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論文

Feasibility study of advanced measurement technology for solution monitoring at reprocessing plant; Dose rate measurement for the solution including Pu with FP

松木 拓也; 山中 淳至; 関根 恵; 鈴木 敏*; 安田 猛; 蔦木 浩一; 富川 裕文; 中村 仁宣; LaFleur, A. M.*; Browne, M. C.*

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 8 Pages, 2017/07

東海再処理施設(TRP)では、高放射性廃液貯槽(HAW貯槽)で貯蔵している核分裂生成物(FP)を含んだ高放射性廃液(HALW)中に含まれるプルトニウム(Pu)量の監視を目的とした新たな検出器の開発を2015年から2017年までの計画で進めている。これによりHALW中のPu量をリアルタイムに監視することが可能となるため、国際原子力機関が長期課題として掲げている「より効果的・効率的な再処理施設の保障措置」に貢献することが可能となる。本計画の第2段階では、第3段階として予定しているHAW貯槽を格納しているセル内の放射線(中性子及び$$gamma$$線スペクトル)測定用検出器の遮へい設計及び設置位置の検討に必要なセル内の線量分布を調査するため、HAW貯槽セル内に設置しているガイドレール中の線量測定、及び線量分布のMCNPシミュレーション計算結果との比較を実施した。本論文では、セル内の線量測定結果、シミュレーション計算結果との比較により明らかとなったシミュレーションモデルの改良点、今後の展開について報告する。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士一次試験「原子力・放射線部門」; 専門科目の解説

高橋 直樹; 鈴木 惣十; 齋藤 拓人; 上野 隆; 阿部 定好; 山中 淳至; 谷川 聖史; 中村 大司; 佐々木 俊一; 峯 忠治

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 20 Pages, 2017/05

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度に実施された技術士試験(原子力・放射線部門)一次試験の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、専門科目の解答と解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士等が作成を行ったものである。

論文

Feasibility study of advanced technology for Pu with FP solution monitoring; Overview of research plan and modelling for simulation

関根 恵; 松木 拓也; 鈴木 敏; 谷川 聖史; 安田 猛; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文; LaFleur, A. M.*; et al.

EUR-28795-EN (Internet), p.788 - 796, 2017/00

国際原子力機関(IAEA)は、再処理施設の保障措置をより効果的・効率的に実施するための手法として、核物質の動きを監視するため、リアルタイム測定技術開発の必要性を長期課題として掲げている。この課題を解決するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、核分裂性物質(FP)を含まない精製後のPuを含む溶液中のPu量を監視するシステム(中性子同時計数法)を設計・開発している。再処理施設にはFP及びPuを含む溶液も存在することから、FP存在下においてもPu量の測定が可能な検出器の技術開発を日米共同研究として、2015年から3年間の計画で東海再処理施設の高放射性廃液貯蔵場(HALW)にて実施している。まず、第一段階として、検出器開発のための放射線輸送計算コード(MCNP)計算モデルの作成に必要となる、高レベル放射性廃液(HALW)貯槽の設計情報の調査及び、実際の廃液を採取し、Pu濃度、密度、同位体組成比、核種等の特定を行った。また、Ge半導体により分析したスペクトルデータから各ピークを抽出し、高射性溶液から放出される$$gamma$$線源ファイルを、PHITSを用いて作成した。これらの結果は、検出器選定、その遮蔽及び検出器の設置場所を選定するために実施するMCNPの基礎データとして利用する予定である。さらに、検出器の設置場所の検討として、廃液貯槽があるセル外壁において利用可能な放射線を調査するため、$$gamma$$線及び中性子検出器による連続測定を実施し、シミュレーションと比較した。$$gamma$$線測定についてFP由来の$$gamma$$線の影響を受けないとされる3MeV以上の高エネルギー領域も測定した結果、セル外における廃液貯槽由来の放射線測定は難しいことが分かった。本発表においては、研究計画、HALWの組成調査結果及び高放射性溶液の線源ファイルの作成、セル外壁における放射線測定結果について報告する。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

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

平成22年度技術士第一次試験「原子力・放射線部門」専門科目の解説(中); 原子力分野

夏目 智弘*; 中野 誠*; 原田 晃男; 山中 淳至; 栗原 良一

原子力eye, 57(4), p.72 - 76, 2011/04

2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本号では、出題された35問のうち原子力分野の14問について設問と解答の解説を行う。

