検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1

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

MOX燃料再処理における溶媒劣化; Pu精製工程における溶媒劣化とその影響

川口 芳仁; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 大森 栄一

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.221 - 229, 2009/09

東海再処理施設では、30% TBP/n-ドデカンを用いるピューレックス法を用いて、使用済燃料からウランやプルトニウムを抽出している。TBPはおもに、放射線,抽出されている元素,酸による加水分解によりDBP, MBPに劣化する。本研究では、DBP生成速度式の算出,MOX燃料再処理時の工程内DBP濃度の調査,20日間工程停止時の工程内DBP濃度の調査を実施した。その結果、DBP生成速度式(T=47.3W+0.05[Pu]+0.1)が算出され、また、MOX燃料処理時の工程内のDBP濃度は91ppm、20日間工程停止時のDBP濃度は2000ppmであったが、その後の工程運転には影響がなかった。

報告書

東海再処理施設における確率論的安全評価の適用

中野 貴文; 石田 倫彦; 森本 和幸; 稲野 昌利; 野尻 一郎

JNC TN8410 2003-017, 190 Pages, 2004/03

JNC-TN8410-2003-017.pdf:6.61MB

東海再処理施設において確率論的安全評価手法を用いた事故発生防止上の設備・機器等の相対的な重要度把握を実施した。評価においては、東海再処理施設で想定される代表的な異常事象についてイベント ツリー手法を用いてシナリオを記述し、フォールトツリー解析、人間信頼性解析等を実施し、定量化を行った。その後原子炉のPSAで一般的に用いられている重要度評価手法を用い、設備・機器等の相対的な重要度評価を実施した。

論文

PSA Application on the Tokai Reprocessing Plant

石田 倫彦; 中野 貴文; 森本 和幸; 野尻 一郎

Probabilistic Safety Assessment and Management, p.543 - 548, 2004/00

東海再処理施設では、アスファルト事故の反省から様々な安全への取り組みを行ってきた。その一環として再処理施設の確率論的安全評価が挙げられる。同評価は、東海再処理施設において想定される火災、爆発、臨界等の重大事故に至るシーケンスを明確にし、その特徴を把握するとともに、各事故シーケンスで考慮される発生防止策の相対的な重要度を把握することを目的として実施した。その結果、発生防止策間の従属性や多重防護などの特徴を把握できたとともに、相対的な重要度を把握することで、今後の運転管理に資する重要な知見を得ることができた。

論文

PSA Application on Tokai Reprocessing Plant

石田 倫彦; 野尻 一郎; 中野 貴文; 森本 和幸

核燃料サイクル安全性国際ワークショップ, 0 Pages, 2002/00

東海再処理施設の定期安全レビューの一環として確率論的安全手法を用いた施設の安全評価を実施した。評価は、東海再処理施設において想定される火災、爆発、臨界等の重大事故に至るシーケンスを明確にし、その特徴を把握するとともに、各事故シーケンスで考慮される発生防止策の相対的な重要度を把握することを目的として実施した。その結果、発生防止策間の従属性や多重防護などの特徴を把握できたとともに、相対的な重要度を把握することで、今後の運転管理に資する重要な知見を得ることができた。

口頭

東海再処理工場におけるNpの抽出挙動に関する調査,1; Np収支結果

長岡 真一; 森本 和幸; 佐藤 武彦; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理工場の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間が酸化状態に与える影響を評価するため、溶液滞留時間を変えて分配工程以降におけるNpのプルトニウム(Pu)製品側への移行割合について調査した。分配工程の中間貯槽内の液量を変えて、中間貯槽以降の各抽出器(分配工程,Pu精製工程)の水相出口においてNp濃度の分析を行った。また、中間貯槽における酸化状態を評価した。なお、工程はいずれも通常運転状態であり、Np濃度については放射能分析法($$alpha$$及び$$gamma$$線スペクトロメトリ)により求め、Npの酸化状態についてはNp(V)の吸収スペクトルを評価した。分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間を変えて測定した結果、中間貯槽におけるNp通過量に対してPu製品側へ移行する割合に大きな差は無かった。また、中間貯槽において採取した試料中のNp(V)に相当する吸光度は、試料採取後ほぼ一定であった。これらより、中間貯槽における溶液滞留時間が約240分から約380分までの間においては溶液滞留時間はPu製品側へ移行するNpの割合に大きな影響を与えないと考えられる。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,4; 東海再処理施設抽出工程における溶媒劣化にかかわる調査

森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程においては、抽出溶媒として30%TBP(リン酸トリブチル)-ノルマルドデカンを使用している。TBPは、放射線及び加水分解により劣化し、抽出性能の低下の原因となると考えられている。本報告では、これまでの東海再処理施設の運転を通して得られた溶媒劣化にかかわる調査の結果をまとめて報告する。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,5; 東海再処理施設における高濃度の硝酸プルトニウム溶液を取扱う機器の腐食

