Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦
JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07
JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MBJAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB
再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映され、安全性・信頼性の向上が図られていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。
坂口 忍; 立花 郁也; 越野 克彦; 白水 秀知; 白井 更知; 今本 信雄; 冨田 恒夫; 飛田 祐夫; 山中 淳至; 小林 大輔; et al.
JAEA-Technology 2011-006, 24 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2011-006.pdf:3.07MB
2007年に発生した新潟県中越沖地震において、柏崎刈羽原子力発電所では設計基準を超える地震動が観測されたが、「止める,冷やす,閉じ込める」ための耐震重要度の高い施設,設備については、耐震設計時において発生する荷重や耐震許容に相当な耐震裕度が見込まれていたため、被害はなかった。そこで、耐震裕度とは実際にどの程度あるものなのかがわかれば、施設,設備の安全性が明確になる。このため、定量的な耐震裕度の把握を目的として、東海再処理施設の代表的な機器を一例に、一般的に地震が発生した際に地震荷重が集中しやすい据付ボルトについて、実機を模擬した供試体を用いて耐力試験を実施した。本報告では、耐力試験から得られた耐力値が、耐震許容に対してどの程度裕度があるのかについてまとめたものである。
白井 更知; 稲野 昌利; 福田 一仁; 小坂 一郎; 山中 淳至
JAEA-Research 2011-005, 95 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2011-005.pdf:2.46MB
東海再処理施設では集合体あたりの初期ウラン濃縮度最高4.2%,燃焼度最高55,000MWD/tの軽水炉低濃縮ウラン燃料,新型転換炉原型炉ふげんで照射されたふげん照射燃料(照射用36本燃料,照射用セグメント燃料,照射用ガドリニア燃料)を用いた再処理試験を計画している。一方、東海再処理施設は初期ウラン濃縮度を4%として臨界安全設計を行っている。このため初期ウラン濃縮度4.2%の軽水炉低濃縮ウラン燃料及びふげん照射燃料について臨界安全評価を行い、臨界安全であることを確認した。
白井 更知; 稲野 昌利; 福田 一仁; 小坂 一郎; 山中 淳至
JAEA-Research 2011-004, 60 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2011-004.pdf:1.79MB
東海再処理施設では燃焼度55,000MWD/tまでの軽水炉低濃縮ウラン燃料及び新型転換炉原型炉ふげんの照射燃料(MOX燃料)を用いた再処理試験を計画している。この再処理試験の実施に際しての安全性の確認は、施設内に存在する放射能量(内蔵放射能量)に基づき実施している。本報告では燃焼度55,000MWD/tまでの軽水炉低濃縮ウラン燃料及び新型転換炉原型炉ふげんの照射燃料(照射用36本燃料,照射用セグメント燃料,照射用ガドリニア燃料)を対象として安全性の確認に用いるために設定した内蔵放射能量について、計算に用いた方法・計算コード,核データライブラリ及びその計算条件について結果とともに整理し、さらに東海再処理施設の設計に用いられている軽水炉基準燃料との内蔵放射能量等を比較した。
白井 更知; 稲野 昌利
JAEA-Data/Code 2006-002, 5 Pages, 2006/03
JAEA-Data-Code-2006-002.pdf:0.49MB
施設の建設から運用,解体までの施設のライフサイクルにおいて、廃気,廃水,廃棄物等が地球上に排出され、これらの物質が地球環境破壊の原因となっている。近年、特に地球温暖化の原因物質である二酸化炭素について、その排気量による地球環境への負荷評価が注目されている。本報告は、東海再処理施設を対象として地球環境への負荷評価を行うための基礎データとして、東海再処理施設の建設及び運転にかかわる実績データをまとめたものである。
白井 更知; 稲野 昌利
JAEA-Research 2005-001, 7 Pages, 2005/11
JAEA-Research-2005-001.pdf:0.31MB
東海再処理施設の機器の設計やその安全性の評価は、施設内に存在する放射能量(内蔵放射能)に基づき実施している。本報告では軽水型原子炉低濃縮ウラン燃料(以下「軽水炉基準燃料」)及び新型転換炉原型炉ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料(以下「ふげんMOX燃料」)を対象として計算された内蔵放射能について、計算に用いられた方法・計算コード,核データライブラリ及びその計算条件について結果とともに整理し、さらに軽水炉基準燃料とふげんMOX燃料の内蔵放射能を比較した。
