループ技術副主幹 ) 飯島和毅

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日本原子力学会燃料デブリ研究専門委員会 解析 評価等による 燃料デブリ分布の推定について 平成 28 年 10 月 4 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 一般財団法人エネルギー総合工学研究所 (IAE) 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 説明内容 1. はじめに ( 背景 目的等 ) 2. 事故進展解析コードについて 3.MAAP 解析結果の概要 4.1 号機の解析 評価結果 5.3

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研 究 ニ ュ ー ス 地震波で覗いた マントル最下部まで沈んだ 表面地殻の岩石質 ロバート ゲラー 地球惑星科学専攻 教授 私たちの立っている地殻のもとには D" 層はマントル対流における熱境界層 行った 図 1 その結果 他の地域で 地球の全体積の 8 割を超える 岩石で であり そこでは温度の不均質や組成の の D 領域構造と異なる S 波速度の 構成されているマントル そしてさらに 分化の可能性が示唆されており

内 容 1 1. 東 京 電 力 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 (1Fサイト)の 現 況 2. 1Fサイトの 廃 炉 推 進 に 向 けた 原 子 力 機 構 の 取 り 組 み 2-1 中 長 期 の 研 究 開 発 課 題 に 対 して 燃 料 デブリ 取 り 出 しに 向 けた 研

福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 事 故 への 対 応 状 況 廃 止 措 置 等 に 向 けた 取 り 組 み 平 成 26 年 2 月 14 日 独 立 行 政 法 人 日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構 福 島 技 術 本 部 復 旧 技 術 部 船 坂 英 之 内 容 1 1. 東 京 電 力 福 島 第 一 原 子 力 発 電 所 (1Fサイト)の 現 況 2. 1Fサイトの

EOS: 材料データシート(アルミニウム)

EOS EOS は EOSINT M システムで処理できるように最適化された粉末状のアルミニウム合金である 本書は 下記のシステム仕様により EOS 粉末 (EOS art.-no. 9011-0024) で造形した部品の情報とデータを提供する - EOSINT M 270 Installation Mode Xtended PSW 3.4 とデフォルトジョブ AlSi10Mg_030_default.job

東海フォーラム-ガラス固化開発

第 11 回東海フォーラム ガラス固化技術開発の現状 平成 28 年 2 月 24 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センターガラス固化技術開発部 永井崇之 ガラス固化技術開発施設 (TVF : Tokai Vitrification Facility) 報告内容 はじめに 燃料に含まれる元素 使用済核燃料の再処理プロセス ガラス固化技術の開発経緯 ガラス固化技術が選ばれた理由

第 6 章 KROTOS KS2 実験の報告書は過酷事故対策問題で重要 2018 年 11 月 2 日 中西正之 1.KROTOS 水蒸気爆発実験の報告書加圧水型原発を所有する四国電力 関西電力 九州電力 北海道電力は 新規制基準に係わる設置変更申請書の第 58 回適合性審査会提出資料において 原子

第 6 章 KROTOS KS2 実験の報告書は過酷事故対策問題で重要 2018 年 11 月 2 日 中西正之 1.KROTOS 水蒸気爆発実験の報告書加圧水型原発を所有する四国電力 関西電力 九州電力 北海道電力は 新規制基準に係わる設置変更申請書の第 58 回適合性審査会提出資料において 原子炉容器外 FCI についても 実験より デブリ粒子を覆う蒸気膜は安定性があり 外部トリガリングなどの外的な要因が無ければ

JT-60ジャイロトロンで高出力運転の世界最長記録（1

本件リリース先 8 月 28 日 ( 火 ) 14:00 ( レク付き資料配付 ) 文部科学記者会 科学記者会 原子力規制庁記者会 ( 仮称 ) 福島県政記者クラブ ( 資料配付 ) いわき記者クラブ いわき記者会 平成 30 年 8 月 28 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 福島第一原子力発電所の作業現場の汚染個所を遠隔で検知し仮想空間上に可視化する技術を開発 福島第一原発原子炉建屋で遠隔ロボットを用いた放射線イメージング測定を実施

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図書番号 : RPP-FJ-1022 改訂番号 : 0 平成 27 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 原子炉圧力容器内部調査技術の開発 ) 穴開け装置の概念設計及び要素試作 仕様書 平成 28 年 8 月 29 日 日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 目次 1. 件名 1 2. 適用範囲 1 3. 原子炉圧力容器内部調査技術の開発の概要 目的 1 4. 穴開け装置の概念設計及び要素試作

2 及び 3 号機 PCV - 試料の性状 分析内容 PCV 内部調査 (2 号機 2013 年 8 月 3 号機 2015 年 10 月 ) にて採取された (LI- 2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した ICP-AES を用いた元素分析も実施した 3 H

廃棄物試料の分析結果 (2 及び 3 号機原子炉格納容器内 1 号機タービン建屋内 スラッジ 1 号機原子炉建屋オペレーティングフロアボーリングコア ) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 2017 年 2 月 23 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発

