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報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

論文

Evaluation on maintenance technology developed in Tokai reprocessing plant

山村 修

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

東海再処理工場がこれまで約30年間に経験してきたトラブル事象を分析し、保守技術開発の観点から有用な知見が得られた機器故障に焦点を絞って、復旧の過程を解析,再処理施設の保守技術の特徴と開発成果,将来プラントに活かすべき経験等について報告する。

論文

Development of safeguards and maintenance technology in Tokai Reprocessing Plant

山村 修; 山本 隆一; 野村 茂雄; 藤井 靖彦*

Progress in Nuclear Energy, 50(2-6), p.666 - 673, 2008/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.64(Nuclear Science & Technology)

東海再処理工場は、1977年9月ホット試験開始から2006年10月末まで1123トンの使用済燃料を処理してきた。この30年間の運転を通し、IAEAの保障措置の適用にあたっても、東海再処理工場は非核兵器国における保障措置概要の実施,国際的な信頼性の向上に大いに貢献した。また、この間の運転を通し、多くの技術的困難を克服し、保守技術の確立を果たし、安定で信頼性のある運転を確保してきた。本報では東海再処理工場の開発してきた保障措置及び保守技術が六ヶ所再処理施設に反映され、かつこれまでの知見が次世代再処理技術の構築に貢献し得る点を述べる。

論文

Historical role of the Tokai reprocessing plant in the establishment of safeguards technologies

山村 修; 山本 隆一; 野村 茂雄

Journal of Nuclear Materials Management, 36(3), p.36 - 45, 2008/00

東海再処理工場がIAEAによる保障措置技術開発の実証の場として機能し、我が国の核不拡散政策の実践例となり、大型商用再処理工場である六ヶ所再処理施設の保障措置技術の確立に貢献した経緯について、東海再処理工場のプロセス設計思想との比較,核燃料物質の管理手法,査察の効果と効率向上への取組み、今後の展開等の視点から分析評価した。

論文

東海再処理工場における保守技術開発に関する分析評価

山村 修; 山本 隆一; 野村 茂雄

日本原子力学会和文論文誌, 6(4), p.491 - 502, 2007/12

東海再処理工場(TRP)は、軽水炉の使用済燃料を処理対象として1960年代から1970年代にかけて米,仏,英,独,露で設計・建設された第一世代の再処理工場と同じ範疇になるが、純民生用施設としては世界初の実用規模の施設である。TRPが約30年間に経験してきたトラブル事象を分析し、保守技術開発の観点から有意義な機器故障に焦点を絞って、復旧の過程を解析し、再処理施設の保守技術の特徴と開発成果、将来プラントにおける考え方を検討した。

論文

放射性廃棄物に関する知見と課題の展開

山村 修

エネルギー政策研究特別号,3, p.53 - 58, 2006/06

放射性廃棄物問題のうち、中・低放射性廃棄物の管理と減容への課題として東海再処理工場における低放射性廃棄物の管理の事例を紹介するとともに、今後の展開について私見を記す。また、高放射性廃棄物の処分問題として海外施設の動向を紹介しながら日本への知見の反映に関する私見を記す。

報告書

軽水炉再処理及びMOX加工技術の国際競争力に関する調査

山村 修*; 湯本 鐐三; 横内 洋二*; 久保 和美*; 田中 康博*

JNC-TJ9440 99-019, 106 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-019.pdf:4.03MB

