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論文

1F見学会; 福島第一原子力発電所見学報告、追録

須藤 俊幸

原子力・放射線部会報(インターネット), (19), P. 15, 2016/12

経済産業省の汚染水処理対策委員会トリチウム水タスクフォースの報告書では、薄めて海に放出する方法が最もコストが安く最短で処分できると評価されていることに関し、その放射能がどの程度のものなのか把握するための一助として、原子力発電所や再処理施設からの放出量と比較について述べた。

論文

福島第一原子力発電所現状視察

須藤 俊幸

技術士, 28(11), p.8 - 11, 2016/11

福島第一原子力発電所の事故から5年が経過し、原子力・放射線部会では発電所の現状を自ら確認し、技術士として情報発信すべく見学会を主催した。集合地点から発電所間の移動の際の風景、発電所での各原子炉、汚染水処理、構内、労働環境の改善等の状況について報告する。廃止措置に向けて現場は変化し続け、必ずしも順調とはいえないが粘り強く地道に進展している。関係者の真摯な努力と使命感に感銘を受けた。

報告書

次世代再処理施設の設計検討に供する臨界安全制限寸法等のデータ

須藤 俊幸; 福島 学*

JAEA-Data/Code 2011-021, 91 Pages, 2012/02

JAEA-Data-Code-2011-021.pdf:3.57MB

将来の再処理施設を考える場合には、軽水炉ウラン燃料のみならず、軽水炉MOX燃料、さらには高速炉燃料も取り扱う可能性も考えられ、さまざまなプルトニウム富化度,プルトニウム同位体組成を持つ使用済燃料の再処理に対し、合理的な臨界安全管理・設計を検討していく必要がある。既存の臨界安全ハンドブック等では、プルトニウムの多様な組成に対する十分なデータが記載されておらず、また、中性子吸収材を使用した場合のデータや、円環槽に関するデータはほとんどなく、過度に保守的となるデータを使用するか、個別に臨界計算する必要があった。本検討では、将来の再処理施設の機器の臨界安全設計検討に活用すべく、複数のプルトニウム富化度、プルトニウム同位体組成に対し、無限円筒、無限平板、有限円環槽を対象に、硝酸ウラン、プルトニウム混合溶液に対するkeff(+3$$sigma$$)$$leq$$0.95を満たす制限寸法を計算し、グラフ,表にまとめた。また、得られた結果より、臨界安全管理方法の選定において配慮すべき事項についてまとめた。

報告書

Supplemental study on dose control for a criticality accident

金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2011-004, 12 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2011-004.pdf:0.97MB

東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。これまでに実施した、線量評価及び管理法に関する考察であるJAEA-Technology 2009-043「臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察」では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、作業地点の線量率の再評価を行い、個人線量から推定される線量率と比較し60-80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、線源から100m程度までと、それから遠方の距離における放射線の減衰の仕方の違いに着目し、方対数/両対数プロットの妥当性、及びプロット点数の影響について検討した。その結果、中性子線の高い線量場における作業に対する線量管理のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度,(2)作業者の当該作業以外の線量,(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度を持って作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲,測定点の数の持つ意味合いについて取りまとめた。

報告書

事故時線量に関する補足的検討

金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2010-042, 11 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-042.pdf:0.94MB

東海村臨界事故は、原子力の緊急事態に関する対応を検討する貴重な材料と考えられる。これまでに実施した、線量評価及び管理法に関する考察であるJAEA-Technology 2009-043「臨界事故終息作業時の線量管理方法の考察」では、臨界事故終息作業時の線量管理方法について考察を行った。その結果、40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎に、線量の再評価を行い、個人線量と比較し60-80%程度の精度で一致することについて述べた。本報では、線源から100m程度までの距離と、それから遠方の距離における放射線の減衰について、方対数/両対数プロットの妥当性、及びプロット点数の影響について検討した。その結果、中性子線の高い線量場における作業の、線量評価等のための線量の目安について、(1)作業者の年間線量限度、(2)作業者の当該作業以外の線量、(3)測定誤差、の三点を考慮し、年間20mSvの2分の1の10mSv程度とすることにより、安全裕度をもって作業できることを確認するとともに、実際の線量管理を行ううえでの、両対数の利用できる範囲、測定点の数の持つ意味合いについて取りまとめた。