Heat-Transfer Control Lab. Report No. 9, Ver. 1 (HTC Rep. 9.1, 2011/3/31) 福島第一原発の事故における遮蔽ブロック上部の温度からの燃料集合体上端部温度の推定 東北大学流体科学研究所圓山 小宮研究室 2011 年 3 月 31 日

Heat-Transfer Control Lab. Report No. 9, Ver. 1 (HTC Rep. 9.1, 2011/3/31) 福島第一原発の事故における遮蔽ブロック上部の温度からの燃料集合体上端部温度の推定 東北大学流体科学研究所圓山 小宮研究室 2011 年 3 月 31 日作成 はじめに東日本大震災における福島第一原発の爆発事故において, 防衛省は上空 900m より赤外線カメラを用いて原子炉上部の温度計測を行った.Fig.

資料 つの重要研究開発課題の今後の基本的方向性について ( 案 ) 東京電力ホールディングス ( 株 ) 福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ ( 平成 29 年 9 月 26 日 ) では 廃炉に必要となる研究開発 ( ニーズ ) と大学 研究機関の基礎 基盤的な

資料 1-2 6 つの重要研究開発課題の今後の基本的方向性について ( 案 ) 東京電力ホールディングス ( 株 ) 福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ ( 平成 29 年 9 月 26 日 ) では 廃炉に必要となる研究開発 ( ニーズ ) と大学 研究機関の基礎 基盤的な研究開発 ( シーズ ) をマッチングさせるための活動や人材育成等の取組の強化を進めることとされており

Microsoft PowerPoint - 13春企画セ (核燃料) 海外研究_永瀬0301.ppt

0 海外における溶融燃料挙動に 関する研究の現状 原子力機構永瀬文久 日本原子力学会 2013 年春の大会 核燃料部会セッション 溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ活動報告 はじめに 1 我が国においては スリーマイル島 2 号機 (TMI 2) での事故以降 溶融燃料挙動評価を含めたシビアアクシデント (SA) 研究が広く行われたが その後徐々に縮小した 米国においても TMI

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1. 件名原子炉格納容器漏えい箇所の補修 止水技術の開発 (D/Wシェルの止水装置の概念検討 ) 2. 概要 目的平成 23 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震により引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所事故については 現在 事故を収束させるために 安定した炉心冷却システムを構築し 安全な停止状態を継続する努力が行われている これらが達成された後は 使用済燃料を取り出すことに始まり

京都大学博士 ( 工学 ) 氏名宮口克一 論文題目 塩素固定化材を用いた断面修復材と犠牲陽極材を併用した断面修復工法の鉄筋防食性能に関する研究 ( 論文内容の要旨 ) 本論文は, 塩害を受けたコンクリート構造物の対策として一般的な対策のひとつである, 断面修復工法を検討の対象とし, その耐久性をより

塩素固定化材を用いた断面修復材と犠牲陽極材を併用し Titleた断面修復工法の鉄筋防食性能に関する研究 ( Abstract_ 要旨 ) Author(s) 宮口, 克一 Citation Kyoto University ( 京都大学 ) Issue Date 2015-01-23 URL https://doi.org/10.14989/doctor.k18 Right Type Thesis

審査書案に対する御意見への考え方の問題(資料6)

資料 (6) 審査書案に対する御意見への考え方の問題 2017 年 4 月 16 日 1. 初めに平成 29 年 1 月 18 日付けの原子力規制委員会による 別紙 1 九州電力株式会社玄海原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書 (3 号及び4 号発電用原子炉施設の変更 ) に関する審査書 ( 案 ) に対する御意見への考え方 の39ページから47ページにⅣ-1.2. 2.4 原子炉圧力容器外の溶融燃料

資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社

資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 1-4-1 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 概 要 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 55 回 ) 公表資料 保管管理計画における管理方針に基づき 2017 年 6 月改訂版から以下の項目について改訂した 〇 瓦礫等

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1. 件名 2. 概要 目的 2011 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震により引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所事故については 現在廃止措置に向けた取組みが進められているが 廃止措置を安全に進めるためには 早期の炉心燃料の取出しが不可欠である 福島第一原子力発電所 1~3 号機では 炉心溶融が発生し 核燃料が炉内構造物の一部やコンクリート等と溶融した上で再度固化した状態 (

放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は 原子力発電や 使用済燃料のリサイクルなどに伴って発生する ( 放射線を出す ) 放射性物質を含む廃棄物 です 原子力発電所の運転に伴って発生する放射性廃棄物 ラン

2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は

福島第 廃炉国際フォーラムの結果概要 2( 作業チームへの感謝状の授与 ) 期にわたる福島第 原発の安全かつ着実な廃炉に向けて 現場で懸命に取り組まれている作業員の皆様に敬意を表し 厳しい環境下において 困難な課題に果敢に挑戦し 顕著な功績をあげた元請け企業と協 企業からなる作業チームに対して フォ

