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No. タイトル 情報提供機関/著者 掲載日/会議開催日
1 高耐放射線性ゴム材による管内流水環境中での止水材適用性基礎試験 1 - 全体試験概要・耐放射線性ゴム材の説明外部 ウェブページへ 竹内 夕桐子(極東産業(株)); 肱岡 康雄((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 正木 洋((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 出倉 利紀((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 田原 隆志(極東産業(株)); 松田 千恵(極東産業(株)); 梶並 義人(極東ゴム(株)); 後藤 純(極東ゴム(株)); 畑 嘉瑞(極東ゴム(株)); 深浦 奨平(極東ゴム(株)) 2017-03-29
2 高耐放射線性ゴム材による管内流水環境中での止水材適用性基礎試験 2 - 材料特性試験(耐放射線性,温度,粘度,耐薬品性,圧縮)外部 ウェブページへ 深浦 奨平(極東ゴム(株)); 肱岡 康雄((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 正木 洋((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 出倉 利紀((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 後藤 純(極東ゴム(株)); 梶並 義人(極東ゴム(株)); 畑 嘉瑞(極東ゴム(株)); 田原 隆志(極東産業(株)); 竹内 夕桐子(極東産業(株)); 松田 千恵(極東産業(株)) 2017-03-29
3 高耐放射線性ゴム材による管内流水環境中での止水材適用性基礎試験 3 - 止水要素試験(耐圧, 圧送,充填,止水)外部 ウェブページへ 畑 嘉瑞(極東ゴム(株)); 肱岡 康雄((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 正木 洋((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 出倉 利紀((技術研究組合)国際廃炉研究開発機構); 梶並 義人(極東ゴム(株)); 後藤 純(極東ゴム(株)); 深浦 奨平(極東ゴム(株)); 田原 隆志(極東産業(株)); 竹内 夕桐子(極東産業(株)); 松田 千恵(極東産業(株)) 2017-03-29
4 事故時熱影響を受けた炉材料などの強度及び微細組織の検討 2 - 事故時熱影響による福島第一原発の格納容器材料への強度特性変化範囲の推定外部 ウェブページへ 橋本 健吾(福島工業高等専門学校); 吉永 啓汰(福島工業高等専門学校); 青木 勇斗(福島工業高等専門学校); 實川 資朗(福島工業高等専門学校) 2017-03-28
5 回転腐食試験による希釈海水中の鋼材腐食挙動の検討 2 - 窒素雰囲気における酸素濃度及び回転速度の影響外部 ウェブページへ 塚田 隆(日本原子力研究開発機構); 寺門 宙(日本原子力研究開発機構); 江端 功栄(日本原子力研究開発機構); 上野 文義(日本原子力研究開発機構) 2017-03-28
6 格納容器外面冷却に関するCIGMA実験 - 初期ガス組成の影響外部 ウェブページへ 柴本 泰照(日本原子力研究開発機構); 石垣 将宏(日本原子力研究開発機構); 安部 諭(日本原子力研究開発機構); 与能本 泰介(日本原子力研究開発機構) 2017-03-28
7 Current status of reduced activation ferritic/martensitic ODS steel development for fusion reactor system applications外部 ウェブページへ 2017-03-28
8 Assessment of core status of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants 88 - Suppression pool thermal-hydraulics analysis of Fukushima Daiichi Unit-2 using POOL-3D module of the SAMPSON code外部 ウェブページへ 2017-03-28
9 福島第一原子力発電所1号機原子炉建屋で発生した水素爆発の解析外部 ウェブページへ 野崎 謙一朗(東京電力ホールディングス(株)); 本多 剛(東京電力ホールディングス(株)); 山内 大典(東京電力ホールディングス(株)); 溝上 暢人(東京電力ホールディングス(株)); 溝上 伸也(東京電力ホールディングス(株)); 熊木 竜也((株)爆発研究所); 石倉 修一((株)爆発研究所); 吉田 正典((株)爆発研究所) 2017-03-28
10 福島第一原子力発電所3号機圧力データの補正とこれに基づく事故進展理解のヒント外部 ウェブページへ 佐藤 一憲(日本原子力研究開発機構) 2017-03-27
11 Development of Robot "PMORPH" for Investigation inside Unit 1 Primary Containment Vessel (PCV) (Investigation outside Pedestal Basement: B2 Investigation) [Developed by IRID and Hitachi GE Nuclear Energy] (February 3, 2017)保存されたウェブページへ International Research Institute for Nuclear Decommissioning 2017-02-03
12 PCV内部調査/1号機原子炉格納容器内部調査(ペデスタル外側地下階調査:B2調査)用ロボット「PMORPH(ピーモルフ)」の開発について(開発担当:日立GE)(2017年2月3日)保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2017-02-03
13 原子炉格納容器(PCV)内部調査技術の開発~地下階ペデスタル外調査(B2調査)装置の開発~原子炉格納容器内部調査用ロボット「PMPRPH(ピーモルフ)」保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2017-02-03
14 Full-scale Testing of Technology for Repairing PCV Leakage Points Full-scale Testing of Strengthening Technology for Suppression Chamber (S/C) Support Columns [IRID/Hitachi GE Nuclear Energy] (November 29, 2016)保存されたウェブページへ International Research Institute for Nuclear Decommissioning 2016-11-29
15 原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の実規模試験 圧力抑制室(suppression chamber,S/C)脚部補強技術の実規模試験について(IRID/日立GEニュークリア・エナジー)(2016年11月29日)保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2016-11-29
16 廃炉・汚染水対策事業補助金 原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の実規模試験 圧力抑制室(S/C)脚部補強 実規模試験のうち施工性確認試験保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2016-11
17 1/1スケールS/C試験に関する現場状況・概要図保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2016-10-18
18 コンクリート打設進捗に伴う時経列事象保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2016-10-18
19 Development of Repair Technology for Water Leakage Sections in PCV Testing Concrete Injection Technology for Water Leak Stoppage Treatment inside Suppression Chamber Using Full-Scale Mock-up Facility [Led by TOSHIBA]. (October 15, 2016)保存されたウェブページへ International Research Institute for Nuclear Decommissioning 2016-10-15
20 原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の開発 サプレッションチェンバ内充填止水1/1スケール試験体へのコンクリート打設試験について(開発担当:東芝)(2016年10月15日)保存されたウェブページへ 国際廃炉研究開発機構 2016-10-15