論文

平成22年度技術士第二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る; 選択科目の設問と解説,1

佐々木 聡; 須藤 俊幸; 原田 晃男; 栗原 良一; 山本 和喜; 土田 昇; 清水 勇; 野村 俊文

原子力eye, 57(1), p.66 - 75, 2011/01

平成22年8月8日に実施された技術士第2次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、選択科目のうち「核燃料サイクルの技術」,「放射線利用」,「放射線防護」の問題と解答のポイントを解説した。

論文

平成22年度技術士第二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る; 全体解説と必須科目の設問と解説

佐々木 聡; 須藤 俊幸; 山本 和喜

原子力eye, 56(12), p.66 - 73, 2010/12

平成22年8月8日に実施された、技術士第二次試験「原子力・放射線部門」の筆記試験に関し、22年度及び過去6回の試験の出題を踏まえて、原子力・放射線部門の技術士第二次試験の出題傾向と対策について解説するとともに、本年度の設問のうち必須科目の問題と解答のポイントを解説した。

報告書

A Study on dose evaluation for Tokaimura criticality accident termination

金盛 正至; 須藤 俊幸; 田中 憲一*; 高田 純*

JAEA-Technology 2010-025, 11 Pages, 2010/08

JAEA-Technology-2010-025.pdf:1.55MB

1999年9月、東海村のJCO臨界事故の終息作業を行うにあたり、事前に中性子線と$$gamma$$線の測定を行い作業計画を立案したが、作業の結果作業員の線量は沈殿槽近傍で事前評価の約50倍程度となった。本報告書では、はじめに事前評価が約50分の1の評価となった原因を探り、その原因に対する考察を行った。さらに、同様な臨界事故が発生した場合の、放射線の事前評価方法について報告する。臨界事故時の線量測定にあたっては、レムカウンタによる測定など、手法は妥当なものであった。しかし、臨界発生地点と測定地点の間に、コンクリート等水分を含む建材を使用した建物・構造物がある場合、中性子線・$$gamma$$線は、遮蔽あるいは散乱しその比率も変化する。特に、距離が100m程度以上の遠距離データの取り扱いには注意を要する。臨界事故時には、作業地点の線量予測をする際に100mより遠い地点の線量測定値を含めたことに加え、距離-線量率の関係をsemi-logプロットして外押して予測を行ったため、臨界事故地点近傍の線量予測が低い値となった。本報では、臨界発生場所から、建築物等による、遮蔽・散乱のほとんどない40m程度から100m程度までの近距離の測定結果を基礎にlog-logプロットの外押により線量を評価した。

報告書

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト); 工学規模ホット試験施設の設計検討(中間報告)

中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 俊幸; 小坂 一郎; 中崎 和寿; 須藤 真也; 中村 友隆; 中林 弘樹; 林 直人; 角田 大作

JAEA-Technology 2008-077, 276 Pages, 2008/12

JAEA-Technology-2008-077.pdf:25.66MB

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクルの実用化を目指した研究開発として、「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)」を2007年度より実施している。再処理システムの研究開発においては、要素技術開発成果に基づき工学規模ホット試験を実施して革新的技術やシステム,プラントに関する性能,運転・保守等に関する実証データを提示するとともに、得られた技術的知見を実証施設の設計に反映することを計画している。本報告書は、上記の先進湿式法再処理システムについて工学規模ホット試験を行うための施設に関する設計検討の中間報告である。本報告書では、試験施設の設計成果に加えて、工学規模ホット試験の位置づけ,試験施設に求められる要求仕様や施設基本計画についても整理を行った結果も取りまとめた。また、本書では検討の幅を広げるために実施した幾つかのケーススタディの結果についても示した。