軽水炉再処理及びMOX加工技術について、核燃料サイクル開発機構殿(以下「サイクル機構」という)が開発・所有する技術の適切な移転及び施設の活用方策の検討に資するため、これらの技術が国際競争力を持つために必要な諸課題の調査を行うと共に、軽水炉でのプルトニウム利用に関して、主にアジア地域を対象としたマーケットニーズを調査するものであり、次の3項目に分けて調査した。(1)サイクル機構が開発した軽水炉再処理及びMOX加工技術が国際競争力を持つための諸課題(技術的課題以外)の調査(2)軽水炉再処理技術が国際競争力を持つための技術的な課題の調査(3)軽水炉でのプルトニウム利用に関する海外マーケットニーズの調査(1)について、輸出入及び核燃料輸送に関わる法的規制をサーべイし、次いで海外の再処理及びMOX関連企業の取り組み状況の調査、再処理等の事業展開を図る際の基本的要件及び事業化方策の検討、さらに、国際競争力を確保するための課題を整理した。(2)について、国内保有技術を基本として処理能力400tU/年のモデルプラントを設定し、国際競争力の更なる向上を目指した技術的課題を摘出した。課題の摘出の考え方は、コスト低減化および安全性向上を年頭において、1)プロセスの簡素化・装置の小型化、2)廃棄物発生量の低減、3)装置信頼性の向上、4)廃棄物処分の考慮、5)環境対策の考慮、の五つの観点から検討した。(3)について、アジア地域のエネルギー需要と電力事情、原子力発電開発状況などを調査し、原子力発電に伴う使用済燃料の発生量及び蓄積量を検討し、使用済燃料の蓄積プレッシャーから潜在的な再処理需要を推定した。これから韓国、台湾、中国における再処理及びMOX加工施設の導入時期及び規模を予測した。これらの調査・検討に当たって、海外に営業拠点を有する企業(富士電機(株)、日揮(株))の協力を得た。

報告書

プルトニウム平和利用に関する核不拡散対応技術の今後の研究開発の展開及び原子力開発技術における核不拡散分野への国際貢献に関する調査研究

山村 修*; 下吉 拓治*

JNC-TJ1420 99-023, 493 Pages, 1999/03

JNC-TJ1420-99-023.pdf:35.75MB

本調査研究では、サイクル機構が進めるプルトニウム平和利用技術に係わる核不拡散対応技術について、今後の研究開発の展開を探るとともにサイクル機構の技術と核不拡散分野における国際貢献について考察を行った。(1)核不拡散抵抗性技術、(2)透明性向上方策、(3)余剰核兵器解体Puの処分に係る国際協力と技術的課題、の3テーマについて調査を行い、最新の研究動向について分析を行った。主要国におけるこの分野の第一線の研究者を招いて研究動向について情報を入手するとともに、会議を開催してこれらの問題に対して広く一般の理解増進を図った。その結果、核不拡散に係る技術開発及び国際協力の現状と今後の展開方向に関し、様々な角度からの知見を得ることができた。

論文

Disruption and erosion on plasma facing materials with Oarai hot-cell electron beam irradiating system (OHBIS)

宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 竹林 修市*; 河村 弘

Fusion Technology 1998, 1, p.161 - 164, 1998/00

核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/m$$^{2}$$である。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.6$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$(照射温度283$$^{circ}$$C)で照射した2次元CFC材に500MW/m$$^{2}$$$$times$$40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になること、及び損耗深さは中性子照射量の増加とともに微増することが明らかとなった。これは中性子照射による熱伝導率の低下が試料の加熱部分を拡大させたことにより、損耗重量及び深さが増加したと考えられる。

報告書

先進的核燃料リサイクルの研究開発の現状と展開

山村 修

PNC-TN1410 96-039, 51 Pages, 1996/07

PNC-TN1410-96-039.pdf:6.6MB

エネルギー源のベストミックスをめざし主要先進各国は、基軸エネルギーとしての原子力開発利用を推進している。しかしウラン資源から燃料をつくり、軽水炉で一度だけ使用するワンススルーサイクルのみでは、ウラン資源は有効利用できない。長期的な世界の需要を満たす適性価格の確認ウラン資源は、来世紀中頃には使い尽されると予想される。1)また使用済燃料中に生成したプルトニウムの潜在蓄積量は、確実に増加しており、2000年には約1600トンに達するとの試算がある。2)生成したプルトニウムを回収し、エネルギー資源として利用することで、プルトニウム潜在量の低減、使用済燃料の減容化、さらには環境負荷の軽減が達成できる。使用済燃料を再処理して原子炉内で新たに生成したプルトニウムや燃え残りのウラン等を回収し、再度核燃料として軽水炉や高速増殖炉で有効に利用する核燃料サイクルが実現出来れば、核燃料資源の利用効率が飛躍的に向上し、原子力発電によるエネルギー供給が数世紀にわたり可能となる。核燃料リサイクルの選択は、それぞれの国のエネルギー事情、使用済燃料管理や核不拡散の政策等に応じてなされるものであるが、わが国はエネルギー安全保障上有効なプルトニウムを利用する核燃料リサイクルの確立に向けた着実な努力を積み重ねている。高速炉を中心とするプルトニウム利用の核燃料リサイクル体系を強化し、実用化するためには、経済性、信頼性、安全性等の向上のみならず、核不拡散性への配慮、環境保全性など、社会の多様なニーズに対応できる革新的技術の可能性を追及し、技術の選択の幅を広げていくことが重要である。「先進的核燃料リサイクル」は、こうした観点にもとづき、平成6年原子力委員会の「原子力の研究、開発及び利用に関する長期計画(原子力長計)」において新しく研究開発の推進が提言された。現在原子力委員会の下に設置された核燃料リサイクル計画専門部会および先進的核燃料リサイクル検討分科会において、先進的核燃料リサイクルの具体的な研究開発の進め方が検討されている。ここでは先進的核燃料リサイクルの技術開発の取り組みについて、現状と展開を紹介する。

