検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 18 件中 1件目~18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

Corrosion evaluation of uranyl nitrate solution evaporator and denitrator in Tokai Reprocessing Plant

山中 淳至; 橋本 孝和; 内田 豊実; 白土 陽治; 磯崎 敏彦; 中村 芳信

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

東海再処理工場(TRP)はPUREX法を採用し、1977年以降、1140tHMの使用済燃料を処理してきた。再処理プロセスでは、溶液中の硝酸濃度,U, Pu,核分裂生成物等のイオン濃度及び温度が異なることから、さまざまな腐食環境の中にあり、耐食性を考慮のうえ各機器の材料にステンレス鋼やチタン鋼を選定している。材料の腐食環境の厳しさは溶液の硝酸濃度と温度に依存し、溶液中のUは、ステンレス鋼の腐食に与える影響は小さく、チタン鋼の腐食速度を抑制するとされている。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器は硝酸濃度も低く、これまで腐食故障を経験していない。しかしながら、U濃度の上昇に伴い、ステンレス鋼の腐食速度が若干増加する報告もある。TRPで硝酸ウラニル溶液を取扱う機器として、U濃度を最大約1000gU/lまで高める蒸発缶や約320$$^{circ}$$Cの高温でUO$$_{3}$$粉末に転換する脱硝塔は、高濃度かつ高温のUを取扱うため、腐食の進行の程度を把握しておくべきであると考える。これらの機器について厚さ測定により評価を行った結果、その腐食速度はわずかであり、今後も健全に使用できることを確認した。

論文

Composition of insoluble materials in highly active liquid waste at Tokai Reprocessing Plant

久野 剛彦; 中村 芳信; 岡野 正紀; 佐藤 宗一; 綿引 優

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

再処理施設の高放射性廃液(HALW)中の不溶解性物質の組成については、長期間貯蔵されたHALWの実測データがほとんど得られていないことから、東海再処理工場のHALW貯蔵工程中の不溶解性物質の組成調査を行った。調査では、比較検討のため、貯蔵期間の異なるHALW2貯槽とHALW蒸発缶の3種類の試料を採取し、ろ過により不溶解性物質とろ液に分離後、不溶解性物質の重量測定及び不溶解性物質とろ液中のFP元素、U、Pu分析を実施した。得られた結果から、HALWの不溶解性物質及びろ液中の元素組成を把握するとともに、既報等からの知見を参照に不溶解性物質の化学形態を推定した。

論文

Operation experience and anti-foam study on the HALW evaporator at the Tokai Reprocessing Plant

三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00

東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転経験及び消泡技術に関する研究成果を報告する。高放射性廃液を構成する廃液の種類、蒸発缶の構造及び性能について紹介する。蒸発缶内でのフォーミングの運転への影響、1/10スケールモックアップ装置をしようして実施しているフォーミング現象の確認試験、消泡剤効果の確認試験により得た知見について報告する。

論文

Operataion Experience and Anti-Foam Study on the HALW Evaporator at the Tokai ReprocessingPla

三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (Global'97), , 

東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転試験及び消泡技術に関する研究開発の成果を報告する。1.東海再処理工場での高放射性廃液蒸発缶の運転試験 20年間のホット運転の中で高放射性廃液蒸発缶は順調に運転を行ってきた。1995年10月に腐食による故障が発生したため、予備として設置されていた蒸発缶に切り替えて運転を続けている。腐食以外には、フォーミングが運転上の課題となっている。フォーミングを抑える方法としては、硝酸の分解のために供給しているホルマリンや加熱蒸気の低減があるが、これは処理量の低下につながる。このため、より適切にフォーミングを抑える方法が必要であり、フォーミングの様子や消泡剤の効果を調べるために1/11スケールの模擬蒸発缶を作製し、各種試験を実施した。2.消泡技術に関する研究開発 模擬蒸発缶を使って試験を行い、フォーミングの高さとDBP及びスラッジなどのフォーミングの原因と考

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,3; 溶解・清澄工程の運転実績と改良

鈴木 一之; 菊池 英樹; 畠 勝郎; 田中 賢; 宮本 正紀; 中村 芳信; 林 晋一郎

no journal, , 

東海再処理施設の溶解・清澄工程は回分式で運転され、30年の運転を通じ、これまでに約3100バッチの使用済燃料の処理を行ってきた。この間に発生した主要な課題として、溶解工程における溶解槽の腐食による故障,PWR燃料処理時の急激な内圧上昇及びパルスフィルタの詰りによる再処理工程の稼働率の低下があった。本報では、これら課題の対策として実施した改良結果について報告する。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,3; 溶解特性試験

