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長岡 真一; 石田 倫彦; 金森 定; 林 晋一郎
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設においても、各事象について概略リスク評価を実施し、評価結果を事故カテゴリー別に比較した。
長岡 真一; 森本 和幸; 佐藤 武彦; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理工場の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間が酸化状態に与える影響を評価するため、溶液滞留時間を変えて分配工程以降におけるNpのプルトニウム(Pu)製品側への移行割合について調査した。分配工程の中間貯槽内の液量を変えて、中間貯槽以降の各抽出器(分配工程,Pu精製工程)の水相出口においてNp濃度の分析を行った。また、中間貯槽における酸化状態を評価した。なお、工程はいずれも通常運転状態であり、Np濃度については放射能分析法(及び線スペクトロメトリ)により求め、Npの酸化状態についてはNp(V)の吸収スペクトルを評価した。分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間を変えて測定した結果、中間貯槽におけるNp通過量に対してPu製品側へ移行する割合に大きな差は無かった。また、中間貯槽において採取した試料中のNp(V)に相当する吸光度は、試料採取後ほぼ一定であった。これらより、中間貯槽における溶液滞留時間が約240分から約380分までの間においては溶液滞留時間はPu製品側へ移行するNpの割合に大きな影響を与えないと考えられる。
森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設の抽出工程においては、抽出溶媒として30%TBP(リン酸トリブチル)-ノルマルドデカンを使用している。TBPは、放射線及び加水分解により劣化し、抽出性能の低下の原因となると考えられている。本報告では、これまでの東海再処理施設の運転を通して得られた溶媒劣化にかかわる調査の結果をまとめて報告する。
大部 智行; 森本 和幸; 吉成 利美; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
硝酸溶液にプルトニウムが共存する環境での腐食については、これまでビーカースケールでプルトニウムや標準酸化還元電位の近いバナジウムを用いた基礎試験を実施してきているが、実機での長期間にわたる腐食速度については報告されていない。本報ではプルトニウム溶液蒸発缶の腐食の状況について、セル内に入室し肉厚を約15年に渡り測定した結果から算出した腐食速度、及び基礎試験と実機の腐食速度について比較した結果について報告するとともに、プルトニウム製品貯槽における腐食速度についても報告する。
倉林 和啓; 川口 芳仁; 高谷 暁和; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設のプルトニウム(Pu)製品貯槽において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料(以下MOX-B燃料とする)より回収したPu製品(硝酸Pu溶液)の温度を実測した。また、液温の事前評価と実測値の違いとして、計算に使用したORIGEN計算値と計算モデルを検討した。
星 貴弘; 川口 芳仁; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
プルトニウム(Pu)サーマル、高速増殖炉(FBR)燃料処理を考慮した再処理施設の設計に資するため、東海再処理施設の抽出工程において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料処理時の抽出溶媒中のジブチルリン酸(DBP)濃度を調査した。また工程内DBP濃度を推定するためDBP生成速度式の作成等を実施した。
川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。
長岡 真一; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設では、現状4050%のネプツニウム(Np)が製品側へ移行している。運転パラメータを許容範囲内で調整し、分離第2サイクル工程の酸濃度を上昇させた後、当該工程の出口段のネプツニウム濃度を分析した。その結果、6070%のネプツニウムが製品側へ移行していた。また、同様に、分離第2サイクル工程の抽出器内の溶液温度を上昇させた。その結果、70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。酸濃度又は溶液温度を上昇させることにより、製品側へのNp移行率を増加させることができることを、工学規模にて確認することができた。
長岡 真一; 田口 克也; 石田 倫彦; 金森 定
no journal, ,
近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設において事故事象別に相対的な概略リスク評価を実施した。