福島第 廃炉国際フォーラムの結果概要 1( セッション 技術展等 ) 4 10 11 スパリゾートハワイアンズにおいて 第 1 回福島第 廃炉国際フォーラム を開催 本を含め 15 カ国 641 名の参加を得て 廃炉について 地元とのコミュニケーション トップレベルの廃炉に関する技術的検討 を主なテーマに議論を実施 また 海外 16 機関を含む 37 機関による 廃炉に関する技術展 会も開催 会議の様子

日本原子力学会 2015 年春の年会 日程表 2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 茨城大学日立キャンパス JR JR 11 10 21 22 23 24 EV EV 日 時 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 ) 19:00~20:30 場 所 会 費 定 員 交 通 展示期間 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 場 所

<補足資料５>各止水工法の達成状況まとめ

ロボット 航空宇宙フェスタふくしま 2018 IRID が取り組む研究開発の状況 - ロボットによる燃料デブリの調査 取出し - 平成 30 年 11 月 22 日 国際廃炉研究開発機構 (IRID) 奥住直明 この成果は 経済産業省 / 廃炉汚染水対策事業費補助金の活用により得られたものです 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 1 International Research Institute

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2 安全審査事項 論点 8 燃料健全性への影響 論点 8-1 ペレット中心温度 検討課題 MOX 燃料は, ウラン燃料よりペレットの融点が低下し, 熱伝導率も小さくなり, 燃料中心温度が上昇する傾向にある 燃料の健全性を保つことはできるのか 過去に本県や他道県に寄せられた意見 プルトニウムは, ウランのようには簡単に実験が行えず, データが決定的に不足しており, 事故時の評価が十分に行われているとは思えない

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1 2 (90cm 70cm 2015) 3 (68cm 28cm 30cm 12kg 2015) (77.5 109.5cm 2015) 4 (22cm 50cm 50cm 4.6kg 2015) (45cm 62.5cm 2015) (47.4cm 62.5cm 2014) 5 (28.5cm 23.5cm) (45cm 62cm 2015) (97cm 107cm 2015) 6 7 8 9

秋植え花壇の楽しみ方

6 12 10661 93100 227213202 222208197 85kg cm 20 64.521 106856142 2 1 4 3 9767 100 35 cm 7747 208198 90kg 23 5828 10661 93100 cm 227213202 10639 61 64.521 85kg 78kg 70kg 61 100 197204.5 cm 15 61

180 140 22

21 180 140 22 23 25 50 1 3 350 140 500cm 600 140 24 25 26 27 28 29 30 31 1/12 8.3 1/15 6.7 10 1/8 12.5 1/20 140 90 75 150 60 150 10 30 15 35 2,000 30 32 1 1 1 2 1 3 1 4 1 5 1 6 1 7 1 8 1 9 % 100 50 33.3

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2013 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 9 月 3 日 5 日 第 1 日 理事会セッション 休憩 B04 B05 核融合中性子工学 B06 B07 特別講演 原子力安全部会セッション 第 2 日 総合講演 報告 4 市民および専門家の意識調査 分析 原子力発電部会 第 24 回全体会議 原子力発電部会セッション

報告年度 汚染水処理設備出入口水 試料試料数発表等 1 4 号機タービン建屋滞留水等 滞留水 ( 集中 RW 地下 高温焼却炉建屋地下 ) 淡水化装置濃縮水 処理水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 瓦礫 号機原子炉建屋内瓦礫 1, 2 号機原子

廃棄物試料の分析 1 号機原子炉建屋 5 階瓦礫 1 号機タービン建屋地下 1 階スラッジ 多核種除去設備 HIC スラリー 平成 28 年 9 月 29 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている

10 44 1.2 5 4 5 3 6-1 - 1 2 3 4 5 1 2 3 4 5 6 7 8 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 TEL TEL 1 2 TEL FAX TEL FAX TEL FAX 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 1 2 3 4 5 6 ( ) ( ) 2

<4D F736F F F696E74202D2091EA924A8D6888EA88C995FB825288D98B63905C82B597A782C492C28F712E B8CDD8AB B83685D>

伊方原発 3 号機の設置変更の許可処分に関する行政不服審査法に基づく異議申立口頭意見陳述会 2015 年 11 月 30 日 重大事故発生時の対処において水素爆轟の危険がある 滝谷紘一 1 要旨 規制委員会は 重大事故等対策の有効性評価における水素爆轟の防止に関して ジルコニウムー水反応と溶融炉心 コンクリート相互作用により発生する格納容器内の水素濃度は 解析の不確かさを考慮しても判断基準を満足するとした事業者の評価を承認した

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第 4 章平衡状態 目的物質の平衡状態と自由エネルギーの関係を理解するとともに, 平衡状態図の基礎的な知識を習得する. 4.1 自由エネルギー 4.1.1 平衡状態 4.1.2 熱力学第 1 法則 4.1.3 熱力学第 2 法則 4.1.4 自由エネルギー 4.2 平衡状態と自由エネルギー 4.2.1 レバールール 4.2.2 平衡状態と自由エネルギー 4.3 平衡状態図 4.3.1 全率固溶型 4.3.2

