検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 27 件中 1件目~20件目を表示

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

核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査,3; 放射線分解水素爆発事象の事故影響評価手法に関する基礎的データ

石田 倫彦; 林 芳昭*; 上田 吉徳*; 吉田 一雄

日本原子力学会和文論文誌, 9(1), p.71 - 81, 2010/03

原子力発電施設を対象としたリスク情報活用が実用段階を迎えるなか、核燃料施設のリスク情報活用に資する核燃料施設の特徴を踏まえた確率論的安全評価(PSA: Probabilistic Safety Assessment)の確立が望まれている。こうした状況を踏まえ、核燃料施設事故影響評価手法調査専門委員会では、平成16年度より日本原子力研究開発機構からの受託業務として、核燃料施設のPSA手法のうち、特に事故時の影響評価のための解析手法に重点をおいてPSAに適用可能な解析手法について調査検討を実施してきた。本報では、再処理施設における放射線分解水素ガスの爆発事象に着目し、事故シナリオ検討及び事故影響評価に関する調査結果を紹介する。

論文

核燃料施設の事故影響評価手法に関する調査,4; 火災爆発事象の影響評価手法の検討

阿部 仁; 田代 信介; 上田 吉徳*

日本原子力学会和文論文誌, 9(1), p.82 - 95, 2010/03

再処理施設や核燃料加工施設のような核燃料施設(NFF)に対する確率論的安全評価(PSA)の適用に向けた検討に資することを目的として、「核燃料施設事故影響手法調査」特別専門委員会が、(独)日本原子力研究開発機構からの委託の下、(社)日本原子力学会に組織された。同委員会では事故事象の定量的評価あるいはNFFに対するPSAの適用によってもたらされるリスク情報を活用した安全規制の確立のために必要となる有用な情報を収集することである。同委員会ではおもに、NFFにおいて想定される環境への放射性物質の放出を伴う主要な異常事象(例えば、臨界,溶融ガラス漏洩,水素爆発,放射性溶液の沸騰,火災(含,TBP錯体の急激な熱分解)等)進展の解析手法の調査を実施してきた。これらの調査結果を6報のシリーズにまとめて報告する。そのうち本報では、火災爆発事象に対する安全性の評価のための基礎データ及び評価手法に関する調査結果をまとめたものである。

論文

PUREXウラン逆抽出工程でのエントレインメント及びオーバーフロー発生の濃度プロファイルへの影響

上田 吉徳

日本原子力学会誌, 42(10), p.1093 - 1103, 2000/10

供給流量過負荷等によりエントレインメントやオーバーフロー等が発生する。その濃度プロファイルに与える影響の評価は、運転中の対応方法や抽出装置及び工程の合理化を検討する上で重要である。以上より、開発した計算コードにより解析したエントレインメント及びオーバーフロー発生の濃度プロファイルへの影響について述べる。これらの濃度プロファイルへの影響は、定格運転中に通常想定される運転条件変動に起因する影響よりもかなり小さく、従来よりも抽出装置の合理化や柔軟な運転対応ができる可能性が得られた。

論文

オブジェクト型抽出工程シミュレーションコードの開発

加瀬 健; 渡部 雅之; 藤田 雄二; 上田 吉徳

サイクル機構技報, (4), 27-35 Pages, 1999/00

先進リサイクル研究開発部では、先進核燃料リサイクルプラントの設計研究を効率的、定量的に進めていくためのツールとして、抽出工程シミュレーションコードの開発を行っている。設計研究のツールとしては、工程やプロセス機器の変更に応じたコードの改造等に柔軟かつ容易に対応することが要求される。そこで、この要求を満たすために、開発におけるオブジェクト指向型の化学プラント用解析ソフトウェアの利用を提案し、これを利用したプルトニウム分配工程モデルを作成した。本報告では、プルトニウム分配工程モデルの概略及び同モデルを利用した解析例について述べることとする。

