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論文

東海再処理施設の廃止措置計画の概要

岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一

デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03

東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。

報告書

第2回再処理施設の定期的な評価報告書

白井 更知; 三浦 靖; 立花 郁也; 大森 悟; 和家 純一; 福田 一仁; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2016-007, 951 Pages, 2016/07

JAEA-Technology-2016-007-01.pdf:11.93MB
JAEA-Technology-2016-007-02.pdf:4.7MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取り組みである。本報告書は、東海再処理施設における第2回の定期的な評価として、以下の4項目に係る評価を行った結果を取りまとめたものである。(1)保安活動の実施の状況の評価では、必要な文書、体制が整備され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映され、安全性・信頼性の向上が図られていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全上重要な施設及び海中放出管を対象に評価を行った結果、「着目すべき経年変化事象」に該当するものはなく、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、経年変化に関する技術的な評価の結果から新たに取り込むべき追加保全策はないとの結論に至った。

報告書

再処理施設の定期的な評価報告書

福田 一仁; 富岡 健一郎*; 大森 悟; 中野 貴文; 永里 良彦

JAEA-Technology 2014-032, 566 Pages, 2014/11

JAEA-Technology-2014-032.pdf:32.45MB
JAEA-Technology-2014-032(errata).pdf:9.54MB

再処理施設の定期的な評価とは、保安活動の妥当性を確認し、施設の安全性及び信頼性向上のための有効な追加措置を摘出・実施することにより、当該施設が安全な状態で運転を継続できる見通しを得る取組であり、以下の4項目を実施した。(1)再処理施設における保安活動の実施の状況の評価では、必要な組織・体制が整理され、保安活動が適切に展開されていることを確認した。(2)再処理施設に対して実施した保安活動への最新の技術的知見の反映状況の評価では、最新の技術的知見が安全性を確保する上で適切に反映されていることを確認した。(3)経年変化に関する技術的な評価では、安全機能を有する機器・構築物等について、現状の保全を継続することにより、次回の高経年化対策までの供用を仮定した場合においても機器の安全機能が確保されることを確認した。(4)経年変化に関する技術的な評価に基づき再処理施設の保全のために実施すべき措置に関する十年間の計画の策定では、(3)の結果から長期保全計画に取り込むべき追加保全策はなかったが、一部の機器・構築物については、保全計画としてとりまとめ、施設・設備の安全性・信頼性の向上に活用することとした。

論文

再処理技術開発の今後の展開; 福島第一原子力発電所の事故を経て我が国の再処理技術開発はどうすすむべきか?, III.1.(2); 福島第一燃料デブリの性状、取出し方法とスケジュール

永里 良彦

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 55(11), p.661 - 662, 2013/11

日本原子力学会「次世代再処理技術」研究専門委員会にて、再処理技術開発の今後の展開と題して、福島第一原子力発電所の事故を経て我が国の再処理技術の研究開発はどう進むべきかについて議論検討した結果のうち、軽水炉破損燃料への再処理技術適用に関する検討として、福島第一原子力発電所燃料デブリの性状、取り出し方法とスケジュールについて調査検討した結果について報告する。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

論文

濃縮ウラン溶解槽からのスラッジ回収装置の開発

永里 良彦; 安孫子 庄助; 田村 梅男; 疋田 敬一; 古川 隆之

サイクル機構技報, (9), p.49 - 55, 2000/12

使用済燃料の溶解液には、炉内生成物であるクラッド、Mo,Ru,Rh,Pd等の不溶性の核分裂生成物及び使用済燃料のせん断時に発生する切りくず等が含まれることが知られている。濃縮ウラン溶解槽内にこれらの不溶性の残渣(以下、スラッジという)の蓄積が進行した場合、計装設備、送液設備の作動不良等の要因となることから、定期的に濃縮ウラン溶解槽からこれらのスラッジを取り除く必要がある。本報では、濃縮ウラン溶解槽からのスラッジの除去に関して、バキュームクリーナの吸引力を利用したスラッジ回収装置を考案し、これを用いたスラッジ除去作業を行った結果について報告する。

論文

使用済燃料再処理時の$$^{85}$$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$$^{85}$$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$$^{85}$$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$$^{85}$$Kr量の比較では、計算値/測定値の比(C/M)は0.94$$sim$$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0.79$$sim$$1.17、BER燃料では0.77$$sim$$1.28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1$$sim$$6%と小さく、BWR燃料では0$$sim$$32%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。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,3; 設備の点検・評価結果、総合評価