0.45m1.00m 1.00m 1.00m 0.33m 0.33m 0.33m 0.45m 1.00m 2

24 11 10 24 12 10 30 1 0.45m1.00m 1.00m 1.00m 0.33m 0.33m 0.33m 0.45m 1.00m 2 23% 29% 71% 67% 6% 4% n=1525 n=1137 6% +6% -4% -2% 21% 30% 5% 35% 6% 6% 11% 40% 37% 36 172 166 371 213 226 177 54 382 704 216

10 117 5 1 121841 4 15 12 7 27 12 6 31856 8 21 1983-2 - 321899 12 21656 2 45 9 2 131816 4 91812 11 20 1887 461971 11 3 2 161703 11 13 98 3 16201700-3 - 2 35 6 7 8 9 12 13 12 481973 12 2 571982 161703 11

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JSME 発電用原子力設備規格溶接規格 (JSME S NB1-2012 年版 /2013 年追補 ) 正誤表 (1/6) 2014 年 12 月 1-47 N-8100 非破壊試験 N-8100 非破壊試験 (1) N-8050(1) 及び N-8130(2) の非破壊試験は, 次の各号によらなければならない 2) 3) 4) N-8100 非破壊試験 2010 年 (1) N-8050 及び N-8130(2)

Microsoft PowerPoint - 部会企画セッション-内藤 pptx

シビアアクシデント解析コードの概要 日本原子力学会 2015 秋の大会 計算科学技術部会セッション シビアアクシデント解析の現状と Challenge 2015 年 9 月 9 日 静岡大学静岡キャンパス 内藤正則 ( 一財 ) エネルギー総合工学研究所 No. 1 発表の内容 1. 緒言 2. シビアアクシデント解析コードの構成 3. OECD/NEA BSAFプロジェクトの結果 4. 福島第一原子力発電所事故時の炉心崩壊熱除去の状況

平成22年度事故情報収集調査結果について（概要速報）

Product Safety Technology Center 製品事故解析に必要な アルミニウム合金の引張強さとウェブ硬さ及びバーコル硬さとの関係について 九州支所 製品安全技術課清水寛治 説明内容 目的 アルミニウム合金の概要 硬さの測定方法 引張強さとビッカース硬さの関係 ビッカース硬さとウェブ硬さ バーコル硬さの関係 引張強さとウェブ硬さ バーコル硬さの関係 効果と活用事例 2 1. 目的

緑化計画作成の手引き 26年4月版

http://www.city.shibuya.tokyo.jp/env/en_eventact/midori_ryokka.html 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 P10 P10 1 P12 2635 Fax (1) 47 03-5388-3554 http://www2.kankyo.metro.tokyo.jp/sizen/sinseisyo/e2/tebiki.htm

JournalofRANDEC 謂 56( Sep.2017) 儉魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚儉儉儉儉福島第一原子力発電所の廃炉に向けた儉儉儉儉燃料デブリ取り出し技術の研究開発の現況儉儉儉儉 - 国際廃炉研究開発機構 (IRID) が

儉魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚儉儉儉儉福島第一原子力発電所の廃炉に向けた儉儉儉儉燃料デブリ取り出し技術の研究開発の現況儉儉儉儉 - 国際廃炉研究開発機構 (IRID) が取り組む研究開発の概要 - 儉儉儉儉 * 儉関修儉儉儉儉儉 CurrentStatusofR&D forfueldebrisretrievaltoproceedwith

高速炉技術に対する評価のまとめ 2

資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた

Slide 1

3. 溶解 沈殿反応 天然水の化学組成 大陸地殻表層 (mg kg ) 河川水 (mg kg ) Al 77.4.5 Fe 3.9.4 Ca 9.4 3.4 Na 5.7 5. 8.6.3 Mg 3.5 3.4 Andrews et al. (3) An introduction to Environmental Chemistry 天然水の特徴 天然水の金属イオンは主に岩石の風化により生じる ただし

Microsoft PowerPoint プレゼン資料（基礎）Rev.1.ppt [互換モード]

プレゼン資料 腐食と電気防食 本資料は当社独自の技術情報を含みますが 公開できる範囲としています より詳細な内容をご希望される場合は お問い合わせ よりご連絡願います 腐食とは何か? 金属材料は金や白金などの一部の貴金属を除き, 自然界にそのままの状態で存在するものではありません 多くは酸化物や硫化物の形で存在する鉱石から製造して得られるものです 鉄の場合は鉄鉱石を原料として精錬することにより製造されます

第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38

2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17

コンクリート工学年次論文集 Vol.32

論文 X 線 CT 法による硬化コンクリートの特性評価 天明敏行 *1 尾原祐三 *2 堤知明 *3 *4 村上祐治 要旨 :X 線 CT 法を用いて硬化コンクリートの特性評価を行う場合, 骨材, モルタル, 空隙などに分けて, それぞれの比率や密度の情報を把握することが有効な手段となる 特にモルタルの密度に関する情報はコンクリートの特性の指標となる水セメント比や単位セメント量などに関係が深く, コンクリートの配合を推定できる可能性が考えられる

