Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
小田倉 誠美; 根本 一昭*; 山田 一夫; 石川 博久; 菊地 博*; 川崎 弘; 石黒 勝彦
PNC TN8410 97-015, 30 Pages, 1997/01
再処理工場高放射性廃液貯蔵場に貯蔵されている高レベル放射性廃液のうち,ガラス固化技術開発施設でのガラス固化に備えて組成調整した272V31及び34貯槽の廃液組成を確認することを目的として,組成分析を行った。高レベル放射性廃液は,高放射性廃液貯蔵場から放射性廃液輸送溶液で高レベル放射性物質研究施設へ運搬し,ホットセル内での化学分析,放射能分析,EPMA観察,X線回折測定等により組成等を調べ,以下の結果を得た。(1)Na濃度は,ガラス固化した場合のNa2O濃度で9%程度であった。(2)核種濃度は,241Am以外はTVFの設計標準濃度と同程度か又は低濃度であった。241Amは,TVFの設計標準濃度より510倍高い濃度であった。(3)元素濃度は,TVF設計標準濃度に比べ平均して0.6倍程度(アクチニドを除く)であった。(4)組成調整の主目的であったCrは,ガラス固化した場合約0.5%程度となる濃度であり,計画どおり調整されていた。(5)沈殿物は,泥状物質と10
m以下の粒状,針状物質から構成され,主成分はP,Fe,Zr,Mo等であった。X線回折測定でZrMo2O7(OH)2(H2O)2が同定された。
明珍 宗孝; 小杉 一正; 和田 幸男; 山田 一夫; 清宮 弘; 石川 博久
PNC TN8410 96-071, 86 Pages, 1996/03
高レベル放射性物質研究施設(CPF)において有用金属回収試験(第4回ホット試験)を実施した。鉛抽出法と灰吹法を組み合わせた乾式元素分離法により不溶解残渣から白金族元素を回収する方法についての実証を行った。その結果、白金族元素を主成分とする合金粒を得た。
馬場 恒孝; 松本 征一郎; 村岡 進; 山田 一夫*; 斉藤 誠美*; 石川 博久*; 佐々木 憲明*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, p.1397 - 1404, 1995/00
ガラス固化体の放射線に対する長期耐久性に関する知見を得るため、動燃-原研共同研究による
加速試験を実施した。東海再処理工場の高レベル放射性廃液を使用して
Cmを添加したガラス固化体を作製し、崩壊による影響を加速し、所定の経過年数に相当したガラス固化体の物性評価試験を行った。Cm添加実ガラス固化体試料の成分分析から、Cm濃度及びガラス組成はほぼ目標どおりであること、加速年時で約6千年、1万1千年におけるEPMA観察からクラックの発生は見られず、浸出試験結果でもこれまでの類似組成試料について同条件で行ってきた試験結果と著しい差異がないこと、密度では約1万年相当時で約0.5%減少すること等の結果を得た。
平山 卓; 野島 康夫; 石川 一夫
動燃技報, 83, 0 Pages, 1992/09
再処理工場に設置されている低放射性廃液を貯留する比較的大型のステンレス鋼ライニング型貯槽(以下「大型廃液貯槽」と言う。)のライニング板および溶接線等の健全性を確認するために、昭和59年度から大型廃液貯槽遠隔点検システムの開発を進めている。本報はこれまで行ってきた開発の経緯、試験結果および改良等について取りまとめたものである。
佐々木 憲明; 石川 博久; 宮原 要; 山田 一夫; 湯佐 泰久
High Level Radioactive Waste Management 1990, p.675 - 682, 1990/00
None
佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 石川 博久*; 山田 一夫*; 塚根 健一*; 河村 和廣*; 出光 一哉*; 宮原 要*
PNC TN8510 88-005, 294 Pages, 1988/08