報告書

液流動異常発生の濃度プロファイルへの影響; 再処理ウラン逆抽出工程でのオーバーフロー流及びエントレインメントの発生

上田 吉徳; 藤川 克巳*; 塩浦 隆生*

JNC TN8400 99-002, 36 Pages, 1998/11

JNC-TN8400-99-002.pdf:1.81MB

目的:多段溶媒工程に用いる抽出装置は運転条件が設計条件に対して過負荷になると、エントレインメントやオーバーフロー流等の液流動異常が発生する。これらは工程内の濃度分布に影響を与えるので、従来抽出装置は、適用する運転条件範囲ではこれらの事象が発生しないように設計されてきた。しかし、避けるべき事象の本質は液流動異常の発生自体ではなく、それらによる工程内の濃度分布の変化が製品スペックの逸脱を誘発することである。そこで、エントレインメント及びオーバーフロー流発生が誘発する工程内の濃度分布の変化を解析し、抽出装置及び工程の設計や運転方法の合理化に反映する。方法:旧再開部EDSにて開発したオブジェクト型抽出工程計算コード[EASY]を用い、ウラン逆抽出工程を対象に、工程内部全段にて有機相、水相、及び両相でエントレインメント及びオーバーフロー流が発生した場合の工程内の濃度分布の変化を解析した。そして、それらの発生がない場合における有機相および水相供給流量の制御精度に起因する工程内の濃度分布への影響と比較した。結果:エントレインメント及びオーバーフロー流発生は有機相出口ウラン濃度の上昇を招くが、10%程度までの発生の影響は、定格運転中に通常想定される運転条件変動に起因する影響よりも1桁程度小さい。この関係は広範囲のフローシート条件下で認められた。結論:抽出工程フローシート設計においては、運転条件変動の工程内の濃度分布への影響をあらかじめ考慮して段数を決める。従って、以上の結果より、運転対応や装置設計において、エントレインメント及びオーバーフロー流発生の制限をある程度許容できる可能性が示された。以上を実際の設計に反映するためには、発生したエントレインメント及びオーバーフロー流の成分が通常の場合と同様の平衡関係を保っている領域を、実験的に確かめることが最大の課題となる。

報告書

CADデータ統合管理システムの開発

五十嵐 幸; 森田 英司; 上田 吉徳; 照沼 浩明*; 桜井 伸一*; 沢田 英明*

JNC TN8410 99-006, 32 Pages, 1998/09

JNC-TN8410-99-006.pdf:5.49MB

再処理技術開発部・プラント設計開発室高度情報化シミュレーションGr(以下。当Grと言う)は、RETF(Recycle Equipment Test Facility)の設計を円滑に進めるために、昭和63年に導入された「エンジニアリング情報管理システム」のサブシステムであるCAD(Computer Added Design)システムを使用して、REYF建家ならびに設計機器等の2次元図面化および3次元モデル化を行い、許認可を始めとする各種資料用図面の提供、3次元モデルの特徴を活かした画像あるいは映像の提供を行ってきた。更に、平成5年以降は、RETF設計協力で培った技術を応用して、他課室の施設および設備の保守・改造等へも積極的な協力を行っている。当Grでは、CADデータ入力の効率化ならびに画像出力依頼に迅速に対応するため、これまでに作成したほぼ全てのデータを管理している。また近年、施設図面等の電子化ならびに施設・設備の改造等へのCADシステム利用が多くなり、それに伴い当GrへのCADデータ入力および画像出力依頼も多くなり、管理すべきデータは更に多くなってきた。今回の報告は、これらのCAD入力データならびにそれらより生成される画像等の出力データをコンピュータ上で効率的に一元管理し、入力および画像出力依頼に対し迅速に対応することを目的として開発した「CADデータ統合管理システム」について、その経緯、システム内容、機能および効果について紹介したものである。なお、現在本システムを使用して管理しているCAD入力データ数は約2500件、画像ファイルは1600件である。

論文

核燃料再処理抽出プロセス計算コードへのObject DPSの適用(その1, その2)

上田 吉徳; 五十嵐 幸

ケミカルエンジニアリング, 43(3-4), 233, 300 Pages, 1998/00

9年11月に、ダイナミックシミュレーション用オブジェクト型汎用ソフト「Object-DPS」によるシミュレーション技術の事例発表会にて、講演を行ったが、その際の講演内容を掲載する。内容は上記外発資料(講演時のレジメ)と殆ど同一であるが、誌面の関係上、一部文章の変更と、内容を詳しく述べた部分を追加。本コードは、抽出装置内の現象の要素である「物質収支」、「抽出平衡」、「セトラ部」、「配管部」での液流動、液の「分流」、「合流」を模擬した基本モデルからなり、これらを評価対象に応じて組合せることにより、多様な事象の評価を柔軟に行うものである。これにより、液流動異常時濃度プロファイル、プロセス制御特性評価等の新規機能を実現している。本報では、再処理抽出プロセス概要、モデルの構造、基本的な数学モデル、モデルの特徴、モデルの構築の考え方を述べる。また、流動異常モデル、プロセスコントロールモデルについて、