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第3部 MAAP）添付3 溶融炉心とコンクリートの相互作用について

3.3-1 1...3.3-3 2...3.3-3 3...3.3-3 3.1 MCCI...3.3-4 3.2 MCCI...3.3-12 4...3.3-34 5...3.3-45 6...3.3-73 3.3-2 1 MCCIMolten Core Concrete Interaction MCCI 2 MCCI PWR MCCI 3 MCCI ANL ACE SNL SURC ISP24 SNL

スライド 1

日本原子力学会 2014 年秋の大会総合講演 報告 3 福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発の取り組み 原子力損害賠償 廃炉等支援機構 国際廃炉研究開発機構 2014 年 9 月 10 日 福田俊彦 1 福島第一廃炉ロードマップ 取り組むべき研究開発課題 使用済燃料プールからの燃料取り出し開始を受けた長期的視点での研究開発 燃料デブリ取り出し準備の本格化に向けた多角的 重層的な工法 機器の開発

チームリーダー向け

原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ 若手原子力研究プログラム事後評価総合所見 研究開発課題名 : 硫化反応を用いる核燃料再処理法の基礎研究 研究代表者 ( 研究機関名 ): 桐島陽 ( 国立大学法人東北大学 ) 再委託先研究責任者 ( 研究機関名 ): 逢坂正彦 ( 独立行政法人日本原子力研究開発機構 ) 研究期間及び予算額 : 平成 21 年度 ~ 平成 22 年度 (2 年計画 ) 18 百万円項目要約

本日の趣旨

原子力の安全性向上に資する 共通基盤整備のための技術開発委託事業 ( シビアアクシデント時の燃料破損 溶融過程解析手法の高度化 ) 平成 30 年 2 月 1 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 1. 本事業のねらい 安全解析手法の高度化は 軽水炉安全技術 人材ロードマップで 重要度が高い研究開発課題に選定 短期段階で SA を含む事故時挙動の把握を進め 解析コードや評価ツールを改良 する課題として位置づけ

Microsoft PowerPoint - JST新技術説明会2018b29（道総研・戸羽）＿ 提出-1

1 複合粉末材料による金属 3D 積層造形法 北海道立総合研究機構 産業技術研究本部工業試験場 製品技術部主任主査戸羽篤也 金属粉末 3D 造形について 金属粉末積層造形の原理 既成層の上に配置された金属粉末に熱線を照射し 金属粉末を溶融するとともに既成層表面と溶接して積層する 出力 溶融池 P φd 走査速度 V 熱影響域 金属粉末 既成層 2 金属粉末 3D 造形について 3D 積層造形 内部に

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美浜発電所 2 号機の燃料集合体漏えいに係る原因と対策について 平成 22 年 6 月 11 日関西電力株式会社 美浜発電所 2 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 50 万キロワット 定格熱出力 145 万 6 千キロワット ) は 定格熱出力一定運転中の 4 月 19 日 1 次冷却材中の希ガス (Xe-133) の濃度が 前回測定値から上昇していることを確認したため 燃料集合体に漏えいが発生した疑いがあるものと判断し

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室 目次 事故リスクコスト試算の考え方 原子力損害賠償制度の概要 損害費用の試算方法 事故発生頻度の考え方 燃料サイクル施設 ( 再処理 MOX 燃料加工 ) の被害費用と事故発生頻度について

福島第一原発の廃炉・汚染水対策について ①

福島第一原発における廃炉 汚染水対策 経済産業省資源エネルギー庁 平成 28 年 3 月 廃炉 汚染水対策にかかる国の体制 日本政府は 福島第一原子力発電所の廃炉 汚染水問題の根本的な解決に向けて 総力を挙げて取り組むため 体制を強化すべく以下の取組を行った 2013 年 9 月 原子力災害対策本部の元に 廃炉 汚染水対策関係閣僚等会議 と その元に 廃炉 汚染水対策チーム会合 等の会議を設置 より着実な廃炉の実施に必要な支援体制を強化するため

別紙 平成 25 年末における我が国の分離プルトニウム管理状況 1. 分離プルトニウムの保管状況 ( ) 内は平成 24 年末の報告値を示す (1) 国内に保管中の分離プルトニウム量 単位:kgPu 再 施設名 ( 独 ) 日本原子力研究開発機構再処理施設 日本原燃株式会社再処理施設 合計 処 理

第 31 回原子力委員会資料第 3 号 我が国のプルトニウム管理状況 平成 26 年 9 月 16 日内閣府原子力政策担当室 1. 趣旨我が国は NPT( 核兵器不拡散条約 ) を遵守し 全ての原子力活動をIAEA( 国際原子力機関 ) の保障措置の下に置いている その上で 特にプルトニウムに関しては その利用の透明性の向上を図ることにより国内外の理解を得ることが重要であるとの認識に基づいて 平成

本レポートは独立行政法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です 本レポートの入手並びに著作権利用に関するお問い合わせは 下記あてにお問い合わせ下さい なお 本レポートの全文は日本原子力研究開発機構ホームページ ( より発信されています 独立