本資料は,スウェ-デンにおける使用済燃料の直接処分に関する安全性を立証した報告書(KBS-3)の要約である。スウェ-デンでは,1977年の通称「条件法」により,原子力発電所の運転開始に際し,再処理から発生する高レベル廃棄物または使用済燃料の処分が安全に行えることを立証することが義務づけられた。原子力発電業者は立証作業をスウェ-デン核燃料供給公社(SKBF)へ委託し,1977年から1983年にかけて3つの報告書(通称KBSレポ-ト)が作成された。この報告書は,放射性廃棄物処分の概念に関して,世界の先駆的な役割を果しており,処分の基本概念として,人工バリアと天然バリアを組み合わせた地層処分により,長期的に安全であることを立証している。この報告書の内容は,我が国の地層処分研究開発の第2段階前半で期待される成果に対しており,直接参考となるものである。今回,東海事業所環境工学開発部廃棄物処分技術開発室(WIS)で,KBSレポ-トの中で最新のものであるKBS-3レポ-トを要約しまとめた。この報告書が処分概念の理解と関連報告書等との比較の一助となれば幸いである。
佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 石川 博久*; 山田 一夫*; 河村 和廣*; 塚根 健一*; 新井 隆*; 出光 一哉*
PNC TN8510 88-001, , 1988/01
スイスでは同国の公的規定により,1985年以降の原子力発電所の運転に対する必要条件として放射性廃棄物処分の安全性と実施可能性を保証するプロジェクトの実施が前提となった。このプロジェクトはProjestGewahr1985と呼ばれ,スイス政府の委託を受けた放射性廃棄物貯蔵全国組合(NAGRA)により,報告書にまとめられた。(NGB85-0109)この報告書においてスイスにおける放射性廃棄物の処分は現在の技術と知識に基づいて,長期的に安全であり実施可能であることを示している。 今回,廃棄物処分技術開発室(WIS)でこの報告書の中で全体総括にあたるNGB85-09を要約した。本所の原本(英語版)および日本語訳はWISに保管してある。
石川 博久*; 山田 一夫*; 吉村 光彦*
PNC TN8410 86-038, 46 Pages, 1986/05
高レベル放射性物質研究施設(CPF)除染室内において,ガラス固化ホット試験で作製した固化体のキャニスタ表面汚染の除去を目的として,ワイヤブラシと高圧水を併用した除染試験を実施した。 ワイヤブラシと高圧水連続噴射(150kg/CM2)の場合は,約20分間で表面汚染密度が当初の3
10-1Ci/CM2から510-5Ci/CM2となった。除染効果としては,表面汚染密度は時間の二乗に反比例して減少している。噴射する高圧水を連続から間欠(20秒/分)にした場合の除染効果の差異は,ほとんど認められなかったが,低圧水(2kg/CM2)の場合は表面汚染密度が1桁程度高く,除染効果が悪かった。20分間除染後のキャニスタは,いずれも表面の酸化膜が除去され,金属光沢を有していた。
永田 寛; 山浦 高幸; 那珂 通裕; 川又 一夫; 出雲 寛互; 堀 直彦; 長尾 美春; 楠 剛; 神永 雅紀; 小森 芳廣; et al.
no journal, ,
原子力機構では、今後、発電用原子炉を導入する国に向けた汎用小型試験研究炉の概念検討を2010年から開始した。この概念検討にかかわる基本設計としては、板状の燃料要素でプール型による熱出力10MW級の試験研究炉を想定した。また、この概念検討では、安全性の高い施設であること、経済性に優れた設計であること、高い稼働率が達成できること並びに高度な照射利用ができることを目標としている。検討結果として、燃料要素16本と制御要素4本を配置した炉心において、最大高速中性子束は7.6E+17n/m
/sであった。また、原子炉入口圧力が0.15MPa、原子炉入口流量が1200m
/s、原子炉入口温度が40
Cの場合、DNBRは4.2であり、定格出力の運転状態としては、この炉心は十分な余裕があることがわかった。今後は、より詳細な炉心の核設計及び熱水力設計を行うとともに、冷却系統,照射設備及びホットラボ設備等の概念設計を行い、動特性評価及び安全評価に着手する予定である。
