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向 和夫; 佐賀山 豊; 近藤 悟; 岩村 公道; 杉山 俊英
原子力eye, 53(3), p.24 - 33, 2007/03
FBRサイクルの実用化戦略調査研究フェーズ2の国による評価が終了し、これから「FBRサイクル実用化研究開発」が始まる。革新的な技術の具体化と「もんじゅ」における開発成果を踏まえ、実用施設・実証施設の概念構築を中心に、原子力機構の主要プロジェクトとして集中的な研究開発が進められる。2010年には、その開発成果を評価し、高い確度を持った見通しで革新技術の採否を判断する予定である。また、FBRサイクルの研究開発に関し、グローバル原子力エネルギー・パートナーシップ構想,第4世代原子力システム国際フォーラム,革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクトなど、世界的な動向が活発化している。
金盛 正至; 河田 東海夫; 渡辺 均; 飛田 吉春; 杉山 俊英; 宮部 賢次郎; 小林 博英
JNC TN8450 2003-009, 506 Pages, 2004/03
JNC-TN8450-2003-009.pdf:14.21MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構という)は、1999年9月30日に発生したJCO臨界事故に際して、事故発生直後に東海事業所内に事故対策支援本部を設置し、本社理事長の指示の下、東海事業所、大洗工学センター等全社の緊密な連携を図り、臨界事故の終息、全身カウンターによる被ばく評価、事故後の周辺住民の被ばく量低減のための土嚢積み、地域住民の汚染検査、周辺環境モニタリング、県、村の支援、住民相談、放射線測定等技術的支援に当たった。また、臨界事故終息後も、科学技術庁の事故対策本部及び、原子力安全委員会のウラン加工工場臨界事故調査委員会、健康管理委員会に協力し、臨界事故の原因究明、作業員、国、地方自治体の防災業務関係者、マスコミ等の被ばく線量評価等、長期間にわたって種々の協力を行ってきた。本報告は、サイクル機構が実施した臨界事故の終息のための活動、臨界事故評価、環境モニタリング、被ばく線量評価等の活動について取りまとめたものである。
杉山 俊英; 坪井 裕*
INSTITUTE OF NUCLEAR MATERIAL MANAGEMENT 41ST ANNUAL MEETING, 0 Pages, 2000/00
再処理工場におけるNpの分布についてのこれまでの知見としてPu製品及び中放射性廃液中に分布していること、Npに対する検認活動の検討結果として現状実施されておるU及びPuの検認活動にNp/U及びPu/Npの検認を追加すること、追加するための測定技術の開発等が必要であり、そのためには再処理工場を有する多国間の協力プログラムの中で実施することが望ましい。(なお、第1章は緒言、第2章は日本における関連した活動、第4章は今後の展望、第5章は結論が記述される。)
早川 剛; 黒巣 一敏; 竹田 誠一; 木村 隆志; 杉山 俊英
Proceedings of INMM 39th Annual Meeting, 0 Pages, 1998/07
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早川 剛; 黒巣 一敏; 福原 純一; 杉山 俊英
Proceedings of 19th Annual ESARDA Symposium on Safeguards and Nuclear Material Management, 0 Pages, 1997/05
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竹田 誠一; 早川 剛; 福原 純一; 杉山 俊英; 黒巣 一敏*
17TH ANNUAL SYMPOSIUM ON SAFEGUARDS AND NUCLEAR MATERIAL MANAGEMENT, 0 Pages, 1995/05
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早川 剛; 黒巣 一敏; 竹田 誠一; 福原 純一; 杉山 俊英
17th SYMPOSIUMU OF SAFEGUARDS AND RESERCH MANEGEMENT, 0 Pages, 1995/05
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小山 兼二*; 杉山 俊英; 清水 甫*; 加藤 修司*; 由川 幸次*; 小形 佳昭; 舛井 仁一
PNC TN8420 94-016, 19 Pages, 1994/06
ピューレックス再処理におけるTBP劣化生成物である硝酸ブチル、ブチルアルコールの化学的挙動について調べた。得られた結果は以下のとおりである。DBP、MBPなど既に知られている劣化物以外のTBP劣化物は硝酸ブチルが主たるものであることが分かった。これについて実際の再処理の分離サイクルにおいて低い濃度の硝酸ブチルが検出されたものの、有機相(30%TBP-ドデカン)への蓄積はないことが確認された。また化学劣化、および放射線劣化両者とも硝酸系における溶液劣化生成物は(ブチルアルコールではなく)硝酸ブチルであることが確認できた。さらに硝酸ブチル/ブチルアルコールともに容易に気相へ移行することが確認できた。これらの結果をもとに、再処理工程内の挙動について説明を行った。
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。
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
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。
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。
野村 靖; 岡田 幸衛*; 小幡 祐司*; 中山 忠和*; 田辺 安雄*; 西尾 軍治; 三谷 鉄二郎*; 倉重 哲雄*; 鈴木 賢一*; 杉山 俊英*; et al.
