ASSESSMENT OF STRUCTURAL INTEGRITY OF MONJU STEEL LINER AGAINST SODIUM LEAKAGE And COMBUSTION -Modeling of Thinning Process of Liner dueto Corrosion in Structural Analysis-

月森 和之; 岩田 耕司; 赤津 実

第9回原子力工学国際会議(ICONE-9), 2(779), 0 Pages, 2001/00

ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉では、床ライナはナトリウム漏えい事故時に漏えいナトリウムと床コンクリ-トとの直接接触を防止する機能を有し、事故の拡大防止の観点から重要な構造である。ナトリウム漏えい時のライナの温度は、初期段階で漏えいナトリウムと接する領域を中心に急速に上昇する。一方、腐食によるライナの減肉については溶融塩型腐食を想定した厳しい減肉速度に従うとしても、ライナの温度上昇よりかなり遅れて進行する。このため、ライナに生じるひずみの最大値はこの初期段階に生じることになる。したがって、ひずみの解析評価において、最終的に到達する減肉量を最初から仮定したモデル化を用いるとひずみの最大値を過大に評価することになる。そこで、現象面から実態に合った解析を実現するためにライナの減肉の進行過程をモデル化する方法を検討した。

実用化戦略調査研究(FBRプラント) - 平成10年度予備調査結果要約の取りまとめ -

早船 浩樹; 久保田 健一; 吉田 匡志; 宇野 修; 赤津 実; 江沼 康弘; 一宮 正和

JNC TN9420 99-004, 195 Pages, 1999/06

JNC-TN9420-99-004.pdf:15.24MB

中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に実施されるFBR実用化戦略調査研究に先立ち、革新的技術を取り入れ、経済性目標を達成可能なナトリウム冷却MOX燃料大型炉概念の創出を行った。更に、ナトリウム冷却MOX燃料大型炉以外の概念についても、文献調査を元に高速炉システムの幅広い技術選択肢としての検討を予備的に実施した。(1)革新的技術を取り入れたナトリウム冷却MOX燃料大型炉(基準プラント)については、経済ポテンシャルを有する概念を複数個創出することを目標にして検討した。その結果、プラント概念:18ヶ(この内、2次系削除概念は4ヶ)及び系統設備のみの概念(例:燃料取扱設備のみ):4ヶ、並びにコ・ロケーションシステム概念:5ヶを創出した。(2)基準プラント以外に関しては、幅広い技術選択肢を検討する観点から、ガス冷却炉、重金属冷却炉、小型モジュール炉、水冷却増殖炉、及び溶融塩増殖炉について、文献調査に基づいて各概念の特性を検討し、技術的成立性(構造健全性(含耐震性)、安全性、製作建設性、運転性、保守補修性、特有の開発課題)を評価すると共に、実用化目標の4視点(軽水炉と比肩する経済性、資源の有効利用、環境負荷低減、核不拡散性強化)及び開発リスクの観点から評価した。その結果、1)小型モジュール炉として、経済性に優れた中型炉及び多目的汎用型の設計概念を代表するものとして超小型炉2)ガス炉として、冷却材がCO2、He及び燃料被覆形態が密封型、ベント型、被覆粒子の組み合わせ3)重金属炉として、鉛・鉛ビスマス設計及び運転経験豊富なロシアの鉛冷却炉4)軽水冷却として軽水冷却沸騰水型増殖炉及び超臨界圧軽水冷却炉5)溶融塩炉としてU-Puサイクルと整合した三塩化物溶融塩炉を今後検討すべき出発点として摘出した。

リサイクル炉の検討

笠井 重夫; 小川 伸太*; 早船 浩樹; 黒澤 典史; 赤津 実; 戸澤 克弘; 庄野 彰; 一宮 正和

動燃技報, (105), p.27 - 40, 1998/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN1340-98-001.pdf

経済性および安全性を十分に確保して、環境への負荷の低減および核不拡散性の強化が図れる先進的核燃料リサイクル体系を構成するのに相応しい先進的高速炉炉心(リサイクル炉心)概念を構築した。リサイクル炉心概念は、放射性固体廃棄物を削減するために従来の燃料集合体の外套であるラッパ管を削減するとともに中性子遮蔽体を分離・再利用することとし、炉心冷却性能を確保するために制御棒を内包する大型開放燃料集合体で構成した炉心構造概念(開放型炉心と称す)とした。また、燃料には窒化物燃料を用い、その高熱伝導でナトリウムとの共存性が良好である特長を利用し受動的安全性を高めた炉心概念とした。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(1996年度報)

赤津 康夫; 渡辺 均; 叶野 豊; 森澤 正人; 片桐 裕実; 清水 武彦; 今泉 謙二

PNC TN8440 97-022, 147 Pages, 1997/05

PNC-TN8440-97-022.pdf:3.03MB

東海事業所では、「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定、第VII編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1996年4月から1997年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。なお、線量当量の評価に当たっては、1997年3月11日に発生したアスファルト固化処理施設の火災・爆発事故の影響を考慮し算出した。環境監視結果を要約すると以下のとおりであり、1996年度における再処理施設の平常運転及びアスファルト固化処理施設の火災・爆発事故による放射性物質の放出は、環境や一般公衆の健康に影響を及ぼすものではなかった。(1)空気浮遊じん試料の一部から事故に伴う影響が一時的に見られたが、それ以外については過去10年間に実施したモニタリング結果に基づく平常の変動範囲内であった。(2)公衆の実効線量当量評価結果は、2.410-3mSvから2.110-2mSvであった。

