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山本 徳洋
デコミッショニング技報, (55), P. 1, 2017/03
本件は、デコミッショニング技報(2017, No.55)に巻頭言を投稿するものである。平成26年9月に東海再処理施設を廃止措置に向かわせることを公表した。廃止措置を進めるうえで、安全確保、コスト低減、廃棄物量低減は原子炉施設や再処理施設に共通な基本的な大原則であるが、再処理施設の廃止措置の場合、機器の内面が基本的に汚染していること、汚染レベルを推定することが難しいこと、汚染の種類は
核種のみならず
核種もあること等の技術的特徴を有している。更に、世代を跨る非常に長期にわたる再処理施設の廃止措置を進めていく上でのプロジェクト遂行上のいくつかの主要な課題もある。当面は、廃止措置計画を取りまとめ認可を取得することや操業廃棄物の着実な処理、施設・設備の除染等を優先していくことになるが、廃止措置技術や再処理技術の更なる向上に向け、我が国初の再処理プラントの廃止措置の機会をいかに最大限に活用していくかという観点が極めて重要になると考えている。様々な御立場で活躍されている多くの関係者の皆様の御協力や積極的な参画を期待したい。
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), p.75 - 80, 2001/06
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
三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転経験及び消泡技術に関する研究成果を報告する。高放射性廃液を構成する廃液の種類、蒸発缶の構造及び性能について紹介する。蒸発缶内でのフォーミングの運転への影響、1/10スケールモックアップ装置をしようして実施しているフォーミング現象の確認試験、消泡剤効果の確認試験により得た知見について報告する。
三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転試験及び消泡技術に関する研究開発の成果を報告する。1.東海再処理工場での高放射性廃液蒸発缶の運転試験 20年間のホット運転の中で高放射性廃液蒸発缶は順調に運転を行ってきた。1995年10月に腐食による故障が発生したため、予備として設置されていた蒸発缶に切り替えて運転を続けている。腐食以外には、フォーミングが運転上の課題となっている。フォーミングを抑える方法としては、硝酸の分解のために供給しているホルマリンや加熱蒸気の低減があるが、これは処理量の低下につながる。このため、より適切にフォーミングを抑える方法が必要であり、フォーミングの様子や消泡剤の効果を調べるために1/11スケールの模擬蒸発缶を作製し、各種試験を実施した。2.消泡技術に関する研究開発 模擬蒸発缶を使って試験を行い、フォーミングの高さとDBP及びスラッジなどのフォーミングの原因と考
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Kr量の比較では、計算値/測定値の比(C/M)は0.94
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0.791.17、BER燃料では0.771.28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16%と小さく、BWR燃料では032%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。
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
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。
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
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。
山本 徳洋*; 川瀬 治*; 三浦 幸一*
PNC TN8410 86-002, 221 Pages, 1985/12
高速炉使用済燃料の再処理をピューレックス法で行う場合に特に重要な開発課題となるプルトニウムの還元を電解還元法で行うべく研究開発を実施している。 その一環として昭和58年度には実規模相当処理能力を有する電解還元パルスカラム工学試験装置(2)(U及びRIの使用が可能)を東海事業所・第一応用試験棟に設置した。 本報告書は前年度に引き続き同装置を用いて昭和60年度上期に実施した試験の結果をまとめたものである。 試験は水相電解モードでのパラメータ試験13Runより構成され前報の結果と合わせて以下の知見を得た。 1)供給液の酸濃度が電極電位を左右する端子間電圧にも,又ウランの還元量そのものにも強い影響を与える事が分かった。 2)酸化還元電位,導電率,供給電流及び供給ウラン濃度等を考慮する事により,副生ガスの挙動に関する定性的傾向を把握した。 3)前報で導出した拡散律速領域での電解還元速度式が電極反応速度論的にも裏付けられ,その適用範囲が拡大した。 4)水素ガス発生量及びアジ化水素生成濃度の安全性が引き続き確認された。
樫原 英千世*; 山本 徳洋*; 三浦 幸一*; 富樫 昭夫*; 小島 久夫*; 綿引 正俊*
PNC TN841 85-37, 139 Pages, 1985/10
高速炉使用済燃料の再処理をピューレックス法で行う場合に特に重要な開発課題となるプルトニウムの還元を,電解還元法で行うべく研究開発を実施している。その一環として昭和58年度には,実規模相当処理能力を有する電解還元パルスカラム工学試験装置(2)(U及びRIを用いての還元試験が可能)を,東海事業所・第一応用試験棟に設置した。本報告書は,同装置(2)を用いて昭和59年度に実施した試験の結果についてまとめたものである。試験は,流動特性試験及びウランを用いての水相電解試験,逆抽出電解試験より成り,これらこの試験を通して以下の知見を得た。1)本装置のパルスカラムとしての安定運転領域は,120kgHM/d処理を充分カバーしている事を,コールド試験により確認した。 2)電解還元パルスカラム内の濃度プロフィル,副生ガス組成,消費電力,発熱量,過渡特性等の工学データを取得した。 ア)UO2の還元挙動については,従来の還元反応のみに着目するのではなく,還元及び酸化反応の両者を考慮した反応速度式を仮定する事により,実験事実をうまく表現する事が可能であった。 イ)H2ガス発生量は,全ての電流が水の電気分解に消費されたとして計算されるH2ガス発生の1/5倍以下である。 -
林 誠*; 岡本 弘信*; 山本 徳洋*; 橋本 憲隆*; 米谷 雅之*
PNC TN851 84-01, 108 Pages, 1984/03