畠 勝郎; 鈴木 一之; 菊池 英樹; 古川 隆之; 中村 芳信; 林 晋一郎

no journal, , 

MOX燃料再処理において工学規模でデータを採取し実証を行うことは、軽水炉MOXの本格再処理を進めるうえで重要である。今回の試験では、ふげんMOXタイプB燃料処理時の溶解率,Kr放出挙動及び溶解液中の不溶解残渣の性状を調査し、これまでの軽水炉燃料と比較することにより溶解特性についての評価を行ったので、その結果を報告する。

口頭

MOX reprocessing at Tokai reprocessing plant

田口 克也; 長岡 真一; 山中 淳至; 佐藤 武彦; 中村 芳信; 大森 栄一; 三浦 信之

no journal, , 

東海再処理施設では、2007年3月からMOX燃料の再処理技術開発のため「ふげん」MOXタイプB使用済燃料の再処理を開始した。再処理は順調に進み、MOX燃料もウラン燃料同様に安全に処理できることを確認した。不溶解残渣の影響などMOX燃料に特徴的な知見が得られつつある。今後さらに数年にわたりMOX燃料の処理を続け、溶解特性,不溶解残渣,溶媒性能等に関する知見を蓄積していく。

口頭

濃縮ウラン溶解槽における腐食評価

鈴木 一之; 中村 芳信; 疋田 敬一; 古川 隆之; 林 晋一郎

no journal, , 

再処理施設は、使用済燃料を溶解し、核分裂生成物の除去後にU及びPuを回収するプロセスである。濃縮ウラン溶解槽は、使用済燃料を加熱溶解する機器で、硝酸を沸騰状態で使用するため腐食環境が厳しく特に伝熱面での影響が大きい。このため、溶解槽は耐食性を考慮し高クロムニッケル鋼で製作されている。本報告では、溶解槽の腐食評価のために実施している遠隔による超音波肉厚測定方法と測定結果から求めた腐食速度について述べる。

口頭

改良型パルスフィルタエレメントの基礎試験

鈴木 一之; 中村 芳信; 三好 竜太; 須貝 英司; 林 晋一郎; 内田 敏嗣*

no journal, , 

東海再処理工場の溶解・清澄工程で使用しているパルスフィルタは、処理を重ねると徐々にスラッジによる目詰まりが生じる。種々のスラッジに対応するため、粉末金属焼結型ろ材に代わる積層金網焼結型ろ材の基礎試験を実施した。

口頭

溶解槽洗浄装置の開発,2; 高圧水式洗浄装置の実機適用

照沼 宏隆; 下山田 哲也; 古川 隆之; 菊池 英樹; 三好 竜太; 横田 知; 中村 芳信; 林 晋一郎

no journal, , 

東海再処理施設の溶解槽において生じるスラッジ除去を目的に高圧水を利用した洗浄装置を開発した。セル内の実機溶解槽に適用し、効率的にスラッジを除去するとともに、溶解液の送液速度の回復等により安定した溶解運転を行うことができた。

口頭

改良型パルスフィルタエレメントのろ過性能試験

畠 勝郎; 鈴木 一之; 三好 竜太; 須貝 英司; 疋田 敬一; 中村 芳信; 林 晋一郎

no journal, , 

再処理施設の清澄工程で使用しているパルスフィルタのエレメント(ろ材)は、スラッジにより目詰まりが生じる。ろ過速度,逆洗性能に優れ目詰まりしにくいろ材を開発するため、既設の粉末金属焼結型のろ材に代わる積層金網焼結型等のろ材のろ過性能試験を実施した。その結果、基礎試験により選定した積層金網焼結型及び粉末金属皮膜型は、ろ材での評価試験から粉末金属焼結型より、ろ過速度の低下は少なくフィルタ洗浄目安までの処理量の増加が期待できること、かつ十分な捕集効率が得られることを確認した。

