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論文

Detailed deposition density maps constructed by large-scale soil sampling for $$gamma$$-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 谷畑 勇夫*; 藤原 守; 齊藤 敬*; 下浦 享*; 大塚 孝治*; 恩田 裕一*; 星 正治*; 池内 嘉宏*; 高橋 史明; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 139, p.308 - 319, 2015/01

 被引用回数:216 パーセンタイル:98.81(Environmental Sciences)

The soil deposition density maps of $$gamma$$-ray emitting radioactive nuclides from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) accident were constructed on the basis of the results from large-scale soil sampling. The 10,915 soil samples were collected at 2,168 locations. $$gamma$$-rays emitted from the samples were measured by Ge detectors and analyzed using a reliable unified method. The determined radioactivity was corrected to that as of June 14, 2011 by taking into account the intrinsic decay constant of each nuclide. Finally the maps were created for $$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{131}$$I, $$^{rm 129m}$$Te and $$^{rm 110m}$$Ag. The radioactivity ratio of $$^{134}$$Cs to $$^{137}$$Cs was almost constant as 0.91 irrelevant to the soil sampling location. Effective doses for 50 years after the accident were evaluated for external and inhalation exposures due to the observed radioactive nuclides. The radiation doses from radioactive cesium were found to be much higher than those from other radioactive nuclides.

論文

ガラス固化溶融炉における白金族元素粒子挙動解析

河村 拓己*; 伊藤 啓; 堺 公明; 中島 正義; 藤原 孝治; 大島 宏之

日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.297 - 307, 2008/09

高レベル放射性廃棄物のガラス固化過程において、廃棄物中から発生する白金族元素粒子は溶融ガラスと混合されてガラス固化溶融炉中で流動する。効率的な溶融炉運転を行うためには溶融炉内での白金族元素粒子挙動を調査する必要があるが、高放射性の実機溶融炉の内部を観察・測定するのは困難であり、十分な調査が行われていない。本論文では、溶融炉内の粒子挙動を解析できる手法について述べる。溶融ガラスの流動,電位場及び粒子分布は相互作用しているため、これらの物理現象を組合せた数値解析手法を開発し、溶融炉内の挙動を高精度に解析することを目指した。10バッチ(各バッチは溶融,炉底加熱及び流下運転から成る)分の溶融炉内非定常粒子挙動を解析した結果、モックアップ試験と同様に白金族元素粒子の効率的な抜出しが可能であることが示された。以上の結果より、数値解析手法によってガラス固化溶融炉中白金族元素粒子の非定常挙動を評価できる見通しを得た。

報告書

ガラス固化技術開発施設(TVF)の管理区域設定準備報告書

牧野 勉; 室川 佳久; 藤原 孝治; 吉岡 正弘; 稲田 栄一; 上野 勤

PNC TN8440 96-005, 558 Pages, 1995/10

PNC-TN8440-96-005.pdf:14.51MB

新規施設の管理区域設定のため,国,地方自治体及び事業団内の許認可等の手続きを行うに当たり,実施した詳細内容を報告する。管理区域設定準備に必要事項を国,地方自治体,事業団内,施設内,従業員等に分類し,ひとつひとつ,変更,改訂,設置等を実施した。原子炉等規制法に定める再処理設備のその他附属施設のうち,主要な試験施設として昭和63年2月9日付けで設置変更承認を得たガラス固化技術開発施設(TVF)は,設工認,建設工事,試運転等を経て,使用前検査に合格し,保安規定の変更許可等を取得し,かつ,事業団内外の了解を得て,計画通りに平成6年9月2日に管理区域を設定した。新規施設の管理区域設定準備に必要な項目,内容,スケジュール及び対応時の具体的な内容をまとめることができた。今後の新規施設の管理区域設定準備及びホット試運転開始準備に資する。