論文

Performance study of the cryogenic system for ITER CS model coil

加藤 崇; 濱田 一弥; 河野 勝己; 松井 邦浩; 檜山 忠雄; 西田 和彦*; 本田 忠明*; 種田 雅信*; 関口 修一*; 大都 起一*; et al.

ICEC16/ICMC Proceedings, p.127 - 130, 1996/00

ITER中心ソレノイド・モデル・コイル実験用冷凍機を製作した。本冷凍機は、冷凍能力5kW(4.5K)又は液化能力800l/hの能力を有し、原研のこれまでの技術開発結果を用いて開発した大型ヘリウム冷凍機である。本論文において、設計諸元を紹介すると共に計測した本システムの熱力学的特性結果を報告する。

論文

先進的MOX燃料サイクルの技術開発

野村 茂雄; 山名 元; 山村 修

エネルギーレビュー, 16(4), p.12 - 17, 1994/00

PUREX再処理工程を大巾に簡素化し、遠隔MOX燃料製造と組み合わせる事で、経済性と廃棄物問題について抜本的な改良を図ったプラント概念を紹介する。PUREX工程を共除染工程だけに削減する事で再処理設備費を大巾に削減するという基本方針を紹介した上で、再処理の単サイクル抽出工程、補完技術の導入について説明し、その効果を解説する。低除染化に対応する遠隔式のMOX製造技術に関して、振動充填燃料の紹介と、これへの見解を紹介する。簡素化再処理と燃料製造を組み合わせた一体型プラントの概念とこの経済性についての紹介を行う。

論文

The Fifteen-year operation and a future prospect of Tokai Reprocessing Plant

山村 修; 小山 兼二; 杉山 俊英

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00

東海再処理工場は我が国の再処理工場として、1977年にホット試験を開始して以来、1992年末までに約680トンの燃料を処理してきた。ホット試験開始に当たっては、日米原子力協定に係る政府間交渉を余儀なくされたが、爾来、原子力平和利用の国是と核不拡散の観点に立脚して、保障措置分野においても積極的な取り組みを行い、非核兵器保有国の再処理施設として世界的にも認知っされた存在となっている。本工場は運転開始以来15年をけみし、再処理技術の国内定着という所期の使命はほぼ達成したといえるが、引き続き再処理技術の高度化や高速炉燃料サイクルの確立に向け、来世紀以降も我が国の原子力開発の中枢として活用を図って行く計画である。

報告書

Safety Operation of Tokai Reprocessing Plant

山村 修; 山内 孝道; 高橋 啓三; 杉山 俊英; 久野 祐輔; 中井 俊郎; 小林 健太郎

PNC-TN8100 92-004, 79 Pages, 1992/01

PNC-TN8100-92-004.pdf:9.53MB

1992年1月21日に第3回原子力安全国際フォーラム(原子力安全委員会主催)が東京で開催された。本フォーラムにおいて、山村再処理工場長が「東海再処理工場の安全運転(SafetyOperation of Tokai Reprocessing Plant)」と題して講演を行い、また、パネルディスカッションでは「最近の主なトラブル(Recent Major Incidents at TRP)」と題して報告を行った。本レポートは、フォーラムに用いた予稿(英文及び和文)、口頭発表原稿(英文及び和文)及びOHPを取りまとめたものである。