口頭

東海再処理工場のTi製ウラン溶液蒸発缶の腐食評価

白土 陽治; 磯崎 敏彦; 岸 義之; 磯部 洋康; 中村 芳信; 内田 豊実; 妹尾 重男

no journal, , 

再処理プロセスでは硝酸濃度,使用温度,U, Pu等の金属イオンの存在により腐食環境が異なるため構造材もその環境に応じたものを使用しており、1000gU/Lと高濃度の硝酸ウラニル溶液を扱う、ウラン溶液蒸発缶ではTi材が用いられている。ウラン存在下での硝酸溶液中のTi材の腐食評価はこれまでも報告されているが、高濃度のウラン溶液の試験データの報告例は少ない。そこで、東海再処理工場にあるウラン溶液蒸発缶(第2段)での腐食評価を行った。評価項目として、蒸発缶胴部の肉厚測定及び内部の腐食状況の目視観察を実施し、その結果、気相部の減肉量は約0.13mmで、運転時間(約20000時間)から求めた腐食速度は約0.06mm/yであり、液相部の減肉量は0.03mmで、超音波接触子の精度$$pm$$0.1mmを考慮すると腐食はほとんどないことがわかった。また、蒸発缶の内部観察の結果では、減肉が認められた気相部表面にはざらつきが見られたものの、減肉していない液相部及び伝熱管では金属光沢を呈していた。今回の試験結果から蒸発缶の腐食しろがなくなるまで今後10年以上運転が可能であるが、予防保全の観点から今後も継続して腐食評価を行っていく。

口頭

東海再処理施設のウラン脱硝塔の運転経験

磯崎 敏彦; 白土 陽治; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 内田 豊実; 中村 芳信

no journal, , 

ウラン脱硝塔は、硝酸ウラニル溶液(以下、UNH)を、流動層を用いた直接脱硝法により三酸化ウラン粉末(以下、UO$$_{3}$$)に転換する装置であり、高濃度のUNHを取り扱うため晶結しやすく、施設建設当初に設置の分離精製工場のウラン脱硝塔(MP脱硝塔)では、噴霧ノズル(以下、ノズル)の先端部での閉塞を防止するなどの課題があった。このため、流動層の安定化及びノズルの挿入位置の最適化により噴霧状態の安定化を図り、ノズルの閉塞防止及びノズルケーキの生成を抑制させ、連続運転を可能とした。一方、ノズルケーキの影響を少なくするためにUO$$_{3}$$粉末の抜き出しにオーバーフロー方式を採用した新設のウラン脱硝施設のウラン脱硝塔(DN脱硝塔)は、MP脱硝塔で得られた知見を反映させ、噴霧エア流量とUNH供給流量の流量比の最適化を図るとともにノズルの製作及び組立精度を向上させるためのノズル先端部外筒の削り出し一体加工及び外筒内へのUO$$_{3}$$粉末の巻き込みを防ぐためのフラットタイプ型外筒を採用するなどの技術改良を行った。これらによりノズルの閉塞防止を図り1か月以上の安定した連続運転を可能とした。

口頭

高放射性廃液から発生する水素の測定及び解析,1; 高放射性廃液貯槽のオフガス中の水素濃度測定と解析

富山 祐弘; 安田 猛; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 白土 陽治; 中村 芳信; 衣旗 広志*; 小玉 貴司*; 中野 正直*; 玉内 義一*; et al.

no journal, , 

東海再処理工場の高放射性廃液貯槽(5基)のオフガス系配管にサンプリングラインを設け、オフガス中の水素濃度の測定を行い、高放射性廃液中から発生する水素量を求め、設計との比較を行った。水素濃度は、シリンジによりオフガスを採取し、ガスクロマトグラフィを用いて測定した。HALWの液組成についてはORIGEN値から評価した。結果、高放射性廃液貯槽から発生する水素濃度は、パルセーション(脈動)作動後、2.0$$sim$$2.5ppmで推移するが、パルセーションを停止すると経過時間とともに低下し、約1.3ppmで平衡に達する傾向が確認された。これはパルセーションによる撹拌効果により、HALW中に溶解している水素が放出されている可能性を示唆している。評価液組成から求めた水素濃度は約800ppmであるが、実測値は数ppmオーダーであり、非常に小さい。これは、既報のコールド試験の結果として報告しているHALW中のPdによる水素消費反応による、水素濃度の低下の可能性を示している。