口頭

ガラス溶融炉の炉内計測技術の開発

中谷 隆良; 小坂 哲生; 新妻 孝一; 藤原 孝治; 仙波 康成; 阿部 真也

no journal, , 

原子力機構はガラス固化技術開発施設に設置されている高レベル放射性廃液のガラス固化処理を行うガラス溶融炉の炉内の電極や耐火レンガの腐食進行状況を定期的に確認し、ガラス溶融炉を設計寿命まで有効に活用していく計画である。この腐食進行状況を確認するための炉内計測技術を開発した。その結果、遠隔操作での炉内計測が可能となった。

口頭

ゾルゲル法を用いた高レベル放射性廃液の低温ガラス固化

新原 盛弘; 藤原 孝治; 小坂 哲生; 上野 勤; 青嶋 厚

no journal, , 

使用済み核燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃液は安定で取扱が容易な形態であるガラスに固化処理される。現状のガラス固化処理法は高温の溶融ガラス(約1200$$^{circ}$$C)を用いるため、溶融炉構造材の侵食により炉の寿命が約5年と短い。一方、ゾルゲル法は軟化点以下(約600$$^{circ}$$C)で幅広い組成のガラスを作る手法としてガラスファイバー製造等に使われているが、このゾルゲル法をガラス固化に応用することでプラント寿命を大幅に延長することが期待される。本研究ではケイ酸エチルを出発原料としたゾルゲル法により、現在ガラス固化技術開発施設(TVF)で製造しているガラスと同一組成のガラスを合成し、ガラスの均質性をX線回折分析によって評価した。

口頭

廃気洗浄装置の閉塞抑制策

伊藤 義之; 池上 靖志; 須田 正規; 新原 盛弘; 藤原 孝治

no journal, , 

使用済燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃液をガラス溶融する際、溶融炉からのオフガスに含まれるホウ素等は、廃気洗浄装置(スクラッバ,ベンチュリスクラッバ)の配管に付着する。このため、廃気配管には水洗浄装置等が設置されており、廃気配管の差圧の上昇傾向が確認された際は、水洗浄を実施してきた。今回、基礎試験等によりベンチュリスクラッバ差圧の上昇メカニズムを明らかにすることにより、廃気配管への付着を抑制する運転方法及び効果的な洗浄方法を確認した。その結果、差圧上昇は、廃気冷却管の水洗浄によるホウ酸を含むスクラッバ洗浄水の一部が、ミストとして廃気配管へ移行し、固化セルからの湿度の低い空気と接することにより乾燥・析出し、ベンチュリスロート部入口に蓄積することによって起こることを確認した。また、洗浄方法の確認試験を行い、付着物が蓄積しやすい固化セル空気との合流部以降の廃気配管内を効果的に洗浄する方法を確認した。本結果を基に洗浄方法を改善し、定期的に洗浄ラインからの廃気配管の溶解洗浄を行うこととしたことにより、廃気洗浄装置の安定運転を継続している。

口頭

TVF1号溶融炉の運転実績とその反映

藤原 孝治

no journal, , 

本資料は、METI、原子力安全・保安院,核燃料サイクル安全小委員会及び同再処理WG(H20年5月16日開催予定)において、日本原燃K施設溶融炉で確認された運転不調の原因対策の検討プロセス及び内容の審議の参考とすることを目的として、TVFのホット運転で確認された課題及びこの対策,K施設への反映事項について説明を行うものである。

口頭

ゾルゲル法による高レベル放射性廃液のガラス固化方法の改良

高谷 暁和; 加藤 淳也; 藤原 孝治; 上野 勤

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化処理では高温の溶融ガラス(約1200$$^{circ}$$C)を扱うため、ガラス溶融炉の寿命は構造材の侵食により約5年と短い。一方、ゾルゲル法はガラスの軟化点程度の低温でガラスを合成することができるため、ガラス固化に応用することでプラントの長寿命化が期待できる。これまでに、アルコキシドを原料としたゾルゲル法により模擬高レベル放射性廃液のガラス固化試験を行ってきているが、これまでに得られたゲルでは密度や浸出特性において硝酸系でゲルを合成することに起因する課題があった。このため、本研究ではギ酸により模擬廃液の硝酸成分を脱硝し、アルコキシド原料をギ酸で加水分解するプロセスで作成したゾルゲルガラスの特性評価を行った。

