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m fully depleted CMOS/SOI digital logic devices槇原 亜紀子*; 浅井 弘彰*; 土屋 義久*; 天野 幸男*; 緑川 正彦*; 新藤 浩之*; 久保山 智司*; 小野田 忍; 平尾 敏雄; 中嶋 康人*; et al.
Proceedings of 7th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-7), p.95 - 98, 2006/10
RHBD(Radiation Hardness by Design)技術を用いてSEU(Single Event Upset)/SET(Single Event Transient)対策ロジックセルを、沖電気の完全空乏型0.15m CMOS/SOI民生プロセスを用いて設計し、製造したサンプルデバイスの放射線評価を実施した。SETフリーインバータと呼ばれるSET対策付きインバータ構造を有するロジックセルは、非常に優れたSET耐性を示すが、面積・動作スピード・消費電力のペナルティも大きいため、本研究では、最低限の耐性を維持しつつペナルティを低減するための設計の最適化をMixedモードのTCAD(Technology Computer Aided Design)シミュレータを用いて行った。その結果、LET(Linear Energy Transfar)が64MeV/(mg/cm
)までは、本研究により最適化されたロジックセルが宇宙用として有用であることを示した。
槇 彰
サイクル機構技報, (14), p.39 - 63, 2002/03
再処理プロセスには、金属イオンの濃度、硝酸の濃度、制御温度が異なるなど様々な腐食条件が存在している。東海再処理施設においては、枢要な機器の腐食故障が発生したが、材質の変更や施工技術の開発などを行い、機器の更新や補修を行ってきた。調査した機器の腐食状況、腐食試験の結果、機器の健全性確認として実施した肉厚測定結果について述べる。
大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁
JNC TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11
JNC-TN8410-2001-023.pdf:30.98MB
本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
山内 孝道; 槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎; 村山 保美
JNC TN8410 2001-012, 184 Pages, 2001/05
JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB
本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
三浦 昭彦; 佐藤 嘉彦; 鈴木 弘; 小山 智造; 槇 彰
サイクル機構技報, (8), p.1 - 12, 2000/09
1997年(平成9年)3月11日に、動燃事業団(現、サイクル機構)東海事業所アスファルト固化処理施設において火災爆発事故が発生した。サイクル機構は、事故発生直後に編成された事故調査委員会やこれに引き続き設置されたフォローアップ委員会に調査の結果を報告するとともに、1999年3月に事故調査委員会以来の調査結果を報告した。この中で、火災事故の原因は、エクストルーダ内部での塩の濃縮や堆積によりアスファルト混合物の温度が上昇し、蓄熱の結果硝酸塩/亜硝酸塩とアスファルトの暴走反応に至ったと結論した。本報告では以上の結論にいたる各種調査・試験の結果と、事故にいたる事象の進展について説明する。
大森 栄一; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰; 山内 孝道
JNC TN8410 2000-003, 93 Pages, 1999/10
JNC-TN8410-2000-003.pdf:4.92MB
核燃料再処理施設に設置される各機器内では、プロセス液中に内蔵する放射性核種の崩壊に伴う放射線分解に起因し、水素を含むガスが発生することで知られている。水素は機器内空間で爆発下限界濃度に達し、かつ着火源が存在すると爆発を生じる可能性がある。こうした施設では、基本的に機器内から着火源を排除するよう考慮がなされているが、爆発事故防止の観点から機器内の水素濃度を爆発下限界に達しないよう管理することが重要である。今回、東海再処理施設の安全性を上記の観点で確認するため、本施設に設置される各機器の水素濃度を機器に供給される気体量を考慮して評価した。また、誤操作等が原因で機器内に供給される気体量が減少する場合も想定して、水素濃度が爆発下限界濃度を超えないように管理する方法についても検討した。その結果、運転管理を適正に行うことにより、殆どの機器において水素濃度が爆発下限界未満に抑制されることが確認できた。水素濃度が爆発下限界に達する可能性がある機器については、設備の改善等が必要であることが示された。