論文

Computer code for Purex flowsheet simulation in abnormal hydraulic behavior of centrifugal contactor

上田 吉徳; 五十嵐 幸

Proceedings of 5th International Conference on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), Vol.3, p.798 - 805, 1998/00

多様なPUREX抽出工程モデルを柔軟にシミュレートし、将来のニーズに対応することを目的に計算コードを開発した。現バージョンは、液流動異常が抽出装置内で発生した際の濃度プロファイルを求めることができる。本コードは幾つかの小規模なモデル(それらは抽出装置内の基本事象を各々モデリングしている。)からなり、全体モデルはこれらをコンピュータ画面上で組合せて作成する。この特徴が、評価する事象、プロセス仕様に応じて、フローダイアグラムを書くように各モデルを、流路構成の制限をほとんど受けないで構築することを実現している。コードの概要、各モデルの考え方と数学的基礎、装置モデルの構成方法、評価例について本報は述べる。オーバーフロー現象の評価は、ウラン逆抽出工程では、有機粗出口方向への発生を特に考慮する必要を示している。(以上、上に挙げた2件の外発済ペーパーに記載されている範囲の内容であり、これらを原子力関係

論文

Reprocessing process in advanced fuel recycle system concept

上田 吉徳; 紙谷 正仁; 駒 義和; 小山 智造; 小島 久雄; 鹿倉 栄

Proceedings of 2nd International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems (GENES-2), 0 Pages, 1996/10

PNCが提案しているFBR先進的湿式サイクルのうち、再処理プロセスのアウトライン、バックグラウンド等について述べる。再処理工程は、単サイクルPu/U共抽出、低除染を特徴とし、抽出、Pu/U逆抽、U逆抽出の3バンクから成り、精製工程は不容となる。Pu/U逆抽出液はフローシート条件によりPu富化度をコア燃料製造条件に調整し、逆抽出Uはブランケット燃料製造とPu富化度調整に用いる。簡素化のキイは工程内液量の削除であり、晶析法を補完的に用い溶解液中のPu富化度を調整することにより、さらに簡素化され、抽出工程で扱う流量は、さらに半減、従来法と比較すると十数%程度となる。これらにより構成機器のみでなく、図速する不吊設備また、廃棄物等の大幅な削減が期待でき、経済性の向上が図られる。またPuはUと共に回収されるため核拡散抵抗性が強化される。燃料製造工程との一体化もさらにこれらの効果に寄与する。以上を、参

論文

Reprocessing process in advanced fuel recycle system concept

上田 吉徳; 紙谷 正仁; 駒 義和; 小山 智造; 小島 久雄; 鹿倉 栄

Proceedings of 2nd International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems (GENES-2), 0 Pages, 1996/00

PNCは、これまでの湿式再処理技術をベースに、経済性向上、放射性廃棄物低減、核不拡散抵抗性に優れたFBR先進的湿式サイクルを提案した。本プロセスは、燃料製造と再処理工程を一体化したものであり、ここでは再処理工程について述べる。再処理工程は、単サイクルPu/U共抽出、低除染サイクルを特徴とし、抽出、Pu/U逆抽出、U逆抽出の3バンクからなり精製工程は不要となる。Pu/U逆抽出液はフローシート条件のコントロールによりPu富化度をコア燃料製造条件に調整し、逆抽出ウランはブランケット燃料製造とPu富化度微調整に用いる。またさらなる抽出工程の負荷削減、簡略化として、溶解液中のPu/U富化度を晶析法により調整することにより、抽出と逆抽出バンクのみとなる可能性がある。このように、抽出装置、ベッセル、関連機器の数、容量、廃棄物処理プロセスや廃棄物の大幅な削減ができ、経済性の向上が図られ、またPuはUと共

報告書

解体機,せん断機,溶解槽及び清澄機等に係わる試験結果について

河田 東海夫; 上田 吉徳; 中川 林司

PNC TN8410 92-214, 19 Pages, 1992/10

PNC-TN8410-92-214.pdf:0.56MB

実高レベルラフィネートを用いたCMPO/TBP溶媒による向流抽出試験の結果から、TRUEX法に於けるアクチニド核種及びその他の核種の抽出、逆抽出挙動を示し、アクチニドの選択的逆抽出フローシート案を提示する。また実濃縮高レベル廃液を用いた試験結果を基にCMPO-金属錯体の第三相への分相特性を述べる。また湿式核種分離に密接に関連する、PUREXプロセスの改良研究についても紹介する。