報告書

地震時にせん断荷重を受ける機器据付ボルトの耐震裕度に関する一考察

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。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価; 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

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。

報告書

東海再処理施設での再処理試験に用いる軽水炉高燃焼度燃料等の内蔵放射能量

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。

論文

信頼される技術者を目指して

山中 淳至

原子力eye, 56(9), p.66 - 67, 2010/09

東海再処理施設での日々の業務から考える仕事を進める中で心がけていること、今後、自分が目指すものについて述べる。

論文

東海再処理工場における溶液測定モニタリングシステムの開発・設置

佐藤 武彦; 山中 淳至; 鹿志村 卓男; 山本 徳洋

サイクル機構技報, (11), 75-80 Pages, 

1995年、IAEAは保障措置の強化・効率化の枠組みのなかで東海再処理工場に対し、保障措置の改良計画(11タスク)を提案した。そのタスクの一つが主要槽の溶液測定モニタリングシステム(SMMS)の開発・設置であり、JASPASのタスク(JA-6)として開発が行なわれた。本システムは1999年に設置工事及びIAEAによるアクセプタンステストを終了し、現在のフィールドテスト中である。本システムの目的は、主要槽に対するIAEAの独立測定がメインであり、その他に運転状態の確認及びC/Sがある。本システムはFKMPである入・出量計量槽(各1基)及びIKMPであるプルトニウム製品貯槽(7基)と製品貯槽に付属しているポット(1基)の液位等を連続的に監視・記録し、査察官室のコンピュータへデータを転送している。本システムのオーセンティケーション機能としては機器異常等の検知・記録機能等がある。本報では、本シス

口頭

東海再処理工場ウラン溶液蒸発缶の蒸発蒸気配管の腐食調査,1; 蒸発蒸気配管の腐食状況

山中 淳至; 佐藤 武彦; 中島 正義; 石山 港一; 内田 直樹; 角 洋貴; 大村 政美

no journal, , 

ウラン脱硝施設は硝酸ウラニル溶液を流動床により直接脱硝法でUO$$_{3}$$粉末に転換するための施設であり、ウラン溶液蒸発缶は、約400gU/Lの硝酸ウラン溶液(UNH)を約1000gU/Lまで蒸発濃縮し、ウラン脱硝塔に供給するための機器である。ウラン溶液蒸発缶(以下、蒸発缶)での蒸発濃縮に伴い発生した蒸発蒸気は、ウラン溶液蒸発缶の頂部に接続された蒸発蒸気配管を通り、気液分離器(以下、デミスタ)を経て蒸発缶凝縮器で凝縮され、洗浄塔へ送られる。今回、当該施設にて蒸発缶-デミスタ間の蒸発蒸気配管に著しい腐食が発生したため、当該配管の外観,内表面の観察及び肉厚測定等の腐食状況の調査を実施した。

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

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,7; 高放射性廃液貯蔵工程におけるヨウ素-131の挙動調査

白土 陽治; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 岸 義之; 磯部 洋康

no journal, , 

I-131は高放射性廃液中に含まれるCm-244等の自発核分裂により生成する。MOX使用済燃料には通常の軽水炉燃料より多くのCmが含まれていることから、今後の高燃焼度燃料・MOX使用済燃料再処理の基盤データとしてI-131の工程内挙動の把握を実施した。調査の結果、高放射性廃液貯槽のCm-244濃度から求めたI-131の発生量及びオフガス中のI-131量から求めたオフガス中(アルカリ洗浄塔)への移行割合は約0.1%である。また、オフガスのアルカリ洗浄液中のI-131の濃度が検出下限値以下であることから、高放射性廃液中で発生したI-131はほとんど溶液中に留まると考えられる。