JAEA-Data/Code 2012-018 福島第一原子力発電所の燃料組成評価 Estimation of Fuel Compositions in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant September 2012 西原健司岩元大樹須山賢也 Kenji NISHIHARA, Hiroki IWAMOTO and Kenya SUYAMA 原子力基礎工学研究部門核工学

SMM_02_Solidification

第 2 章凝固に伴う組織形成 3 回生 金属材料学 凝固に伴う組織形成 2.1. 現実の凝固組織この章では 図 1.3に示したような一般的なバルク金属材料の製造工程において最初に行われる鋳造プロセスに伴い生じる凝固組織を考える 凝固 (solidification) とは 液体金属が固体になる相変態 (phase transformation) のことであり 当然それに伴い固体の材料組織が形成される

Doc. No. MA035A-RC-D02-1 Rev Hitz B52 1

Doc. No. MA035A-RC-D02-1 Rev.0 2018 12 26 Hitz B52 1 50 2018/11/2 1 6 Hitz-B52 Doc.No.MA035A-RC-D01 Rev.0 ( 30 11 2 6 ) P.4 2. 2 b. 60 Co 1. SUS304 C Si Cr Mn P S Fe Co Ni Mo 100 32 Si 53 Mn 54 Mn 55 Fe

HAYNES Ti-3Al-2.5V 合金 主な特徴軽量 高強度 HAYNES Ti-3Al-2.5V 合金 (UNS R56320) は 軽量で強度が高い合金です この合金は高い比強度を有しており 重量を軽減できるという設計上の大きな利点を提供します Ti-3Al-2.5V 合金は

HAYNES Ti-3Al-2.5V 合金 主な特徴軽量 高強度 HAYNES Ti-3Al-2.5V 合金 (UNS R56320) は 軽量で強度が高い合金です この合金は高い比強度を有しており 重量を軽減できるという設計上の大きな利点を提供します Ti-3Al-2.5V 合金は 21-6-9 ステンレス鋼よりも重量が約 43% 軽いです 外径 :1 in (25.4 mm) x 肉厚 :0.035

07.報文_及川ら-二校目.indd

8 01 01 4 4 1 5 16 18 6 006 H 18 4 011 H 6 4 1 5 1 5 007 H 19 5 009 1 5 006 007 009 011 9 10 4 000 H 1 4 5 004 H 16 4 004 009 H 1 5 4 4 5 1 4 006 011 1 1 4m 5m 10m 007 1 7 009 009 1 5 10 1 000kg 10a 006

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2015 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2015 年 9 月 9 日 11 日 発表 10 分, 質疑応答 5 分 第 1 日 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A01 A02 A03 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A04 A05 A06 A07 休憩 教育委員会セッション 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A08 A09 A10

炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約

原子炉の炉心溶融 日本原子力研究開発機構安全研究センター工藤保 平成 23 年 6 月 6 日日中科学技術交流協会講演会 東電福島事故と中国の原子力安全 炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力

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2014 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 3 月 26 日 28 日 休憩 標準委員会セッション2( システム安全専門部会 ) 総合講演 報告 2 水素安全対策高度化 第 3 日 原子力安全部会セッション 原子力発電部会 第 25 回全体会議 第 1 日 原子力発電部会セッション 標準委員会セッション 3( 原子力安全検討会,

三重県工業研究所研究報告 No.38 (2014) フェライト系球状黒鉛鋳鉄の肉厚感受性 服部俊 *, 村川悟 *, 河合真 * The Section Thickness Sensitivity of Ferritic Spheroidal Graphite Cast Iron Suguru HA

フェライト系球状黒鉛鋳鉄の肉厚感受性 服部俊 *, 村川悟 *, 河合真 * The Section Thickness Sensitivity of Ferritic Spheroidal Graphite Cast Iron Suguru HATTORI, Satoru MURAKAWA and Makoto KAWAI Key words: Spheroidal Graphite Cast Iron,

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 29 年 8 月 1 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

Annual-report-vol-61.pdf

PowerPoint プレゼンテーション

考証福島原子力事故 炉心溶融 水素爆発はどう起こったか 平成 26 年 6 月 19 日 石川迪夫 本日の説明順序 1. 過去の炉心溶融等の実験 2.TMI-2 号機事故 3. 福島第一 2 号機の事故 4. 福島第一 3 号機の事故 5. 福島第一 1 号機の事故 6. 放射能放出 2 事故後の TMI-2 号機炉内状況 20 ページ掲載 3 板状燃料の溶融実験 ( 例示 ) 普通の燃料溶融 SPERT-1

Akita University 氏名 ( 本籍 ) 若林 誉 ( 三重県 ) 専攻分野の名称 博士 ( 工学 ) 学位記番号 工博甲第 209 号 学位授与の日付 平成 26 年 3 月 22 日 学位授与の要件 学位規則第 4 条第 1 項該当 研究科 専攻 工学資源学研究科 ( 機能物質工学