口頭

ガラス溶融炉の耐火物の腐食に関する研究

角 洋貴; 伊藤 義之; 藤原 孝治; 上野 勤

no journal, , 

ガラス溶融炉の運転により、その溶融槽の構造部材である耐火物に起こる現象について基本的な知見を得て、耐火物の劣化に関する評価に資するため、コールドモックアップ溶融炉から耐火物を採取し、耐火物へのガラスの浸み込み現象や、耐火物の特性変化に関する調査を行った。その結果、コールドモックアップ溶融炉の溶融槽の構造部材である耐火物に起こる現象について基本的な知見を得た。

口頭

ゾルゲル法によるガラス固化プロセスの改良と特性評価

加藤 淳也; 高谷 暁和; 藤原 孝治; 磯崎 功栄

no journal, , 

ゾルゲル法により高レベル放射性廃液を低温でガラス固化するための基礎試験を実施している。アルコキシドを原料としたゾルゲル法により作成した固化ガラスでは、ガラス固化技術開発施設のガラス固化体と比較して密度が低いなど特性を向上させることが課題である。これまでに、廃液を脱硝することなどの改良により特性の向上が図られたと報告している。今回はさらに、合成プロセスや熱処理方法の改良を行い、固化ガラスの特性評価を行った。その結果を報告する。

口頭

ガラス溶融炉の炉内計測技術の開発,2

中崎 和寿; 高谷 暁和; 加藤 淳也; 小林 正宏; 松村 忠幸; 新妻 孝一; 藤原 孝治

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)では、ガラス溶融炉の炉内構造物の形状及び侵食量を遠隔操作で計測する炉内計測技術の開発を行っている。本報告では、開発した形状計測装置を用いて取得したデータを3次元的に可視化するデータ処理方法について述べるとともに、高線量のホット環境下にあるTVFガラス溶融炉に適用し、電極表面の侵食量分布を評価した結果について報告する。

口頭

ガラス溶融炉の炉内形状計測システムの開発

加藤 淳也; 中崎 和寿; 高谷 暁和; 松村 忠幸; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)における現行のガラス溶融炉(2号炉)は、1号炉の経験を踏まえて定期的に炉内点検を行い、炉内構造物(主電極及び耐火物)の侵食状況を確認しながら運転を行う計画である。このため、炉内構造物の侵食状況を定量的に把握することを目的に、炉内構造物の表面形状をレーザ光を用いて計測する形状計測装置の開発し、さらに計測データから侵食量を評価するプログラムの開発を行った。開発した計測システムを用いてガラス固化技術開発施設(TVF)のガラス溶融炉へ適用し、炉内構造物の侵食量及び侵食量分布を把握することができた。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における固化セルクレーンの補修

松村 忠幸; 高谷 暁和; 角 洋貴; 石井 清登; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の高放射性廃液を扱う固化セルは、クレーン(20t:2基)(固化セルクレーン)と両腕型のバイラテラル・サーボマニプレータ(BSM)(2基)により故障した機器を遠隔操作で直接保守セルへ搬出し、その補修後、再び遠隔操作により固化セルへ搬入し取り付ける遠隔保守方式を採用した大型のセルである。東日本大震災の影響により故障した1基のBSMの補修中、平成23年12月に1基の固化セルクレーン主巻の作動不良が生じた。固化セル外からのケーブルテスタ(タイムドメイン反射測定器:TDR)を用いた調査により、主巻ブレーキを開放する給電系統において、トロリ付近の導通不良を確認したことから、BSMの補修を中断し、固化セルクレーンの補修に着手した。BSMが故障した状況での固化セルクレーンの補修は、平成4年のTVF竣工以来、初めての遠隔保守である。このため、遠隔操作においては、BSMの故障に伴い不足する遠隔保守に必要なITVカメラの視認性確保、また直接保守セルでの補修においては、被ばく低減のための作業手順等について、これまでに構築してきた固化セルの3D CADデータを活用して検討し、平成25年4月に無事その補修を完了した。

口頭

Development of Vitrification Technology at JAEA

捧 賢一; 小林 秀和; 菖蒲 康夫; 藤原 孝治; 塩月 正雄; 三浦 信之

no journal, , 

The first melter of TVF produced 130 canisters from 1995 to 2002. The first melter has remotely removed and replaced by the second melter. As we expect that the third melter will be necessary in order to process the whole HAW which has already generated from TRP, we have conducted development of simulation technology, evaluation of melter bottom structure or electrode arrangement, basic test regarding to noble metals behavior and its influence on viscosity and specific resistance of glass.