口頭

高放射性廃液貯蔵工程オフガス処理系の運転管理

蔦木 浩一; 吉野 保之; 青山 和明; 富山 祐弘; 内田 豊実; 中村 芳信

no journal, , 

高放射性廃液貯槽のオフガスは、洗浄塔で洗浄されフィルタでろ過された後、主排気筒から放出される。高放射性廃液貯蔵場では、当初、純水を連続供給しオフガスの洗浄を行っていたが、廃液が多く発生するとともにオフガス系へ移行した硝酸根を除去しきれず高性能フィルタが目詰まりすることがあった。このため、廃液及び廃棄物の低減を目的とし水酸化ナトリウム水溶液での洗浄に変更した。洗浄塔をアルカリ管理することで廃液発生量を従来の1/10以上に低減し、さらにフィルタの目詰まりを防止することができた。また、オフガス系フィルタの交換実績からフィルタの線量上昇を与えている原因を特定し、作業手順の標準化を図ることで交換回数及び廃棄物を低減し、さらに作業員への被ばく量を低減することができた。フィルタ交換に際し、被ばくに寄与する核種を検証するため、高放射性廃液貯槽の貯蔵中の高放射性廃液からオフガス系に移行する放射性核種の調査を行った結果、洗浄塔で捕集される放射性核種は、$$^{137}$$Cs, $$^{134}$$Cs, $$^{106}$$Ruがほとんどを占め、移行率についてはいずれも10$$^{-10}$$オーダー(1/day)で、揮発性とされるルテニウムにも違いは認められなかった。

口頭

高放射性廃液から発生する水素の測定及び解析,2; 水素濃度の測定値と解析値の比較

衣旗 広志*; 小玉 貴司*; 中野 正直*; 玉内 義一*; 松岡 伸吾*; 富山 祐弘; 安田 猛; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 白土 陽治; et al.

no journal, , 

模擬高放射性廃液で確認したパラジウムによる水素消費反応が高放射性廃液にも起きていることを確認するために、前報で報告した高放射性廃液貯槽のオフガス中の水素濃度と模擬廃液実験の結果から計算される水素濃度の比較評価を行った。水素濃度の計算に使用したモデルは、模擬高放射性廃液を用いたコールド試験結果より、攪拌状態や放射線分解によって発生する水素が放出される水面面積等を考慮したモデルで計算を行った。計算結果と実測したオフガス中の水素濃度を比較評価した結果、攪拌状態の不確定さがもたらす範囲内で同程度の値であることが確認された。この結果より、模擬高放射性廃液での試験で確認されたパラジウムによる水素消費反応は、実高放射性廃液でも起きている可能性が示唆された。これは、原子力機構と日本原燃との共同研究で実施した成果を2件のシリーズで発表するものであり、本発表は日本原燃が行う。

口頭

東海再処理施設における硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理,1; 東日本大震災における健全性確認と緊急安全対策

高橋 直樹; 中村 芳信; 大部 智行; 佐本 寛孝; 生田目 聡宏; 星 貴弘; 倉林 和啓; 向 泰宣; 木村 雄一; 栗田 勉

no journal, , 

本報は、硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理に関する4報のシリーズ報告の最初の報告として、プルトニウム転換技術開発施設を中心とした、(1)東日本大震災における被害状況とその復旧、(2)設備の健全性確認に向けた取り組み、及び(3)震災後に実施した緊急安全対策の概要について報告する。

口頭

溶解槽燃料装荷バスケットの遠隔操作による肉厚測定

横田 知; 畑中 聡; 藤森 真仁; 下山田 哲也; 中村 芳信

no journal, , 

せん断した使用済燃料を溶解する機器である溶解槽は、溶解部及び貯液部(材質:SUS310系)で構成される。溶解部に設置されている燃料装荷バスケット(材質:SUS304L)は、溶解槽での溶解後に溶け残った使用済燃料の被覆片を溶解槽から取り出すための機器である。溶解は高温, 高酸濃度下で行うため、溶解槽内は高い腐食環境であり、過去には腐食故障が生じたことから、遠隔補修装置を開発し、補修後は遠隔による溶解槽の肉厚測定を定期的に実施している。一方、燃料装荷バスケットは、更新時に破壊検査による肉厚測定を実施したのみであり、燃料装荷バスケットの腐食傾向の把握及び遠隔操作による非破壊検査方法の確立を目的に燃料装荷バスケットの肉厚測定の方法を検討し、その測定技術を確立した。

18 件中 1件目~18件目を表示
  • 1