佐野 雄一; 佐藤 宗一; 久野 剛彦; 大森 栄一; 中村 博文; 槇 彰
JNC TN8410 99-049, 94 Pages, 1999/08
東海再処理施設の安全性確認作業の一環として、工程で使用されている化学物質であるヒドラジンの化学反応に関する検討を行った。検討の内容は、コールドビーカー試験による高温硝酸溶液中でのヒドラジン分解反応生成物や反応速度の検討、東海再処理工場におけるプルトニウム製品溶液の分析、海外再処理施設におけるアンモニアに関する事例の調査検討、抽出工程におけるヒドラジン分解反応の検討である。検討の結果、コールドの条件ではヒドラジンの分解反応式、反応速度をほぼ解明できた。しかし硝酸プルトニウムとの共存系である実溶液の測定結果と整合しないことから、ホット試験による確認が必要であることが判った。また、抽出工程におけるヒドラジン分解反応の検討においても、生成物があるアジ化水素、アンモニアのいずれも安全上問題となることはないことが判ったが、計算値と実測値との整合性の観点から、今後実工程での実測調査により挙動の解明を行うことが望ましい。
米谷 雅之; 小山 智造; 槇 彰; 山内 孝道
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 0 Pages, 1999/08
アスファルト施設の火災・爆発事故の調査として、当時の運転状況の調査、廃液やアスファルト固化体の分析などを行い、ドラム充てん後のアスファルト混合物の発熱反応挙動を化学的挙動として評価し、反応に寄与する要因を得た。この要因を考慮した模擬アスファルト混合物を調整し、DSC, C80などの熱量計用いて、発熱反応の特性を評価した。
三浦 信之; 近藤 恒; 砂押 三喜也; 笹山 康夫; 黒沢 明; 早川 剛; 槇 彰
JNC TN8410 99-022, 136 Pages, 1999/07
本資料は、東海再処理施設においてこれまで得られた技術・知見等を六ヶ所再処理工場の建設・運転に資するべく、平成11年6月24日に青森県六ヶ所村で開催した「東海再処理施設技術報告会」の予稿集及び口頭発表OHP、パネル展示資料を当該報告会資料集としてまとめたものである。
槇 彰; 野尻 一郎; 中村 博文; 藤田 秀人; 山内 孝道
JNC TN8440 99-002, 366 Pages, 1998/11
東海再処理施設では、施設及び各工程に安全設計、安全対策を施すと共に、各工程毎に運転要領書等を定め、安全に十分留意して運転を実施してきたが、平成9年3月に東海再処理施設の一つであるアスファルト固化処理施設において火災爆発事故が発生した。この事故の反省から自主保安の一環として最新の知見やこれまでの運転経験等を取り入れて東海再処理施設の安全性を再度確認することとした。確認作業に当たっては、(1)施設、設備及び運転体制の確認、(2)運転実績、放射線管理実績や保守、改造実績の調査、(3)過去の事故や故障の施設への反映状況調査等を行うとともに、(4)事故の発生防止策の検討、(5)事故時の拡大防止策及び影響緩和策の検討を実施した。本資料は、アスファルト固化処理施設の火災爆発事故で得られた教訓を風化させることなく、技術の伝承・共有化に資するために、東海再処理施設安全性確認として実施した上述の調査及び検討結果についてまとめたものである。
中村 博文; 槇 彰; 藤田 秀人; 久江 正; 高江 秋義; 宮本 正紀; 金森 定
JNC TN8410 99-004, 1679 Pages, 1998/11
JNC-TN8410-99-004(1).pdf:46.84MBJNC-TN8410-99-004(2).pdf:38.58MBJNC-TN8410-99-004(3).pdf:33.27MB
平成9年3月に東海再処理施設の一つであるアスファルト固化処理施設において火災爆発事故が発生した。この事故の反省から自主保安の一環として最新の知見やこれまでの運転経験等を取り入れて東海再処理施設の安全性を再度確認することとし、(1)事故の発生防止策の検討、(2)事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討及び(3)臨界や放射線しゃへいに関する安全設計の基礎データの確認作業等を実施した。本資料ではこの内、各工程の事故の発生防止策の検討作業について報告する。事故の発生防止策の検討では、これまで東海再処理施設の設置時に検討した事象や国内外の評価事例などを考慮した上で、再度各工程で想定される異常事象を最新の知見(HAZOP及びFNEA)を取り入れて摘出し、その事象進展から事故の発生防止策を検討した。その結果、東海再処理施設で事故の想定される工程に対して約4000件にのぼる異常状態を検討し、その中から異常事象に発展する可能性のある事象進展を約700件摘出して発生防止策の有無、妥当性を検討した。検討した事象については、その殆どが既存の施設で事故の発生防止の為の十分な対応が取れていることを確認し、さらに、幾つかの工程については安全性を高めるための運転要領書の改訂や設備の改善する項目が明確になり、今後対応することとした。