Behavior of Technetium-99 in Samples

植頭 康裕; 森田 重光; 渡辺 均; 宮河 直人; 片桐 裕実; 赤津 康夫

Health Physics, 0 Pages, 1997/00

テクネチウム-99(99Tc)は、核分裂による生成が約6%と高く、半減期も2.1410^5と極めて長いため、環境影響評価上重要な核種である。そこで妨害核種の除去にキレート樹脂を、また、測定系に誘導結合プラズマ質量分析装置(Inductively Coupled Plasma Spectrometer:ICP-MS)を用いた高感度定量法を開発し、99Tcの環境中における挙動を解析した。東海村の畑土は、1.510^-1Bq/kg・dryレベルであり、植物中濃度は、3.610^-2mBq/kg・生であった。これまで移行係数については、トレーサ試験の結果から10^-210^2と高い値が報告されていたが、フィールドデータより求めた移行係数は2.410^-4であり、トレーサ実験による移行係数より2桁以上も小さいことがわかった。この結果から99Tcの移行係数は、他の核種同等レベルであることが

動燃再処理排水環境影響詳細調査結果(3) 1990年10月-1996年3月

赤津 康夫; 渡辺 均; 森田 重光; 中野 政尚; 片桐 裕実; 森澤 正人; 小林 美香

PNC TN8440 97-011, 98 Pages, 1996/10

PNC-TN8440-97-011.pdf:2.22MB

再処理施設から海洋へ放出される低レベル液体廃棄物の東海地先海域における放射能レベルの変動を詳細に把握するため、放出口を中心とした一定海域において海水中の放射性物質濃度調査を実施した。動燃再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県の要請に基づき、1978年(昭和53年7月)から実施している。環境影響詳細調査の開始から1988年9月までの測定結果は、既報(PNCSN842089-009)でまとめており、また、1988年10月から1991年9月までの測定結果のまとめは、既報(PNCZN844093-027)のとおりである。今回、第3報として、1991年10月から1996年3月までの測定結果について整理を行った。その結果、再処理施設排水に起因すると思われる放射能濃度の上昇は観測されなかった。また、1978年以降18年間にわたる環境影響詳細調査について検討した結果、再処理施設排水による海域全体の放射能レベルの変動は見られなかった。

大気拡散計算に関連する気象観測データの解析

赤津 康夫; 清水 武彦; 今泉 謙二; 片桐 裕実; 叶野 豊

PNC TN8420 96-017, 50 Pages, 1996/08

PNC-TN8420-96-017.pdf:2.16MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、昭和30年代(当時は、原子燃料公社)から、気象観測を継続・実施してきている。その後、再処理施設からの大気放出される放射性廃棄物の環境影響評価に使用する目的で、昭和49年頃から気象観測塔が設置され、昭和52年のホット試験以降の大気拡散計算に用いられている。本報告書は、1977年(昭和52年)から1995年(平成7年)までの約18年間に実施した大気拡散計算に関連する気象統計結果を取りまとめるとともに、気象要因に関連する大気拡散の特性について考察したものである。その結果、各年の気象統計と再処理施設からの放出量を基にした計算結果での最大濃度地点は、安全審査等で評価している最大濃度地点と同様の地点に多く出現することが確認された。しかし、20年間の観測結果を用いた今回の調査結果では、大気安定度の出現頻度等の違いにより、西南西方向に最大濃度地点が出現するパターンが数回あった。また、これまで暦年で報告していた一般公衆の線量当量評価が、1995年(平成7年)から年度報告となったため、大気拡散計算に用いる気象統計結果、相対濃度について年度別に整理し、付録として収録した。

平成7年度 実用リサイクル炉概念検討成果報告書; プラントシステムの検討

赤津 実; 戸澤 克弘; 渡辺 一郎; 一宮 正和; 林 秀行; 向坊 隆一

PNC TN9430 96-005, 237 Pages, 1996/07

PNC-TN9430-96-005.pdf:9.6MB

標記検討において環境負荷低減・資源有効利用の観点から,廃棄物を極限できるリサイクルシステムを目指している。マイナアクチド(MA)を含むアクチニドリサイクル・ダクトレス60万kWe炉心の実現のため,MOX燃料炉心を中心に設計検討を行った。プラントシステム設計に関連し,ダクトレス・アクチニド含有炉心槽内の熱流動,炉心の浮上り力増大及び崩壊熱増大による系統への影響を評価した。更に,炉心廻り構造の成立性の検討・設定を行った。原子炉の支持構造概念を検討し,浮上り防止機構構造を明らかにした。冷却系は,MAを炉心に添加することで,1ループ当たり16MWの除熱容量の確保で,事故時も原子炉冷却材バウンダリの健全性の確保を確認した。

再処理施設周辺環境放射線監視年報 1995年4月1996年3月

赤津 康夫; 渡辺 均; 住谷 秀一; 片桐 裕実; 清水 武彦; 叶野 豊

PNC TN8440 96-022, 139 Pages, 1996/05

PNC-TN8440-96-022.pdf:3.1MB

東海事業所では、「動力炉・核燃料開発事業団東海事業所再処理施設保安規定、第VII編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、1995年4月から1996年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果を取りまとめたものであり、大気及び海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果についても併せて収録した。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

海洋環境監視年報1993年(1月12月)

赤津 康夫; 片桐 裕実; 清水 武彦; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 大内 博

PNC TN8440 95-032, 458 Pages, 1995/09

PNC-TN8440-95-032.pdf:15.93MB

東海事業所環境安全課では、海洋モニタリング船「せいかい」を用いて、保安規定、県監視計画等に、基づき、海洋試料(海水・海底土)の採取を実施している。また、東海沖の海洋観測業務(放出口における流向・流速測定・水温・塩分の水平・鉛直分布観測等)も定期的に実施している。本報告書は1993年の東海沖における海洋観測業務(流動調査・水平観測・鉛直観測)を第I編とし、第II編に海洋試料採取に係わる業務についてまとめたものである。