大部 智行; 森本 和幸; 吉成 利美; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

硝酸溶液にプルトニウムが共存する環境での腐食については、これまでビーカースケールでプルトニウムや標準酸化還元電位の近いバナジウムを用いた基礎試験を実施してきているが、実機での長期間にわたる腐食速度については報告されていない。本報ではプルトニウム溶液蒸発缶の腐食の状況について、セル内に入室し肉厚を約15年に渡り測定した結果から算出した腐食速度、及び基礎試験と実機の腐食速度について比較した結果について報告するとともに、プルトニウム製品貯槽における腐食速度についても報告する。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,5; プルトニウム製品貯槽の温度評価について

倉林 和啓; 川口 芳仁; 高谷 暁和; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設のプルトニウム(Pu)製品貯槽において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料(以下MOX-B燃料とする)より回収したPu製品(硝酸Pu溶液)の温度を実測した。また、液温の事前評価と実測値の違いとして、計算に使用したORIGEN計算値と計算モデルを検討した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,6; 溶媒劣化に関する試験

星 貴弘; 川口 芳仁; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

プルトニウム(Pu)サーマル、高速増殖炉(FBR)燃料処理を考慮した再処理施設の設計に資するため、東海再処理施設の抽出工程において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料処理時の抽出溶媒中のジブチルリン酸(DBP)濃度を調査した。また工程内DBP濃度を推定するためDBP生成速度式の作成等を実施した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,4; Np抽出制御試験

川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。

口頭

Control test of neptunium extraction at Tokai reprocessing plant

長岡 真一; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設では、現状40$$sim$$50%のネプツニウム(Np)が製品側へ移行している。運転パラメータを許容範囲内で調整し、分離第2サイクル工程の酸濃度を上昇させた後、当該工程の出口段のネプツニウム濃度を分析した。その結果、60$$sim$$70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。また、同様に、分離第2サイクル工程の抽出器内の溶液温度を上昇させた。その結果、70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。酸濃度又は溶液温度を上昇させることにより、製品側へのNp移行率を増加させることができることを、工学規模にて確認することができた。

口頭

東海再処理施設へのソルトフリー洗浄試薬の適用試験

山本 弘平; 鍛治 直也; 森本 和幸; 大部 智行; 佐野 雄一; 鹿志村 卓男

no journal, , 

ソルトフリー技術は、溶媒洗浄工程において使用する洗浄液に、Naを含まない試薬を用いることによって、低放射性廃液蒸発缶(LAW蒸発缶)における濃縮率を向上させ、LAWの減容化等を期待できるものであり、将来の再処理施設への技術導入に向けて、処理方法等の検討を行う必要がある。ここでは、洗浄性能に優れたシュウ酸ヒドラジン及び炭酸ヒドラジンの使用、同試薬のLAW蒸発缶における加熱分解処理を想定し、東海再処理施設へのソルトフリー洗浄試薬の適用試験(COLD試験)を行うことによって、将来の再処理施設への技術導入のために有効な情報を得たので、その結果について報告する。

口頭

東海再処理施設における海中放出管からの漏えいについて; 海中放出管の漏えい原因究明,2; 損傷から漏えいへの進展

堂村 和幸; 森本 憲次; 瀬戸 信彦; 岩崎 省悟; 福有 義裕; 伊波 慎一

no journal, , 

東海再処理施設の海底に埋設された海中放出管から漏えいが発生した。この漏えいが発生した原因を究明するため、漏えい箇所の配管を切断し、陸上に回収した後、観察,分析等の調査を行った。この調査の結果、配管は施工時に外部から損傷を受け、約17年の供用中に損傷した部分の経年的な変化により、漏えいに至ったものと推定した。本件では、経年的な変化について、調査した結果、電気防食により生成された水素により、水素脆性割れ及び水素誘起割れによるき裂が発生し、配管の漏えいへと進展したと推定した経緯について報告する。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発,1; フローシート構成の検討及び抽出計算コード(MIXSET-X)によるフローシート設定

生田目 聡宏; 佐藤 武彦; 森本 和幸; 大部 智行; 鹿志村 卓男; 大森 栄一

no journal, , 

使用済燃料からU, Puを回収する抽出フローシート(以下、フローシートという)として、コプロセッシング法のフローシート構成を検討し、抽出計算コード(MIXSET-X)によりフローシートを設定したので、その結果について報告する。本報告は、経済産業省からの受託事業として日本原子力研究開発機構が実施した「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発,2; 設定フローシートに基づく小型ミキサセトラ試験

藤本 郁夫; 柳橋 太; 秋山 英樹; 森本 和幸; 大部 智行; 滝 清隆

no journal, , 

抽出計算コード(MIXSET-X)を用いて設定した抽出フローシート(以下、フローシートという)に基づき、Pu, U溶液を使用して小型のミキサセトラで試験を行い、フローシートの成立性について確認した。本報告は、経済産業省からの受託事業として日本原子力研究開発機構が実施した「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1