論文

A Development and an application of MIXSET-X computer code for simulating the purex solvent extraction system

石田 倫彦; 須藤 俊幸; 大森 栄一; 野尻 一郎

GLOBAL2001, 1(40), 0 Pages, 2001/00

核燃料サイクル開発機構では、1970代より東海再処理施設の溶媒抽出工程における核種の挙動を解析すべく計算コードMIXSETの整備を行ってきた。本報告では、最新版のMIXSET-Xに至るMIXSET開発の経緯及びMIXSET-Xの特徴、さらにはMIXSET-Xを応用して行った東海再処理施設の安全性確認作業について報告する。

報告書

海外出張報告書 臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)(1)本文 (2)資料集

須藤 俊幸

JNC-TN8200 2000-006, 443 Pages, 2000/07

JNC-TN8200-2000-006.pdf:41.45MB

2000年3月末に米国ニューメキシコ州アルバカーキ市で開かれた米国エネルギー省(DOE)の臨界安全技術プロジェクトワークショップ(NCTSP)に参加したので報告する。NCTSPは、DOE関係者の臨界安全に関わる者が、DOEの臨界安全プログラム(NCSP)の一環として情報交換や業務逐行上の改善点について議論の場をもつもので、毎年1回開催しているものである。参加人数は約100名強である。NCTSPの後には臨界安全に関するANS-8基準の更新、改訂、新規策定のための委員会会合が行われた。これらの会合への自由なコメントを歓迎するという立場から、外部の者も自由な参加ができる。NCSPは7つのタスク(臨界実験、ベンチマーキング、核データ、解析手法、データの適用範囲及び限界、情報保存と普及、トレーニングと資格制度)があり、それぞれの活動状況について報告された。また、東海村のJCO臨界事故に対するDOE、NRC及びその所管施設の対応、DOEのガイド(G)/オーダー(O)の改訂内容についての説明と議論などがなされた。会場の雰囲気はDOE臨界関係者の内輪の会議といったものであり、発表内容や議論については、組織、規制等の体系、プログラム・プロジェクトの名称やその計画等の背景情報が分からないと把握するのがむずかしい面があった。しかし、DOEといういくつもの核物質取扱施設を有する巨大な組織が、総体として臨界安全確保の維持と向上に努力を示す態度、継続的かつ体系的、実用的なプログラム活動には敬服させられるものがある。本ワークショップに関する背景情報やレポート類のほとんどがウェブサイトを通して公開されており、情報の共有化が図られている。本報告では、これらの関連内容も盛り込むとともに、参考として関連ウェブサイトのアドレスをできる限り記載した。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

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。

報告書

東海再処理施設の複数ユニットの臨界安全評価

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

JNC-TN8410-99-055.pdf:2.98MB

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。

報告書

抽出計算コード; MIXSET-X

内藤 大志; 須藤 俊幸; 麻川 和宏*; 柏木 栄介*

JNC-TN8400 99-005, 273 Pages, 1999/03

JNC-TN8400-99-005.pdf:10.02MB

ミキサ・セトラ型の連続抽出器を用いた使用済核燃料再処理の溶媒抽出工程を対象とした定常状態及び過渡変化のシミュレーションを行う計算コードであるRevised MIXSET(PNCT841-79-26)を改良し、MIXSET-X(ミックスセット・テン)を開発した。Revised MIXSETは8成分、6化学反応の計算を対象とした大型計算機上のコードであったが、MIXSET-Xでは、FP、TRUを含めた31成分の分配係数式及び、合計45の化学反応速度式を内蔵し、将来の拡張も比較的容易である。コーディングについては全面改訂を実施し、計算の安定性を改善するため従来の数値解法を見直して陰解法スキームに基づく数値計算手法を採用すると共に、機種依存のコードは極力排除した。また、単純な貯槽モデルを新たに導入してプロセス液のフィードバックを模擬した計算を可能とし、簡易的な溶媒劣化計算の機能も組み込んだ。MIXSET-Xでは、各成分毎に複数の分配係数を内蔵し、計算インプット上でそれらを選択することが可能である。また、内蔵した化学反応速度式の速度を計算インプット上で調節することが可能であり、化学反応速度を0とすることによって反応を抑制することも可能である。本計算コードによって、東海再処理工場の抽出工程全体の同じ計算が可能となった。今後、内蔵した種々の分配係数及び化学反応式について、工場の運転データ等との比較・検討を予定している。