論文

ソルトフリー電解酸化槽工学試験

上田 吉徳; 鷲谷 忠博; 河田 東海夫

動燃技報, (83), p.55 - 61, 1992/09

現在、軽水炉燃料の再処理工程には、ピューレックス法が用いられている。このピューレックス法を高速炉燃料及び高燃焼度軽水炉燃料の再処理工程に適用するには、工程からの含塩廃棄物の発生量を抑えること(ソルトフリー化)が重要課題の一つである。電解酸化槽は、電流により容易に反応を制御でき、外部からの試薬添加を必要としないことから、ソルトフリー技術に採用する要素技術として好ましい。本論では、東海事業所再処理技術開発部における電解酸化槽を用いたソルトフリー技術開発の概要とソルトフリー電解酸化槽工学試験の結果についてまとめた。

報告書

TRUEXプロセスデータ集

小沢 正基; 上田 吉徳; 安 隆己; 後藤 稔; 鷲谷 忠博; 清水 亮; 虎田 真一郎; 明珍 宗孝

PNC TN8450 90-008, 202 Pages, 1990/07

PNC-TN8450-90-008.pdf:3.13MB

1982年から1988年までのTRUEXプロセスに関する文献19件を要約するとともに、有益なデータを化学式、物性、抽出特性、溶媒劣化などの項目で収集・分類した。ただし一部のデータ(密度、沸点、粘度、表面張力、蒸気圧、発火点、引火点)は調査した範囲では見当たらず、空白となっている。これらは今後の調査を継続し、データが得られた段階で増補していきたいと考えている。また、このプロセスデータ集ではコンピュータによる検索などはできないが、最終的にはコンピュータにすべてのデータをインプットし、データベースとして活用できるようにする予定である。TRUEXプロセスの現状は、アメリカ、ヨーロッパ、日本などでトレーサを用いた分配試験やフローシート研究などが盛んに行われており、一部ではホット溶液を用いた試験も行われているなど、それぞれ進展が認められる。しかし本作業の結果、TRUEXおよびCMPOについての情報は非常に限られており、TRUEXプロセスを今後確認発展させていく上で早急に補充しなければならないデータも顕在化させることができた。本プロセスデータ集は、今後PNC内部で実施する湿式分離試験の試験計画や試験結果の解析に反映される予定である。

報告書

遠心速抽出器の開発 遠心速抽出器の基礎試験結果

林 正太郎; 根本 慎一*; 川口 尊*; 巌渕 弘樹*; 上田 吉徳*

PNC TN8410 88-023, 62 Pages, 1988/04

PNC-TN8410-88-023.pdf:0.69MB

リサイクル機器試験施設における遠心速抽出器の適用を目的として,昭和60年度に試作第1号機を製作して以来現在まで改良を行って来ている。 本報告書は,昭和62年度に製作した速抽出機(処理能力100kgHM/日相当)を用いてポンプ性能,相分離性能等の基礎性能試験を実施し,以下の結果を得たので報告する。 1)ポンプ性能 ・パイプ式及び壁式堰ともに十分な液排出能力を有しており,ポンプ能力はロータ下部からの吸込能力に制限されている。 ・ミキシング部液面を高くすることでポンプ性能の向上が期待される。 2)相分離性能・流量50$$sim$$110l/h,有機相/水相流量比0.5$$sim$$7の範囲でエントレインメントは認められなかった。 ・堰構造の違い(パイプ構造と壁構造)による堰特性の違いを把握した。堰の流路抵抗により有機相-水相の界面変動は大きく影響を受けるため,スケールアップに際しては十分考慮する必要がある。 3)その他 ・本速抽出器のインベントリーは300$$sim$$350ml/段であった。

論文

抽出カスケード式のエントレインメント及びオーバーフロー発生時への拡張

上田 吉徳

日本原子力学会誌, , 

溶媒抽出工程における基礎的な議論では、抽出カスケードにおいて、抽出液の濃度を工程の運転条件と分配係数で表現する一般式が導入されており、抽出カスケードの一般的な特性の議論や分配係数が一定の場合の段数を解析的に求める等に利用されている。ここでは従来の一般式を拡張し、エントレインメント及びオーバーフロー発生時の場合も包括して表現できる一般式を導出した。

口頭

Current status of the component failure rates evaluation work based on the reprocessing plant maintenance data