白井 更知; 須藤 俊幸; 野尻 一郎
モンテカルロ法による粒子シミュレーションの現状と課題, p.235 - 249, 2002/00
東海再処理施設の臨界安全解析について、モンテカルロ計算でなければ容易に評価できない例として、複雑形状機器の臨界安全評価、燃料保管時の燃料体の位置ずれの影響評価、複雑体系複数ユニットの臨界安全評価を紹介する。
白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次
JNC TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04
JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB
東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。
白井 更知; 田口 克也; 飯沢 昇司; 大部 智行; 佐藤 信晴*; 須藤 俊幸
JNC TN8410 99-055, 69 Pages, 1999/09
東海再処理施設の安全性確認の一環として実施した臨界安全及び遮蔽設計に用いられた基本データの確認については既に報告している。この報告の中では、臨界安全設計における複数ユニットの臨界安全に関しては、プルトニウム製品貯蔵セルを代表としてその臨界安全性を確認している。本報告は、複数ユニットの臨界安全性について、臨界管理対象施設のうち、初期に設計・建設された分離精製工場及びウラン貯蔵所を対象に追加評価を行ったものである。分離精製工場では、濃縮ウラン溶解セル、給液調製セル、分離第2セル、分離第3セル、ウラン精製セル、ウラン濃縮脱硝室、プルトニウム精製セル、プルトニウム濃縮セル、プルトニウム製品貯蔵セル及びリワークセルを、ウラン貯蔵所では貯蔵室を対象箇所とした。これらの対象箇所は複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。
白井 更知; 須藤 俊幸
PNC TN8460 95-001, 92 Pages, 1995/09
米国オークリッジ国立研究所で開発された臨界安全・しゃへい解析及び熱解析を行う計算コードシステムであるSCALE-4.2コードの、sunEWSへのインストール作業及びインストールしたコードの検証作業を行った。SCALE-4.2の開発ベースはIBMEWSであるため、sunEWS機種へのインストールは、OS、FORTRAN、Cコンパイラ等のバージョンやシステム環境の違いにより、ソースコードの修正が必要となった。インストール作業については、特にこの修正点について詳説し、パッケージ解凍方法から、サンプル問題の実行までをまとめた。インストールしたSCALE-4.2の検証作業については、実行したサンプル問題の出力結果とパッケージ添付のIBMEWS機種での出力結果の比較、並びに、臨界ベンチマーク計算により行った。なお、本資料はインストールしたSCALE-4.2コードシステムの品質保証及び今後のバージョンアップ、修正・改造等の保守管理作業、検証作業の必要情報として取りまとめたものである。
須藤 俊幸; 白井 更知
PNC TN8450 95-009, 26 Pages, 1995/09
核燃料施設で軽水炉MOX燃料を取扱う場合の臨界評価に用いることを想定して、SCALE-4コードシステムによる、低Pu富化度(10wt%以下)のPu,U混合燃料を用いた臨界実験を計算対象とした臨界ベンチマーク計算を実施した。SCALEコードはパソコン版とワークステーション版の2つを用い、計算件数は、均質MOX粉末系について11件、均質硝酸溶液系について13件、非均質はMOX格子体系について57件の合計81件である。計算の結果、コードパソコン版とワークステーション版の有意な違いはなく、ワークステーション版で計算された実効増倍率の最小値は0.993、最大値は1.026、平均値は1.005である。また、上記の各燃料体系毎の平均値及び標準偏差はそれぞれ1.015+-0.006、1.011+-0.003、1.001+-0.004であり、SCALE-4コードによる臨界計算が十分な精度を有していることが確認できた。
戸塚 真義; 白井 更知; 高谷 暁和; 稲野 昌利
no journal, ,
東海再処理施設で適用可能な未臨界度測定手法の検討及び、未臨界度測定に適した機器の選定と測定対象とした機器における適用性評価を行った。また、実用化に向けた未臨界度モニタシステムの開発を行った。
福田 一仁; 富岡 健一郎*; 立花 郁也; 白井 更知; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦
no journal, ,
東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち設備の点検・評価結果、総合評価について報告する。
越野 克彦; 白井 更知; 坂口 忍; 白水 秀知; 大瀧 美幸*; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦; 立花 郁也
no journal, ,
東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち設備の地震応答解析結果について報告する。