本報告書は,高レベル廃液固化パイロットプラント詳細設計1の「脱硝濃縮器ラックおよびルテニウム吸着塔ラック」に対し,米国Oak RidgeのRemote Technolgy Corp.(REMOTEC)が遠隔保守技術の観点から行なった設計作業の結果の抄訳である。この設計作業を通じて「ラックシステム」の概要が紹介されており,本システムは,高レベル廃液固化パイロットプラント詳細設計1に反映されている。したがって,今後の「ラックシステム」に対する設計検討資料として用いることを目的として抄訳を行なった。なお,REMOTEC社による遠隔保守技術の観点からの一連の設計作業は,この他次の通りである。 1.「大型除染ロックシステムの概念設計」 PNC SN851-84-04 2.「キャニスタ-除染システム の概念設計」 PNC SN851-84-03 3.「インセルブリッジマニピュレ-タシステムの概念設計」 PNC SN851-84-02
樫原 英千世*; 篠原 輝寿*; 山本 徳洋*; 根本 慎一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*
PNC TN841 83-40, 48 Pages, 1983/05
東海事業所高レベル放射性物質試験施設(CPF)の再処理試験設備(A系列)において,ホット試験に先立ち,未照射天然ウランを用いての最終工程確認試験(ウラン試験)が上記期間中に実施された。これらの試験により,前回のウラン試験からの改良点や遠隔操作システム,種々のプロセス装置等の有効性を確認するとともに,高速炉燃料再処理ホット試験を行うための準備作業を完了した。
山本 徳洋
no journal, ,
軽水炉からFBRへの移行期に我が国が必要とする再処理施設について、核燃料サイクルの諸量評価に基づく将来像,プロセスの選定に向けた準備状況等について報告する。
久野 祐輔; 小山 智造; 瀬谷 道夫; 勝村 聡一郎; 駒 義和; 山本 徳洋
no journal, ,
核拡散抵抗性の評価方法の確立について国際的な検討が進められているが、本発表では、国際プロジェクトであるINPROにて提案されたものをベースとしてJAEAが改良した手法を用い先進再処理技術の抵抗性評価を適用したので報告する。
山名 元*; 小野 清; 大滝 明; 山本 徳洋
no journal, ,
In the Japanese future, continuous utilization of nuclear power generation is expected. To draw a future vision of reprocessing, as a preparatory investigation prior to the official deliberation of future fuel cycle policy, future demand for reprocessing, as well as other factors relating to the size and timing of the fuel cycle activity were carefully analyzed. The importance of the critical period from 2050 to 2100, which is called a Transitional Period from LWR to FBR, was pointed out, and the reprocessing strategy for this period was discussed. An emphasis was put on the necessity of a consolidated strategy for reprocessing of LWR and FBR spent fuels during this Transitional Period.
山西 敏彦*; 柿内 秀樹*; 田内 広*; 山本 徳洋; 山本 一良*
no journal, ,
One of the essential subjects for the contaminated water at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is to serve technical data for handling the water, over a long period. All the radio nuclides other than tritium in the water can be treated by multi-nuclide removal equipment (advanced liquid processing system). However, it is not easy task to remove tritium. For this reason, a series of technical discussions has been carried out at a task force (Tritium Water Task Force) to handle the tritiated water after the treatment by the advanced liquid processing system. As of March 2016, 820,000 m
of the contaminated water has been stored within tanks, and 620,000 m water has been treated by the multi-nuclide removal equipment. The concentration of tritium in the water is about 0.3 - 3.3 million Bq/litter. Various options for the treatment of the tritiated water; such as off shore release, geosphere injection, underground burial, and vapor or hydrogen release; have been discussed. The discussions have been carried out from viewpoint of technical and regulatory feasibility. Some pre-treatment methods, such as dilution and isotope separation, have also been discussed. A series of discussions on the isotope separation has been carried out with actual experimental tests. Some valuable results have been produced through the tests. This report presents a summary of the above-mentioned technical discussions on the tritiated water at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Some recent conditions of the tritiated water will also be introduced.
