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小池 優子; 山田 椋平; 永岡 美佳; 中野 政尚; 小野 洋輔; 水津 祐一
JAEA-Technology 2021-011, 39 Pages, 2021/08
日本原燃株式会社のMOX燃料工場の分析済液処理設備では、その処理過程において全放射能濃度分析を妨害する塩が発生するおそれがある。そこで、日本原燃株式会社では固相抽出クロマトグラフィーを用いた脱塩処理方法を考案した。日本原子力研究開発機構は、日本原燃株式会社が考案した同方法を用いて処理液中の脱塩が可能であるかを確認する「全放射能濃度分析前処理操作確立に向けた試験研究」を同社から受託し、同試験を実施した。本試験では、「ステップ1 最適固相抽出剤選定試験」、「ステップ2 最適固相抽出剤ばらつき評価試験」及び「ステップ3 実廃液模擬試験」の3つのステップで実施した。ステップ1の結果により選定した、固相抽出剤(InertSepME-2)及び最適条件(マニホールドによる吸引方式(約5-10mL/min)、溶離液は3M硝酸、最適pHは5、価数調整操作は実施しない)により、ステップ2及びステップ3の試験を行った結果、日本原燃株式会社MOX燃料工場における分析済液処理工程の実廃液を模擬した試料において、7割以上の回収率が得られ、分析法の妥当性が確認できた。
清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 由利 明哉
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2007), p.335 - 340, 2007/05
高速増殖炉のためのMOX燃料製造施設に対する臨界安全評価を実施した。次の3つのケースに対してSCALEを用いたパラメトリックな検討を行った。(1)Pu(U, Pu, Pu)質量管理におけるプルトニウム同位体組成の影響を評価し、運転時の管理条件下における核的制限値の設定条件を設定した。(2)MOX燃料製造施設で用いられる有機物に対する減速効果として、有機物含有率と等価な水分含有率を評価した。(3)MOXと水の不均一効果として、2層モデル及びSMORESを用いて、均一モデルとの差を評価した。
沢山 武夫; 肥田野 強; 大森 修二; 水津 祐一
JNC TN8440 99-021, 43 Pages, 1999/04
本報告書は、第28回取替用MOX燃料集合体の加工組立工程に係わる製造実績、製品の品質、特記事項等についてまとめたものである。第28回取替用燃料集合体の製造は、平成10年1月22日に下部端栓溶接を開始し、集合体官庁検査を平成11年2月5日に受検、合格して終了した。製造量は、燃料要素で282本、燃料集合体で10体であり、製造収率は、燃料要素、燃料集合体とも100%であった。
清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 由利 明哉
no journal, ,
原子力機構のMOX燃料施設の質量管理を行う単一ユニットに核的制限値を設定するにあたり、核的制限値の設定条件となる臨界因子の変動を考慮している。臨界上は核分裂性核種であるPu-239及びPu-241の量が重要であるが、工程が乾式であるためPu-240の高速核分裂の影響も確認すべく、プルトニウム同位体組成の変動評価を行い、核的制限値の設定条件とするプルトニウム同位体組成(Pu-239/Pu-240/Pu-241=80/10/10)の妥当性を確認した。
水津 祐一; 清水 義雄; 村上 龍敏; 由利 明哉
no journal, ,
原子力機構のMOX燃料施設の加工事業許可申請に伴い、最新の知見・情報を踏まえ臨界安全設計の再整理を行った。単一ユニットの区分,臨界管理因子の選定及び核的制限値の設定の考え方を紹介する。
由利 明哉; 清水 義雄; 水津 祐一; 村上 龍敏; 蜷川 純一
no journal, ,
MOX燃料施設の臨界安全にかかわる異常を技術的に検討し「起こる可能性の十分小さい異常が、二つ以上同時に発生しない限り臨界に達しない」ことを確認した。いわゆる二重偶発性の原理の対応方法の一例として紹介する。
水津 祐一; 村上 龍敏; 由利 明哉
no journal, ,
原子力機構のMOX燃料施設の火災・爆発事故を想定し、最近の手法,評価条件を用いて一般公衆への放射線被ばく影響を再評価した。
村上 龍敏; 水津 祐一; 由利 明哉
no journal, ,
再処理施設安全審査指針に示される設計基準事象の手法を参考に、原子力機構のMOX燃料施設の火災・爆発に対する安全設計について評価・再確認を行った。
小島 久雄; 水津 祐一
no journal, ,
世界の核燃料加工事業者が集合し会合を行うINSAF総会において、東日本大震災による核燃料サイクル工学研究所の被災状況と2011年の東京電力福島第一発電所事故後の我が国の対応内容について発表する。