口頭

東海再処理施設における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み

窪木 道克; 内藤 信一; 角 洋貴; 中山 治郎; 狩野 茂; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の東海再処理施設(TRP)においては、平成23年3月に発生した大地震に対する設備の健全性確認を実施するとともに、福島第一原子力発電所の事故を受けて、津波等による全交流電源喪失を想定した高放射性廃液(HAW)等に対する冷却機能や水素掃気機能の確保、施設への浸水防止対策などの緊急安全対策を実施してきた。TRPには、現在、約400m$$^{3}$$のHAWが貯蔵されており、このHAWを東海ガラス固化技術開発施設(TVF)において全量ガラス固化するためには約20年を要することから、ガラス溶融炉の更新、遠隔機器の整備等を計画的に進めていく必要がある。新規制基準適合に向けた対応と並行しHAW等の固化・安定化を計画的に進めることについては、これらの潜在的ハザードについての実態把握調査を通じて、原子力規制委員会より当面5年間の固化・安定化処理の実施が認められた。TVFにおいては来年度第3四半期からのガラス固化運転開始を目指し、これまでインセルクレーンや両腕型マニプレータ等の遠隔機器の補修・整備を行うとともに、内部溢水対策、屋外監視カメラの設置、HAWの蒸発乾固対策等の施設の安全対策の強化を進めてきている。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における遠隔保守,1; 遠隔保守に係る技術開発の経緯

中山 治郎; 角 洋貴; 窪木 道克; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

原子力機構東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の大型セル(固化セル)は、セル内機器をインセルクレーン、両腕型マニプレータ(BSM)により保守する遠隔保守システムを導入しており、これまで、コールド試運転やホット運転においてシステムの検証と実証、技術開発を行ってきた。コールド試運転時では、保守対象品すべての着脱確認により、操作手順の確立、遠隔操作用治工具の改良を行った。ホット運転以降においても、プロセス設備の遠隔保守、遠隔保守機器自身の保守作業の経験の積み重ね等よる作業の効率化を図ると共に、遠隔保守システムの信頼性を向上してきた。更に、ホット運転では、上述の遠隔保守技術をもとに、大規模な遠隔保守作業である2号溶融炉への更新、撤去した1号溶融炉の解体等をとおして、遠隔保守システムの実証と関連する技術開発を行ってきた。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における遠隔保守,2; 遠隔保守技術の現状と今後の取組み

角 洋貴; 中山 治郎; 窪木 道克; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

TVFでは、これまでに固化セル内機器の遠隔保守の実績を積み重ねてきている。TVFでは今後20年をかけて、東海再処理施設で保有する高放射性廃液を固化・安定化処理する計画であるが、近年、インセルクレーンや両腕型マニプレータ高経年化が進んでおり、これらの保守時はトロリ等の大型部品を遠隔操作で取外し、除染セルでの直接保守が必要なため、機器動線の検討が必要となる。この検討では、溶融炉更新時に得られた知見から、設備の3Dシミュレーションを用い、機器動線を事前に検討することで、作業スペースの確保や作業期間の短縮による被ばく低減を図っている。また、溶融炉の点検のため、溶融炉内に堆積、残留したガラスを除去する堆積物除去装置及び炉内形状の計測を行う形状計測装置を開発、実証した。これらは、遠隔操作性、保守性等の課題があり、今後、これらの性能向上のための開発を継続する。遠隔操作機器については、今後、高経年化に備え、各部の構造等を考慮した点検方法を確立するとともに、計画的に保守を行う。堆積物除去装置や形状計測装置についても改良を重ね、溶融炉の安定運転や寿命評価に反映させる。

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