福田 一仁; 富岡 健一郎*; 立花 郁也; 白井 更知; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち設備の点検・評価結果、総合評価について報告する。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,1; 経緯、全体概要

中野 貴文; 福田 一仁; 佐藤 史紀; 小坂 一郎; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,5; 建物・構築物の点検・評価結果、総合評価

佐藤 史紀; 中西 龍二; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち、建物・構築物の点検・評価結果、総合評価について報告する。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,2; 設備の地震応答解析結果

越野 克彦; 白井 更知; 坂口 忍; 白水 秀知; 大瀧 美幸*; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦; 立花 郁也

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち設備の地震応答解析結果について報告する。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,4; 建物・構築物の地震応答解析結果

中西 龍二; 佐藤 史紀; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち、建物・構築物の地震応答解析結果について報告する。

口頭

東海再処理施設の廃止措置,2; 廃止措置工程の立案

秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦

no journal, , 

東海再処理施設は、原子炉施設とは大きく異なり、せん断, 溶解, 抽出を行う主工場の他、放射性廃棄物を処理する施設・放射性廃棄物を貯蔵する施設等、管理区域を有する約30施設が有機的に連携する化学プラントである。また、当初、再処理運転の再開を想定していたことから、操業時の放射性廃棄物を処理しながら廃止措置をスタートする特殊性も有する。これらの特殊性を有する東海再処理施設の廃止措置の工程について検討を行った。検討にあたっては、リスクの高い高放射性廃液の処理を優先事項とし、所期の目的を終了した4施設については先行して洗浄や除染に着手する一方、並行して放射性廃棄物の処理を行い、最終的に全施設の管理区域解除をエンドステートとする方針で進めた。検討の結果、核燃料物質及び放射性廃棄物のフロー等を考慮した約70年間の東海再処理施設の廃止措置工程を立案した。本発表では、70年計画の基本的な考えについて報告する。

口頭

東海再処理施設の廃止措置,3; 廃棄物発生量及び廃止措置費用の評価

橋本 孝和; 岡野 正紀; 田口 克也; 永里 良彦

no journal, , 

再処理施設は、多数の施設が点在し、小口径配管や小型機器が多く系統も複雑であるうえ、広範囲に汚染されている。このような特徴を踏まえ、廃止措置計画の策定に当たり、廃棄物発生量及び廃止措置費用の評価は、複雑かつ複数の施設に対して共通的な条件下で合理的に行った。廃棄物は、施設ごとに全ての対象物をリスト化し、過去の工事実績や廃棄物容器の条件及び想定される処分場の濃度条件等から、処分区分毎の重量及び廃棄体数に整理した。廃止措置費用のうち、解体費は、他の原子力施設の実績から施設の特徴や構造、解体方法の類似性を考慮した評価式に基づき算出し、廃棄物の処理処分費用は、廃棄体化処理施設の建設・運転費を考慮のうえ、廃棄体数に処理や処分の単価を乗じて求めた。本発表では、廃棄物発生量及び廃止措置費用の算出の考え方について報告する。

口頭

東海再処理施設の廃止措置,1; 廃止措置計画概要

田口 克也; 橋本 孝和; 秋山 和樹; 永里 良彦

no journal, , 

東海再処理施設は、1977年9月に使用済燃料を用いたホット試験を開始、電気事業者との再処理役務契約を完遂し、2007年5月までに約1,140トンの使用済燃料を再処理した。2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置に移行する方針を示し、2017年6月に再処理施設としては国内初の廃止措置計画の認可申請を行い、2018年6月に認可を受けた。本報では、廃止措置計画に係る評価・検討の報告に先立ち、東海再処理施設の廃止措置の特徴、課題等について報告する。

口頭

東海再処理施設の廃止措置,4; 廃止措置段階における効果的なリスク低減対策

中澤 豊; 村上 学; 田口 克也; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東海再処理施設における新規制基準を踏まえた安全対策については、廃止措置段階であることを踏まえ施設が保有する放射性物質によるリスクに応じて安全上の重要度を見直し、その安全上の重要度に応じて再処理維持基準規則を踏まえた必要な安全対策を行う方針である。本発表では東海再処理施設の状況、それを踏まえた安全上重要な施設の選定、想定事故の選定、安全対策について報告する。

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