須藤 俊幸; 清水 義雄; 中村 博文; 野尻 一郎; 槇 彰; 山内 孝道
JNC TN8410 99-003, 69 Pages, 1998/11
東海再処理施設の安全性確認の一環として、昭和40年代に設計された東海再処理施設の初期の施設の臨界安全及び遮蔽設計で用いられた基本データについて、最新の知見を基に妥当性を確認した。臨界安全設計では、設計に用いた機器の寸法、U,Puの質量、濃度等に関する臨界値並びに制限値が妥当であることを確認した。遮蔽設計では、設計に用いた「遮蔽厚-許容線源強度グラフ」では一部必要な遮蔽厚を過小評価するおそれのある箇所が見られたが、評価の条件を安全側に設定していることにより、必要な遮蔽厚が確保されていることを確認した。ただし、小型試験設備では、取扱う放射能量を制限する必要が生じた。また、臨界安全に関してはU,Puの移動に係る運転管理状況の妥当性についても確認を行った。その結果、溶液処理系のバッチ処理の移動では、誤って移動を行ったときに臨界のおそれのある移動経路でのU,Pu濃度確認の信頼性を強化する措置を行うこととした。これ以外の移動経路では、単一の故障あるいは誤操作によって臨界安全上問題となる移動は実施されないことを確認した。
大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰
JNC TN8410 99-002, 205 Pages, 1998/11
アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設について最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認に使用した基本データの確認についてまとめたものである。設計基準燃料、放射能収支、機器内蔵放射能量、実効線量当量の計算方法などについて、最新のコードやこれまでに得られた実データなどを使用して整理し、公衆の被ばく評価上重要な機器を洗い出した。また、整理されたデータを使用して放射線分解発生水素の検討を行い、火災爆発防止に係る改善項目を摘出し設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。
米谷 雅之; 小山 智造; 槇 彰; 山内 孝道
7th International Conference on Radioacti, 0 Pages, 1998/00
平成9年3月11日に動燃東海アスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故の原因について調査した。エクストルーダからアスファルト混合物を充てんされたドラム内において、発熱をともなう化学反応が継続し、十数時間後にドラム内のアスファルト混合物が自己発火した。ドラムに充てんされたアスファルト混合物内にて弱い発熱反応が継続し、長時間の蓄熱後、アスファルト混合物は自然発火したものと推定した。廃液の化学分析、アスファルト固化体の熱分析などから、原料アスファルトと塩との反応を詳細に調査した。発火したアスファルト混合物を製造していた時、アスファルト混合物の製造速度が低く、エクストルーダシャフトのトルクが高く、充てん中のアスファルト混合物が柔らかかった。これらから、アスファルト混合物が高い粘性を有し、粘性による発熱から充てん時のアスファルト混合物の温度が高い可能性があった。推定の妥当性を確認するために、模
小山 智造; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 須藤 俊幸; 菊地 直樹; et al.
日本原子力学会誌, 40(10), p.740 - 766, 1998/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.70(Nuclear Science & Technology)アスファルト固化処理施設の火災爆発事故について、科技庁の事故調査委員会及びフォローアップ委員会に報告してきた内容を紹介する。火災原因は現在も検討を続けており完全に究明できた状況ではないが、エクストルーダ内での物理的発熱と、ハイドロパーオキサイドやパーオキサイドを経由した空気中の酸素を取り込んでの酸化反応等による化学的発熱の可能性が高いと考えられる。爆発原因は加熱されたドラムから発生した可燃性混合ガスが、換気系フィルタの閉塞により滞留し、槽類換気系の逆流空気により酸素濃度が上昇し爆発範囲内の予混合気体を生成し、自然発火したドラムにより着火したものと考えられる。事故による放射性物質放出量は
核種で1
4GBq、
核種で6
10-4910-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で110-3210-2mSvと評価した。
川口 昭夫; 槇 彰; 山内 孝道; 照井 新之助; 小形 佳昭; 柴田 里見; 狩野 元信
PNC TN8440 97-020, 111 Pages, 1997/03