石田 倫彦; 須藤 俊幸; 稲野 昌利; 青嶋 厚; 村松 健; 上田 吉徳*

no journal, , 

本資料は、原子力安全基盤機構(JNES)からの受託業務として平成17年度より実施している「再処理施設の信頼性データに係る情報の整理」作業結果の概要をまとめたものである。東海再処理施設では、30年以上に渡る運転を通して蓄積された保全情報を「東海再処理工場保全管理支援システム」(TORMASS)として登録・管理してきている。このTORMASSの情報に加え、同施設の運転情報を併せて用いることにより、再処理施設固有の機器故障率を算出することが可能であり、平成18年度までに17機種,392機器の故障率を算出した。本作業の結果は、再処理施設の特徴を踏まえた確率論的安全評価(PSA)を実施するための機器故障率データ整備に資するものと考えられる。

口頭

Preparation of component failure rates for reprocessing plant PSA

玉置 等史; 吉田 一雄; 上田 吉徳*

no journal, , 

原子力施設のPSAでは、評価対象施設の運転経験を反映した機器故障率に基づく事故発生頻度評価結果は、重要なリスク情報の一部であるが、再処理施設の運転経験を反映した機器故障情報はほとんどない。このため、再処理施設へのリスク情報を活用した安全規制の導入を促進するには、当該施設のPSAで利用できる機器故障率を整備する必要がある。原子力機構では、東海再処理施設の運転経験に基づく故障率の整備を行うとともに、原子力発電所等で整備した故障率を再処理施設の機器に援用する際の注意事項の抽出のための機器故障率データベースの調査と再処理施設PSAに利用できる一般故障率の整備手順の検討を進めている。本報告では、故障率の援用に関する注意事項の調査の進め方及び一般故障率整備手順構築のための課題について検討した結果について説明する。

口頭

再処理施設を対象とした機器故障率データの整備,2; 実施設の保全データを基にした機器故障率算出

石田 倫彦; 稲野 昌利; 青嶋 厚; 須藤 俊幸; 村松 健; 上田 吉徳*

no journal, , 

機器故障率データはPSAの重要な要素であるが、再処理施設を対象とした機器故障率データで公開されているものはほとんどなく、原子力発電所の機器故障率データを援用しているのが現状である。一方、東海再処理施設では、1977年のホット運転開始以降の設備保全記録を「東海再処理工場設備保全管理支援システム」(TORMASS)としてデータベース化してきている。そこで、再処理施設を対象とした機器故障率データの整備に資するため、H17年度よりJNESからの受託業務として、TORMASSの保全データに加え同施設の運転データや運転にかかわる知見を活用した機器故障率算出を実施していることから、同故障率算出業務の概要を報告する。

口頭

再処理施設を対象とした機器故障率データの整備,3; 援用データの調査・整理・分析

玉置 等史; 吉田 一雄; 石田 倫彦; 村松 健; 上田 吉徳*

no journal, , 

再処理施設の運転経験を反映した故障率はほとんど公開されていないため、再処理施設を対象としたPSAにおける評価対象事象の発生頻度評価では、原子力発電所等で整備した故障率を援用して評価を行っている。援用の適否の判断は、専門家に依存する部分が大きいことから、援用の適切性の判断の参考情報として、援用故障率の候補である他施設の既存機器故障率や機器バウンダリ等の基本情報の調査及び故障率援用に関する注意事項を整理し、専門家に提供することで、発生頻度評価の品質向上が図れる。本報告ではこのような観点から実施している援用故障率データの調査・整理・分析について述べる。

口頭

再処理施設を対象とした機器故障率データの整備,1; 背景及び全体概要

上田 吉徳*; 石田 倫彦; 玉置 等史; 村松 健

no journal, , 

我が国では原子力安全規制へのリスク情報の活用が検討されている。原子力安全基盤機構では、再処理施設のPSA手順整備に資するため同施設で想定される各種事象に対するPSAの適用研究を行っている。その一環として、再処理施設のPSAにおける発生頻度評価の品質向上に資するため、再処理施設を対象とした機器故障率データの整備を実施している。実施内容は大きく2つに区分され、1つは、我が国で唯一の運転経験である、原子力機構東海再処理施設の保全データを活用した故障率データの算出である。1つは、各種データベース中の援用データ候補について、援用データの適切性の判断にかかわる情報を調査する援用データの調査・整理・分析である。本報告では再処理施設を対象とした機器故障率データの整備の背景及び全体概要を述べる。

27 件中 1件目~20件目を表示