氏名 ( 本籍 ) 若林 誉 ( 三重県 ) 専攻分野の名称 博士 ( 工学 ) 学位記番号 工博甲第 209 号 学位授与の日付 平成 26 年 3 月 22 日 学位授与の要件 学位規則第 4 条第 1 項該当 研究科 専攻 工学資源学研究科 ( 機能物質工学 ) 学位論文題名 省貴金属自動車排ガス浄化触媒の開発研究 論文審査委員 ( 主査 ) 教授菅原勝康 ( 副査 ) 教授進藤隆世志 ( 副査

資バルブの材質 青銅 ( 砲金 ) バルブ 料JIS H 5111 CAC402 (BC2) CAC403 (BC3) CAC406 (BC6) CAC407 (BC7) 銅 (Cu) 錫 (Sn) 化学成分 (%) 機械的性質 亜鉛 (Zn) 鉛 (Pb) その他 引張強さ 伸び (N/mm2)

青銅 ( 砲金 ) バルブ 料JIS H 5111 CAC402 (BC2) CAC403 (BC3) CAC406 (BC6) CAC407 (BC7) 銅 (Cu) 錫 (Sn) 亜鉛 (Zn) 鉛 (Pb) その他 () () 86.0 90.0 7.0 9.0 3.0 5.0 1.0 残部 245 86.5 89.5 9.0 11.0 1.0 3.0 1.0 残部 245 15 83.0 87.0

e - カーボンブラック Pt 触媒 プロトン導電膜 H 2 厚さ = 数 10μm H + O 2 H 2 O 拡散層 触媒層 高分子 電解質 触媒層 拡散層 マイクロポーラス層 マイクロポーラス層 ガス拡散電極バイポーラープレート ガス拡散電極バイポーラープレート 1 1~ 50nm 0.1~1

Development History and Future Design of Reduction of Pt in Catalyst Layer and Improvement of Reliability for Polymer Electrolyte Fuel Cells 6-43 400-0021 Abstract 1 2008-2008 2015 2 1 1 2 2 10 50 1 5

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凝集しにくい粒径約 20 nm のコアシェル型ナノ粒子を開発 - 光学フィルムへの応用に期待 - 平成 25 年 1 月 29 日独立行政法人産業技術総合研究所北興化学工業株式会社 ポイント 酸化セリウムとポリマーからなるナノ粒子の粒径を従来の 2 分の 1 以下に このナノ粒子を高濃度に含有させて樹脂フィルムに透明性を維持したまま高屈折率を付与 ナノ粒子の量産化の研究開発を推進し サンプル提供を開始

コンクリート工学年次論文集Vol.35

論文セメント量及びによるコンクリートの断熱温度上昇特性 具冏謨 *1 金圭庸 *2 宮内博之 *2 *3 金武漢 要旨 : 本研究では, コンクリートの断熱温度上昇に影響を及ぼすセメント量ととの関係を検討した コンクリートの断熱温度上昇特性を評価するためにコンクリート調合を考慮して結合材量を設定し, コンクリートは 25 及び 35 の 2 水準とした セメント量は断熱温度上昇量と温度上昇速度に線形的関係があり,

< 論文掲載にあたって > 私は 玄海原子力発電所 3 号機 4 号機再稼動差止仮処分命令申立事件の決定 が出る前から意見を述べてきましたが これまでの原発運転差し止め裁判は 原発内部の事は避けて 原発外部の事に重点を置いてきたと思われます しかし 最近の裁判所は そして, 上記事情の疎明については

< 論文掲載にあたって > 私は 玄海原子力発電所 3 号機 4 号機再稼動差止仮処分命令申立事件の決定 が出る前から意見を述べてきましたが これまでの原発運転差し止め裁判は 原発内部の事は避けて 原発外部の事に重点を置いてきたと思われます しかし 最近の裁判所は そして, 上記事情の疎明については, 債務者 ( 注 : 九電 ) において, まず, 原子力規制委員会の上記判断に不合理な点がないこと,

製品安全データーシート 1. 製造者情報および製品名製品名称 : アルミニウム合金の陽極酸化塗装複合皮膜 会社住所 (JIS H4100 アルミニウム合金押出形材に JIS H8602 陽極酸化塗装複合皮膜を施した形材品 ) : 本多金属工業株式会社 : 愛知県名古屋市栄 3 丁目 32 番 22

製品安全データーシート 1. 製造者情報および製品名製品名称 : アルミニウム合金の陽極酸化塗装複合皮膜 会社住所 (JIS H4100 アルミニウム合金押出形材に JIS H8602 陽極酸化塗装複合皮膜を施した形材品 ) : 本多金属工業株式会社 : 愛知県名古屋市栄 3 丁目 32 番 22 号 問合せ先 : 本多金属工業株式会社恵那工場住所 : 岐阜県恵那市大井町横平 2710 電話番号 :