日本原子力学会誌, 33(4), p.318 - 328, 1991/04
再処理施設の事故時安全性評価を行うために必要となる、火災、爆発、臨界事故等の事故時における放射性物質の放出率、フィルタ透過率等の移行挙動に関する各種基礎データを調査し、安全裕度を分析・評価した。調査対称としては、米国及びわが国において標準的に用いられているANSI推薦の基礎データとし、これらの値の導出根拠を元の文献に立ち返って調査することとした。また、これに関連して最近公開されたデータを記載した報告書もできるだけ調査対象とした。これにより、従来、安全側の評価を与えるとされてきたANSI推薦値の安全の度合を明らかにし、より適切な安全裕度を有する基礎データの提案を行うようにした。本資料は、原研が(財)原子力安全研究協会に委託して「再処理施設安全評価用基礎データの調査」専門委員会の下に設置したワーキンググループによる2年間にわたる調査・検討の成果をまとめたものである。
杉山 俊英
PNC TJ801 80-01, 93 Pages, 1980/02
溶媒抽出装置ミキサーセトラー内の水相,有機相の監視および両相の界面付近に形成される核分裂生成物を含んだ有機層劣化物成分(第三相)の量を監視するために,ガンマ線検出器および検出器駆動機構,記録装置からなる第三相モニタを試作し,再処理施設運転にあわせてモニタの基本性能に関する特性試験を実施した。試験結果の概要は以下の通りである。1)ガンマ線検出器を上下に駆動しながら測定することにより水相,有機相のガンマ線強度の縦断面分布を得ることができ,境界面についての情報が得られた。2)使用済燃料のフィード開始直後と長時間経過後とでは縦断面分布の形が著しく異なり,後者の時点では水相と有機相の境界面の判定がつかず,第三相の存在を予測させる分布となった。以上の結果から今後更に検討を要する点として検出器の遮蔽機能を向上し境界面の位置決定を容易にすること,第三相成分を明確にして,得られた分布から第三相存在の可否の判定を行えるようにすることがあげられる。
杉山 俊英
月刊「エネルギー」, ,
「月刊エネルギー」の依頼に基づき、東海再処理施設の現状を安全性も含めて紹介した。東海再処理施設の主要な工程でのプロセスとしてせん断工程、溶解工程、清澄工程、分離精製工程、酸回収工程及び廃棄物処理工程について説明した。また、東海再処理施設の安全対策として、1)臨界安全、2)放射線の遮蔽、3)放射性物質の閉じ込め、4)火災爆発の防止、5)耐震性、について説明した。さらに東海再処理施設の近況としてアスファルト固化処理施設火災爆発事故以降の改善措置、安全性確認、本格運転再開までの経緯、について述べた。
杉山 俊英; 由川 幸次; 石井 輝彦
NUCEF '95, ,
東海再処理工場は、1977年9月にホット運転を開始してから、1994年12月までに約790tuの国内の使用済燃料を処理し、発生した低放射性廃液を安全に処理してきた。東海再処理工場は外国技術を導入して設計されたが、海洋放出放射能を低減すべく研究開発を行い、放出低減化技術開発施設を追加設置し、低放射性廃液処理工程に組み込んでいる。使用済燃料の処理を開始して以来、1994年12月までに海洋に放出された放射能量は全
放射能で1.9
10^-2TBqであり、放出低減化技術開発施設の組み込み後は、使用済燃料の再処理量が増加しているにもかかわらず、放洋放出放射能量は著しく減少している。
中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 真也; 島田 隆; 船坂 英之; 杉山 俊英
no journal, ,
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究(FS)フェーズIIの最終報告において、燃料サイクルシステムとして先進湿式再処理技術を選定した。今後、この技術を実用化するためには各技術課題に対するホット工学実証として、それぞれの開発レベルに応じて各工程単体の試験(枢要プロセス試験)及び各工程をシステム的に結合させた総合的な機能確認を行う試験(総合システム試験)の2種類を行う必要がある。これら一連のホット工学実証試験によって得られたデータは将来の実用化プラント計画に反映していく。ホット工学実証のフィールドとしては、リサイクル機器試験施設(RETF)の活用を予定しており、計画するホット工学実証を行うには、枢要プロセス試験を行うためのフィールド(多目的セル)と総合システム試験を行うためのフィールド(試験セル)を設置するための改造工事が必要である。口頭発表では、ホット工学規模試験の意義と対応する試験施設の改造概念についての検討結果を発表する。
鷲谷 忠博; 佐野 雄一; 小巻 順; 船坂 英之; 杉山 俊英
no journal, ,
高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究(FS)フェーズ2の技術総括結果から、燃料サイクルシステムの主概念として「先進湿式法再処理+簡素化ペレット法燃料製造」が選定された。本報では先進湿式法再処理技術に関し、これまでの主要プロセス開発及び機器開発の成果と今後の研究開発計画について報告する。
