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論文

$$gamma$$-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07

再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの$$gamma$$線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの$$gamma$$線を測定する試験が行われた。この発表は、$$gamma$$線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。

論文

Completion of solidification and stabilization for Pu nitrate solution to reduce potential risks at Tokai Reprocessing Plant

向 泰宣; 中道 英男; 小林 大輔; 西村 和明; 藤咲 栄; 田中 秀樹; 磯前 日出海; 中村 仁宣; 栗田 勉; 飯田 正義*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

東海再処理工場では、2007年の運転以降、長期間、プルトニウムを溶液の状態で貯蔵している。硝酸Pu溶液は、全電源喪失時に水素爆発や沸騰に伴う事故により放射性物質を施設外に放出するリスクがあり、2011年の東日本大震災以降、原子力機構は硝酸Pu溶液貯蔵時の潜在的なリスクについて評価を実施し、2013年に貯蔵中の硝酸Pu溶液(約640kgPu)の潜在的なリスクを低減するため、当該溶液をMOX粉末に転換し、固化・安定化を図ることを目的としたプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)の運転を計画した。PCDFの運転をリスク低減化活動の一環として新規制基準の適用を受けずに実施するため、緊急安全対策等の原子力安全に係る必要な対策を実施し、原子力規制委員会より運転実施の了解が得られた。その結果、PCDFの運転を2014年の4月28日から開始し、2016年8月3日に約2年間の処理運転を計画通り無事に完遂した。

論文

プルトニウム転換技術開発施設の更新工事

吉元 勝起; 磯前 日出海; 野口 真一; 中井 宏二

動燃技報, (93), p.102 - 108, 1995/03

プルトニウム転換技術開発施設(以下「転換施設」と称する。)は、昭和58年の運転開始以来、設備に改良を加えながら、10年間安定した運転を続け、「ふげん」「常陽」及び「もんじゅ」用原料混合転換粉末約を9ton転換し、燃料製造施設に供給してきた。転換施設では、今後の安定運転の継続のため、平成5年から平成6年にかけて約1年間の計画停止を実施し、設計時に計画の耐用年数を経過した焙焼還元炉及び廃液蒸発缶を中心とした更新工事を実施した。更新方法についても従来の機器を納めているグローボックス全体を更新するものではなく、グローボックスのパネルを取り外して内装機器だけ更新するパネル取り外し法を採用し工期の短縮、放射性廃棄物の低減及び被ばくの低減を図った。本工事の成果として焙焼還元炉の材質変更に伴なう加熱性能改善による製品粉末の物性の向上、焙焼還元炉の耐用年数の延長、廃液蒸発缶の材質変更による耐食性の向上、自動運転制御による運転昨日の向上および運転時間の短縮を図った。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,6; マイクロ波加熱直接脱硝法による混合転換技術の実証と技術移転

藤咲 栄; 向 泰宣; 磯前 日出海; 吉元 勝起

no journal, , 

動力炉・核燃料開発事業団(当時)では、1977年の日米交渉を機に独自に開発したマイクロ波加熱直接脱硝法を、核拡散抵抗性に優れたプルトニウム・ウラン混合転換プロセスに適用し、1983以来、東海再処理工場で分離精製したプルトニウム及びウランを用いて実証運転と技術開発を行ってきた。国際合意に至る経緯,施設の概要,試運転及び開発運転の経過,六ヶ所再処理工場(日本原燃)への技術移転と、今後の展開について述べる。

口頭

ガラス線量計によるグローブ作業時の手部被ばく管理方法と照射特性

磯前 日出海; 中村 仁宣; 松本 正喜; 加藤 良幸; 中道 英男; 小磯 勝也*; 庄司 薫*

no journal, , 

グローブ作業時の手部被ばくの管理方法として繰り返し利用可能なガラス線量計を指輪型線量計として作業管理に適用した。同管理手法を紹介するとともに、ガラス線量計の照射結果について示す。

口頭

簡素化ペレット法による燃料製造技術開発,2; 脱硝・転換・造粒のプロセス開発

加藤 良幸; 木村 雄一; 磯前 日出海; 栗田 勉; 吉元 勝起; 牧野 崇義; 鈴木 政浩; 木原 義之

no journal, , 

簡素化ペレット法は溶液段階でPu冨化度調整したMOX粉末を直接成型・焼結するプロセスであり、今までビーカースケールでPu冨化度調整試験及びMOX粉末の流動性改良試験によってペレット成型・焼結が可能であることを確認してきた。今回300gMOX/バッチ規模の造粒試験を実施し、流動性改良効果とペレット成型・焼結の結果を報告する。

口頭

防護服着用時における疲労度モニタリング技術の開発とその運用; 熱中症の未然防止を目指して

高橋 直樹; 磯前 日出海; 吉元 勝起; 松本 正喜

no journal, , 

原子力施設の解体・撤去に際しては、作業員の内部・外部被ばくを防止するため、さまざまな防護服を着用して作業を行うが、これら防護具は、通常の作業装備に比べて透湿性が悪いため熱や湿気が防護服内にこもりやすいため、防護服内は高温・多湿となり、作業員のヒートストレスによる熱中症発生の危険度が高い。これまでは、本人の自己申告に基づく作業管理を行っていたが、第三者が客観的な情報をもとに作業員の疲労状況を判断でき、適切な作業指示を行えるシステムの開発を行うとともに、実フィールドにおいて運用を行ってきた。