口頭

回収ウラン粉末の物性調査

村上 学; 山中 淳至; 中澤 豊; 後藤 雄一; 白土 陽治; 内田 豊実

no journal, , 

使用済燃料から回収したウラン粉末には、ごく微量のU-232が含まれており、このU-232の娘核種であるBi-212, Tl-208が$$gamma$$線源となり、ウラン粉末を貯蔵する容器表面の線量率を上昇させるため、当該ウラン粉末を再利用する際の作業員の外部被ばくが問題となる。このため、貯蔵期間の異なるウラン粉末のBi-212, Tl-208含有量と線量率の関係を調査した。さらに、ウラン粉末は高い吸水性を有していることから、長期貯蔵下における、ウラン粉末中の含水率も調査した。調査の結果、Bi-212, Tl-208の含有量はORIGEN値をもとに計算した結果と分析値がおおむね一致し、貯蔵容器の表面線量率と、ウラン粉末中のBi-212, Tl-208の含有量に良い相関があることが認められた。また、含水率については貯蔵容器への充填時のデータと比較しても上昇は見られず、ウラン粉末長期貯蔵下における貯蔵容器の気密性に問題のないことを確認した。

口頭

高度化ガラス固化溶融炉の開発,17; 高粘性ガラス中の白金族元素の形態及び堆積状態評価

山中 淳至; 宮内 厚志; 守川 洋; 捧 賢一; 山下 照雄

no journal, , 

工学規模ガラス溶融炉試験で採取した流下ガラス及びドレンアウト後の炉底部残留ガラスに存在する白金族元素の析出形態及び堆積状態を調査し、それらの粘性(降伏応力,残留粘度)に対する影響について検討した。

口頭

高度化ガラス固化溶融炉の開発; ガラス中の白金族元素の形態及び堆積状態評価

宮内 厚志; 山中 淳至; 守川 洋; 捧 賢一; 山下 照雄

no journal, , 

溶融ガラス中の白金族元素は、ガラスの粘性を変化させ、ガラスの流下性に影響を与える。白金族元素を含むガラスの抜き出し条件を確立し、高度化ガラス固化溶融炉開発に反映するためには、溶融ガラスの粘性などに影響する白金族元素の濃度のほか、ガラス中の白金族元素の形態及び堆積状態などを把握し、それらの粘性への影響を評価する必要がある。そのため、本件では、ガラス中の白金族元素の形態,堆積状態を調査するとともに、それらの粘性に対する影響について評価した。また、溶融中の白金族元素の成長(Aging)や堆積状態(Accumulation)変化のメカニズムに関する試験の1つとして、ガラスを静置溶融させた条件での白金族元素の沈降堆積試験を行った。

口頭

核燃料サイクルに関するアメリカの研究開発

山中 淳至

no journal, , 

アメリカの核燃料開発に関する歴史と現状及びINLの研修で学んだことについて紹介する。

口頭

東海再処理施設の緊急時における安全対策,1

岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等

no journal, , 

高放射性廃液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、電源車からの給電系統を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; コンクリートセル内における$$gamma$$線スペクトル測定のための最適化設計

鈴木 敏; 関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

原子力機構は、保障措置の効果的・効率性の観点から、再処理施設に保管されている核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を東海再処理施設において平成27年度より実施している。今年度は、コンクリートセル内において高放射性溶液タンクから発生する$$gamma$$線及び中性子線を測定しPu量との関連性を検討する予定である。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、人が立ち入ることのできないコンクリートセル内における高線量$$gamma$$線スペクトルを計測するための検出器の選定及び計測回路の窒息現象を回避するための遮蔽等による測定手法の最適化、また約1.7mコンクリート壁と通してセル内へ挿入する治具(スラスタ)への収納方法及びスラスタ形状の最適化設計ついて報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

口頭

FPを含むプルトニウム溶液モニタリング技術開発; シミュレーションによるコンクリートセル内$$gamma$$線スペクトル評価

関根 恵; 松木 拓也; 山中 淳至; 中村 仁宣; 富川 裕文

no journal, , 

再処理施設には、核分裂生成物(FP)を含むプルトニウム(Pu)溶液や固体廃棄物が在庫及び保管廃棄物として保管されている。これらのFPを含むPu溶液は高い放射線量のため接近が困難であり、直接的にPu溶液の継続的な監視や検認を行う技術が無い。そのため、原子力機構は核物質の透明性確保の観点から、FPを含むPu溶液を非破壊で継続的に測定・監視するための新しい技術開発を平成27年度より開始した。本ポスター発表では、東海再処理施設の高放射性廃液貯槽の放射線特性評価として、コンクリートセル内における高放射性廃液貯槽のモデル化、実際の高放射性廃液組成に基づく$$gamma$$線スペクトル評価及び線量分布について報告する。※本技術開発は、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として実施している。

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