CLT による木造建築物の設計法の開発 ( その 3)~ 防耐火性能の評価 ~ 平成 26 年度建築研究所講演会 CLTによる木造建築物の設計法の開発 ( その 3) ~ 防耐火性能の評価 ~ 建築防火研究グループ上席研究員成瀬友宏 1 CLT による木造建築物の設計法の開発 ( その 3)~ 防耐

CLTによる木造建築物の設計法の開発 ( その 3) ~ 防耐火性能の評価 ~ 建築防火研究グループ上席研究員成瀬友宏 1 内容 Ⅰ はじめに 1) 木材 製材 集成材 CLT の特徴 テキスト p.45~5050 と燃えしろ の燃えしろを検討するにあたっての課題 1)CLT の燃えしろに関する実験的検討 壁パネルの非損傷性に関する実験的検討 等の防耐火性能に関する建築研究所のその他の取り組み Ⅳ

品目 1 四アルキル鉛及びこれを含有する製剤 (1) 酸化隔離法多量の次亜塩素酸塩水溶液を加えて分解させたのち 消石灰 ソーダ灰等を加えて処理し 沈殿濾過し更にセメントを加えて固化し 溶出試験を行い 溶出量が判定基準以下であることを確認して埋立処分する (2) 燃焼隔離法アフターバーナー及びスクラバ

品目 1 四アルキル鉛及びこれを含有する製剤 (1) 酸化隔離法多量の次亜塩素酸塩水溶液を加えて分解させたのち 消石灰 ソーダ灰等を加えて処理し 沈殿濾過し更にセメントを加えて固化し 溶出試験を行い 溶出量が判定基準以下であることを確認して埋立処分する (2) 燃焼隔離法アフターバーナー及びスクラバー ( 洗浄液にアルカリ液 ) を具備した焼却炉の火室へ噴霧し焼却する 洗浄液に消石灰ソーダ灰等の水溶液を加えて処理し

柔軟で耐熱性に優れたポリイミド＝シリカナノコンポジット多孔体

柔軟で耐熱性に優れたポリイミド = シリカナノコンポジット多孔体 - 高圧二酸化炭素を用いて空孔を形成させる新しい手法 - 平成 25 年 1 月 21 日 独立行政法人産業技術総合研究所 ユニチカ ポイント 高圧二酸化炭素を用いてポリイミドとシリカからなるナノコンポジット多孔体を製造 数十 nm の微細孔と高い空隙率をもち 耐薬品性と機械的強度に優れる 株式会社 高温で使用できる断熱材料や低誘電率材料として

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2014 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 9 月 8 日 10 日 第 1 日 倫理委員会セッション 社会 環境部会 第 31 回全体会議 社会 環境部会セッション 特別講演 理事会セッション 第 2 日 原子力安全部会セッション 休 憩 保健物理 環境科学部会セッション 放射線工学部会セッション 教育委員会セッション

溶接棒

溶接材料カタログ - ニッケル合金 耐熱合金鋼用溶接材料 - TOKUY RODE 特殊溶接棒株式会社 590-0982 大阪府堺市堺区海山町 3 丁 156 電話 :072-229-6677 FAX:072-227-1239 各種特殊溶接材料を取り扱っております 弊社 HPをご覧ください URL:http://tokusyu-yousetsubou.com 0 (1) ニッケル合金 耐熱合金用被覆アーク溶接棒

QOBU1011_40.pdf

印字データ名 ＱＯＢＵ1 0 1 1 (1165) コメント 研究紹介 片山 作成日時 07.10.04 19:33 図 2 (a )センサー素子の外観 (b )センサー基板 色の濃い部分が Pt 形電極 幅 50μm, 間隔 50μm (c ),(d )単層ナノ チューブ薄膜の SEM 像 (c )Al O 基板上, (d )Pt 電極との境 界 熱 CVD 条件 触媒金属 Fe(0.5nm)/Al(5nm)

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資料 3-2 第 4 回廃炉研究開発連携会議 廃炉基盤研究プラットフォーム の活動状況 平成 28 年 12 月 26 日 日本原子力研究開発機構福島研究開発部門 廃炉基盤研究プラットフォームの状況 第 3 回廃炉研究開発連携会議開催 (H28.4.18) 後の廃炉基盤研究プラットフォーム運営会議の開催及び主な議題第 3 回運営会議 開催日 : 平成 28 年 7 月 29 日 開催場所 : JAEA

られなかった また 内部確認において ドラム缶内側は 大きな廃棄物袋 ( 以下 充填用袋 という ) で養生され その中に スラッジを 3~12kg 毎に二枚以上重ねた廃棄物袋に封入したものが複数個充填されガムテープ等で閉じられていた さらに 廃棄物袋を容器から取り出し観察したところ a) 廃棄物袋

平成 28 年 10 月 21 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構原子炉廃止措置研究開発センター 固体廃棄物貯蔵庫に保管中のドラム缶からの析出物について 1. 発生状況原子炉廃止措置研究開発センター ( 以下 ふげん という ) において 8 月 18 日 ( 木 )10 時 14 分頃 協力会社作業員により固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管中のドラム缶等の巡視 (1 回 / 月 ) を行っていたところ