口頭

防護服着用時における身体負荷低減に関する考案

高橋 直樹; 磯前 日出海; 栗田 勉; 吉元 勝起; 高橋 芳晴*; 名後 利英*; 栃原 裕*; 若林 斉*; Lee, J.-Y.*

no journal, , 

原子力施設の解体・撤去(デコミッショニング)にあたっては、放射性物質から身体を防護するため防護服を着用する。これらの防護服は、通常の作業服に比べて透湿性が悪いため、作業に伴う産熱や汗による湿気がこもりやすく身体に与える負荷(温熱負荷)は大きくなる。本報告では、さまざまな防護服を着用し作業した際の体温等の変化を測定した結果や防護服の違いが身体に及ぼす影響をもとに防護服着用作業時における身体負荷低減のための方策について検討した結果について報告する。

口頭

マイクロ波脱硝装置の電界分布解析

木村 雄一; 加藤 良幸; 磯前 日出海; 吉元 勝起; 荒井 宣之*; 沼尾 輝彦*; 篠崎 義徳*

no journal, , 

再処理施設で得られる硝酸プルトニウム・ウラン混合溶液は、マイクロ波脱硝装置により蒸発・濃縮・脱硝の処理を行う。この脱硝操作を効率的に実施するためには、脱硝装置内の電界分布を把握し、効率的に被加熱物にマイクロ波を照射する必要がある。今回、電磁場解析により脱硝装置内の電界分布の挙動を確認したので報告する。

口頭

MOX粉末からのプルトニウム回収技術の開発

谷川 聖史; 加藤 良幸; 磯前 日出海; 小松崎 舞*; 吉野 正則*

no journal, , 

MOX粉末からのPu回収技術として、炭化珪素とMOX粉末中のPuO$$_{2}$$を1:1で混合し、1300度で加熱した試料は、室温硝酸に溶解させることで約75%のPuが回収できた。さらに溶け残った試料に新たに炭化珪素を添加・加熱することで合計約95%のPuが回収できた。

口頭

東海再処理施設における硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理,4; Pu転換施設における設備不具合対応

沼田 伸二; 磯前 日出海; 大村 政美; 蔦木 浩一; 小林 大輔; 中村 大司; 根本 政博; 飯田 正義*; 田尻 一馬*; 栗田 勉

no journal, , 

硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理の対応期間中に、Pu転換施設の焙焼還元炉の伸縮継手及び溶液移送用の真空配管において発生した、不具合事象の対応について報告する。

口頭

再処理施設の廃止措置に向けたレーザーによる粉末回収技術の開発と適用性検討

岡田 純平; 西野 紗樹; 照沼 龍輝; 高橋 直樹; 磯前 日出海

no journal, , 

再処理施設の廃止措置を安全かつ効率的に進めるためには、一部の粉末系グローブボックス(以下、「GB」という)内に滞留するMOX粉末の回収が必要であるが、従来技術ではその過程において大量の二次廃棄物が発生するという課題があった。そこで、本研究では前述した課題解決のため、レーザーによる粉末回収技術に着目した。現在、レーザー除染は原子力発電所において、高いレーザーパワー密度で照射が行われているが、激しい火花が発生するためGB内での適用は難しい。そこで、GB内でレーザー除染を適用できる条件を検討した。粉末系GB内MOX粉末調査結果を踏まえて、保守的な模擬試験体を作製し、レーザー照射試験を実施した。その結果、レーザーパワー密度を低下させても、付着物の除去が可能であり、火花の発生を低減できたことから、GB内へレーザー除染を適用できる見通しが得られた。

口頭

再処理施設の計量管理に必要な測定技術と技術開発成果

谷川 聖史; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 佐本 寛孝; 関根 恵; 鈴木 敏*; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 磯前 日出海

no journal, , 

核物質を取扱う上で平和目的に限定して使用していることを示すために、計量管理等を適切に実施しなければならない。現在、核物質量の評価には液量等を測定しサンプリングを行い、Pu濃度を分析しPu量を算出している。また非破壊測定として主に中性子同時計数法を用いてPu量を求めている。これまでに東海再処理施設が取り組んできた成果として、再処理施設における核物質の動きを監視するためのリアルタイムモニタリング技術がある。これまでにPu溶液に対しては中性子をNDAにより直接測定する先進型溶液監視・測定装置(ASMS)を用いることで、リアルタイムベースで貯槽内のPuのモニタリングが可能となった。加えてPuの有無に係る液量変動を明確に識別できることが分かった。また、核分裂生成物を含む溶液に対してはPuモニタリングとして、HAW施設において、任意の箇所で測定を行うことで中性子計数率とPu量には相関関係がある見通しをMCNPの解析から得られた。また運転状態のモニタリング能力として実機を用いて攪拌運転時に測定した結果、検出位置により$$gamma$$線の挙動が異なることから、モニタリング能力がある見通しを得た。

口頭

東海再処理施設における眼の水晶体の被ばく低減対策

西野 紗樹; 根本 良*; 林 宏幸*; 小林 大輔; 磯前 日出海; 佐久間 修平; 滝本 美咲; 奥山 駿; 海野 基義; 北尾 貴彦

no journal, , 

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)は、使用済燃料を再処理し精製した硝酸プルトニウム溶液からMOX粉末を製造する施設であり、プルトニウムをグローブボックス越しに至近距離で取扱うため、厳しい放射線管理が要求される作業環境である。ICRPの声明を受け、令和3年4月に眼の水晶体の等価線量限度が引き下げられたことから、より厳格な被ばく管理の実施を目的として、PCDFの作業員の水晶体付近での被ばく線量測定及び被ばく低減対策の検討を実施した。現在PCDFを含む東海再処理施設は、廃止措置に移行しており、主な外部被ばくの要因である、PCDF工程内で発生した廃棄物のグローブボックス内での取扱作業を想定して、作業性及び遮へい能力を総合的に評価した結果、放射線防護メガネを防護具として選定し、令和3年度から作業内容に応じた着用を開始している。

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