報告書

使用済燃料再処理500トン達成成果報告

山村 修; 秋山 孝夫; 杉山 俊英; 池田 久; 岩崎 省悟; 山本 徳洋; 植田 晴雄

PNC-TN8410 91-169, 166 Pages, 1991/05

PNC-TN8410-91-169.pdf:4.56MB

東海再処理工場は、昭和52年9月22日日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の使用済燃料のせん断をもってホット試験を開始した。以来今日まで、酸回収蒸発缶、酸回収精留塔、濃縮ウラン溶解槽の腐食に起因するトラブル等幾多の困難を克服しつつ、平成2年11月には累積処理量500tonを達成するに至った。これを記念して、平成2年12月20日に勝田市長寿荘において、事業所長以下約500名以上の参加者の下「使用済燃料再処理500トン達成報告会」を開催した。本報告書は、同報告会の内、山村処理部長及び秋山工務部長からなされた成果報告の発表内容を取りまとめたものである。

報告書

The Operational Experience at Tokai Reprocessing Plant-Record of Oral Presentetion at RECOD'91-

宮原 顕治; 山村 修; 高橋 啓三; 杉山 俊英; 山本 徳洋; 池田 久

PNC-TN8440 91-022, 42 Pages, 1991/04

PNC-TN8440-91-022.pdf:1.87MB

仙台において,1991年4月15日から4月18日にかけて,燃料再処理及び廃棄物の取扱に関する第3回国際会議"RECOD'91"が,海外からの参加者160名を含め約620名の参加のもと開催された。本会議において,山村 再処理副工場長から"東海再処理工場の運転経験"と題した口頭発表を行った。発表では,1971年に東海再処理工場の建設を開始してから今日までの経緯の概要を説明すると共に,特に,1988年から1989年にかけて行った計画停止期間中の改良工事及びその結果,更に,東海工場の将来展望等について説明を行った。本レポートは,この発表に用いた予稿及び口頭発表原稿並びにスライド原稿を取りまとめたものである。

論文

動燃における使用済燃料再処理技術の開発

山村 修

電気協会雑誌, (733), 12 Pages, 

None

論文

先進的核燃料リサイクルの技術開発

山村 修

エネルギー, 28(10), 71-74 Pages, 

None

論文

BATCHWISE DISTRIBUTION STUDIES OF ACTINIDES ON TRUEX PARTITIONING METHOD BY USE OF HIGH LEVEL LIGUID WASTE

佐藤 宗一; 西田 恭輔; 久野 祐輔; 舛井 仁一; 山内 孝道; 山村 修

GLOBAL'93, , 

再処理工場から排出される高放射性廃液からのアクチニド元素を回収することは、廃棄物処理処分の見地から数年来求められてきた。再処理工場では、アルゴンヌ国立研究所から提案されているOctly(phenil),N,N,diisobutyl carbomoly methyl phosphine oxide(CMPO)を用いて、アクチニド元素のような長半減期元素を他の核分裂生成物から分離するための検討を行ってきた。また、CMPOを用いて、東海再処理工場の高放射性廃液からアクチニド元素(U,Np及びAm)の分離試験を行った。本検討の結果、アクチニド元素の回収案として次の方法が提案できる。Npは、主プロセスの加温により、プロダクト流へ移行させる。また、他のアクチニドは、HAWよりもむしろラフィネート流からCMPO/TBP-ドデカンにより回収する。Npも場合によっては、上記CMPO/TBP-ドデカンプロセ

論文

TRANSMUTATION OF FISSION PRODUCTS THROUGH ACCELERATOR

中村 寿; 谷 賢; 高橋 武士; 山村 修

OECD/NEA PT, , 

オメガ計画に則り、加速器による核分裂生成物の消滅研究を実施した。この内で、セシウム、ストロンチウなど、中性子では消滅しにくい長寿命核種の消滅に光核分裂反応を応用する研究を実施した。その結果、性能の良い加速器で生成される巨大共鳴領域の単色ガンマ線によって消滅に伴うエネルギーバランスが改善されればその応用が可能であることが分った。さらに、光核反応を用いた消滅システムについて成立性の研究を進めた。

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