報告書

東海再処理施設の事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討

大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 小坂 一郎; 駿河谷 直樹; 清水 義雄; 角 洋貴

JNC-TN8410 99-005, 274 Pages, 1999/02

JNC-TN8410-99-005.pdf:19.02MB

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の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、上記の安全性確認作業のうち、東海再処理施設の事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討並びに仮想的事故の評価についてまとめたものである。事故の拡大防止策及び影響緩和策の検討では、有機溶媒火災、ヒドラジンの急激な分解反応、放射性物質の漏洩、短時間の全動力電源の喪失を想定した検討を行い、火災、爆発に対するフィルタの有効性や漏洩に対する回収系の有効性等を確認し、一部漏洩に伴う事故拡大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。また、仮想的事故の評価では、溶解槽の臨界事故、抽出器の有機溶媒火災事故を想定した評価を行い、東海再処理施設と一般公衆との離隔が適切に確保されていることを確認した。

報告書

東海再処理施設の臨界安全、遮蔽設計基本データの確認

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

JNC-TN8410-99-003.pdf:5.49MB

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。

報告書

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認

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

JNC-TN8410-99-002.pdf:38.89MB

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、機器内臓放射能量、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。

論文

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故に関する検討

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:83.33(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$$beta$$核種で1$$sim$$4GBq、$$alpha$$核種で6$$times$$10-4$$sim$$9$$times$$10-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で1$$times$$10-3$$sim$$2$$times$$10-2mSvと評価した。

論文

使用済燃料再処理時の$$^{85}$$Kr放出量と計算値との比較

須藤 俊幸; 山口 俊哉; 永里 良彦; 山本 徳洋

動燃技報, (99), p.99 - 104, 1996/09

東海再処理工場で再処理時に放出される$$^{85}$$Krについて再処理キャンペーン全体の放出量及び燃料処理バッチ単位での放出量とORIGEN2コードによる計算値との比較を行った。合わせて、燃料せん断時に放出される$$^{85}$$Krの全放出量に対する割合についても報告する。キャンペーン全体の$$^{85}$$Kr量の比較では、計算値/測定値の比(C/M)は0.94$$sim$$1.06とよく一致している。処理バッチ単位では、C/MはPWR燃料で0.79$$sim$$1.17、BER燃料では0.77$$sim$$1.28であり、計算値と測定値はPWRの方が比較的よく一致している。一方、燃料集合体せん断時のKr放出割合はPWR燃料で1$$sim$$6%と小さく、BWR燃料では0$$sim$$32%とばらつき、照射燃料のパンクチャー試験の文献データの傾向と一致するものであった。

報告書

Graphics and tables of the SCALE 27-group ENDF/B-IV cross-sections library

須藤 俊幸; 高橋 有紀*

PNC-TN8450 96-006, 91 Pages, 1996/08

PNC-TN8450-96-006.pdf:2.29MB

SCALEコードシステム内の27群核断面積ライブラリは汎用の臨界解析用ライブラリであり、十分な検証が行われ、臨界評価において最もよく使用されるものの1つである。このライブラリのデータを視覚的に表現することで、各種の核データの特性を把握し、臨界評価を行う方々にいくらかでも役立つものとすべく、ライブラリに含まれる約80核種の核データについてグラフにまとめた。グラフには、全断面積、吸収及び捕獲断面積、核分裂断面積と核分裂当たりの中性子発生数の積を含めた。また、便利のために、これらに加えて弾性及び非弾性散乱断面積、核分裂断面積並びに核分裂当たりの中性子発生数の数値データを表として記載した。

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