平成8年度東海事業所安全総点検は、平成8年12月11日(水)及び12日(木)の2日間にわたり実施された。今回の安全総点検では、平成8年7月16日(TVF換気系等の一時停止)、平成8年8月22日(再処理第1変電所の一時停電)に発生した2件の電気関連のトラブルに鑑み、点検項目中の個別重点項目の取組状況として「電気関連設備の安全確保」が盛り込まれ、これに伴い電気関係設備の点検が実施されることとなった。実施の具体的な対応については、特別高圧及び高圧電気設備を運転管理する建設工務管理室と低圧電気設備を運転管理する再処理工場工務部技術課で対応した。又、プル工場設備課の協力も得て実施した。本資料はこの電気関係設備の点検対応のために作成し、説明資料としてとりまとめたものである。
伊波 慎一; 野上 隆雄; 槇 彰; 小形 佳昭; 竹下 健二*; 丸石 正美*; 熊谷 幹郎*
動燃技報, (98), p.32 - 42, 1996/06
東海再処理工場では、より一層のよう素放出量の低減化と同時に廃棄物減容化のため、平成元年度から耐水性に優れかつ廃棄物の減容率が高い銀添疎水性吸着材(AgP)に着目して、これらに関する研究開発を進めてきた。本研究開発では、このAgPについて吸着材の担体構造、銀分散性等の物性及びよう素吸着過程について研究を行い、よう素を吸着する最適条件を明らかにすると同時に、この条件を得るための製造方法、実用化に向けての大量製造方法、安全性及び減容化についての検討、試験を行ってきた。本報告では、これらの内容について紹介する。
福田 一仁; 小形 佳昭; 槇 彰; 福有 義裕; 小林 健太郎; 田中 伸幸
動燃技報, (96), p.71 - 75, 1995/12
再処理工場において放射性流体の液位・密度等の物理量は主にエアーパージ測定法によって測定されている。本測定法は放射性流体に導圧管を挿入するだけで検出部には可動部を全く持たないため、原子力関係施設では、幅広く採用されている。その一方で導圧管先端部に溶液からの塩の析出・蓄積等原因で頻繁に導圧管を詰まらせる問題点もよく知られている。導圧管の詰まりは、液位・密度といった物理量の測定を異常にし、工程監視に影響を与える。そのため、計測系を正常にするための詰まり除去の保全作業は、膨大な量となっている。以上の問題点を解決するため、導圧管の詰まりが計測系に異常をきたす前に予知し、導圧管を開放状態にすることなく詰まりを除去する装置を開発したので報告する。
渡辺 敦; 内田 豊実; 松田 昇; 滝 清隆; 槇 彰; 秋山 莞爾
動燃技報, (88), p.76 - 79, 1993/12
東海再処理工場のウラン脱硝施設(DN施設)は、脱硝工程の長期連続運転を達成し、再処理工場の円滑な運転を目指すことを目的として、新たに建設された施設である。しかし、これまでの運転では1t/日の設計能力相当で約1週間の連続運転実績を有するものの、硝酸ウラニル「以下HNH」を噴霧するノズルの閉塞事象が頻繁に発生し長期連続が困難な状況にあった。このため種々の試験を行いノズル閉塞の主要因子を解明し、DN施設に於ける長期連続処理運転を可能とする運転方法を確立した。運転データの調査・解析の結果以下のことがわかった。(1)DN施設の脱硝塔の停止要因の約80%が噴霧ノズルの閉塞に起因するものである。(2)ノズル閉塞防止のため定期的に実施していた硝酸及び純水による噴霧ノズルの洗浄(ノズルクリーニング)は、その実施の度にノズルが閉塞気味となり最終的に完全閉塞となる。(3)脱硝塔への供給UNHの濃度の上昇ととも
山之内 種彦*; 新谷 貞夫*; 福島 操*; 野島 康夫*; 槇 彰*
PNC TN841 81-37, 100 Pages, 1981/03
トリチウムは,水素の同位体で12.36年の半減期を持ちベーター線を放出する核種であり,原子炉の運転中に一次冷却水中及び燃料中で生成される。燃料中で生成したトリチウムは,燃料の破損部分から冷却水中へ広散するが,その量は1%以下であり,大部分は使用済燃料中に含まれて再処理工場へ運ばれて来る。動燃再処理工場においては,1977年9月のJPDR燃料せん断開始以来,1980年末の使用前検査完了までに約80トンの国内の軽水炉(BWR,PWR)の使用済燃料の処理を行って来た。この処理を通して各工程のトリチウム量及びトリチウムの環境放出量の測定を行ない,そのデータをもとに再処理工場におけるトリチウムの挙動の検討を行った。その結果,次の点が明らかになった。(1)再処理工場のトリチウムのmainpathway(主たる経路)は,酸回収系であった。(2)環境へ放出されるトリチウムの燃料中での生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対する比率は,大気(BWR,PWR)が約1%,海洋がBWRの場合2030%,PWRの場合3545%であった。(3)溶解工程以降で確認されたトリチウムの総量は燃料中の生成量(計算値:ORIGEN‐73)に対してPWR燃料の場合約50%であり,残り約50%が確認できなった。(4)この50%の不足分は,計算コード及び原子炉の運転中にハルへ移行するトリチウムによるものと考えられる。米国の実験によれば,ハルへ移行するトリチウムの割合は燃料の線出力に依存し,数%90%と変動する。BWR燃料とPWR燃料処理時のトリチウムの環境放出量の差は,この線出力の違いによるものと考えられる。
