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報告書

ナトリウム機器解体に係る経験及び技術集約; 100m$$^{3}$$級大型タンクの残留ナトリウム低減技術

早川 雅人; 下山 一仁; 宮越 博幸; 鈴木 重哲*

JAEA-Technology 2021-027, 33 Pages, 2022/01

JAEA-Technology-2021-027.pdf:3.64MB

日本原子力研究開発機構大洗研究所では、これまでに高速実験炉「常陽」や高速増殖原型炉もんじゅなどのナトリウム冷却型高速炉の研究開発に関わる多種多様なナトリウム環境下での試験研究が実施されてきた。これまでに所期の目的を達成したナトリウム試験施設及び機器類の解体撤去が順次進められ、豊富な経験や技術が蓄積されてきた。一方、試験研究に用いられてきた大量の金属ナトリウムは新しい試験施設での再利用が図られ、その後、再利用された金属ナトリウムを内包してきた大型ナトリウムタンク類の解体が進められている。これらの解体を安全かつ効率的に進めるためには、解体前にタンク内部(特に底部)に残留するナトリウムを極力低減することが重要である。このため、複数の100m$$^{3}$$級大型ナトリウムタンクについて、底部に残留するナトリウム量の低減を図ってきた。本報告ではこれまでに実施してきた残留ナトリウム低減に関わる技術や経験について述べる。

報告書

大量ナトリウムの安定化処理に関する技術開発; ナトリウム転換基礎装置の開発

松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*

JAEA-Technology 2007-035, 35 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-035.pdf:23.9MB

将来国内において、ナトリウムを冷却材とした高速プラントや放射性ナトリウムの試験施設の解体,廃止措置時に伴い発生する放射性ナトリウムを処分する必要が生じている。しかしながら、直接放射性廃棄物としての処分方法は、既存の技術では確立していない。このため、経済性や安全性等を考慮して、ナトリウムを化学的に安定な物質に転換した後に処分する方法が考えられる。そこで、ナトリウム転換基礎試験装置の改良を図りながら、水酸化ナトリウム濃度45$$sim$$50wt%,水酸化ナトリウム温度100$$^{circ}$$Cの水溶液中に、ナトリウムを注入速度10kg/hで注入して水酸化ナトリウム転換する基礎的な試験運転を実施した。その結果、注入されたナトリウムは水酸化ナトリウム水溶液中ですべて反応し、排ガス,水酸化ナトリウム温度,濃度等すべて制御することができ、本装置のシステムが妥当であることを検証した。また、水酸化ナトリウム水溶液中にナトリウムを注入する際にノズルが頻繁に閉塞するため、その原因を抽出し排除するためのノズルの検討,ノズル特性評価の方法及び手順を設定した。

報告書

大量ナトリウムの安定化処理に関する技術開発; ナトリウム転換の手法と基礎特性

松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*

JAEA-Research 2007-038, 32 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-038.pdf:5.06MB

ナトリウムを冷却材とする高速炉プラントの廃止措置やウランなどの放射性核種を微量に含むナトリウムを使用した試験施設を解体する際に、放射性物質として取り扱うべき大量のナトリウムが発生すると考えられる。このようなナトリウムを放射性廃棄物として直接処分する技術・方法は、国内においてまだ確立していない。そのため、経済性や安全性等を考慮した処分技術の検討・評価を行うことを目的に基礎的な試験研究を実施した。これまでに海外で先行例のある、ナトリウム-水反応によりナトリウムを水酸化ナトリウムに転換する手法を対象に、ナトリウム転換基礎試験装置を用いて試験を実施した。本試験では、液体ナトリウムを水酸化ナトリウム溶液中に注入し水酸化ナトリウムに転換する際の、水酸化ナトリウム溶液の濃度・温度,アトマイジングガス流量の影響を把握した。注入ナトリウム温度200$$^{circ}$$C,注入流速10kg/hを一定とし、アトマイジングガス流量60$$sim$$100NL/min,水酸化ナトリウム温度70$$sim$$100$$^{circ}$$C,水酸化ナトリウム濃度40$$sim$$60wt%の範囲で、ナトリウム転換処理に与える影響を評価した。

論文

再処理施設安全評価用基礎データの調査・検討・分析・評価

野村 靖; 岡田 幸衛*; 小幡 祐司*; 中山 忠和*; 田辺 安雄*; 西尾 軍治; 三谷 鉄二郎*; 倉重 哲雄*; 鈴木 賢一*; 杉山 俊英*; et al.

日本原子力学会誌, 33(4), p.318 - 328, 1991/04

再処理施設の事故時安全性評価を行うために必要となる、火災、爆発、臨界事故等の事故時における放射性物質の放出率、フィルタ透過率等の移行挙動に関する各種基礎データを調査し、安全裕度を分析・評価した。調査対称としては、米国及びわが国において標準的に用いられているANSI推薦の基礎データとし、これらの値の導出根拠を元の文献に立ち返って調査することとした。また、これに関連して最近公開されたデータを記載した報告書もできるだけ調査対象とした。これにより、従来、安全側の評価を与えるとされてきたANSI推薦値の安全の度合を明らかにし、より適切な安全裕度を有する基礎データの提案を行うようにした。本資料は、原研が(財)原子力安全研究協会に委託して「再処理施設安全評価用基礎データの調査」専門委員会の下に設置したワーキンググループによる2年間にわたる調査・検討の成果をまとめたものである。

報告書

多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-III; 主要諸元選定のための核熱流動特性検討

平野 光将; 幾島 毅; 鈴木 邦彦; 石黒 興和*; 斉藤 宜弘*; 西条 泰博*; 倉重 哲雄*; 中村 久*; 大岡 俊隆*

JAERI-M 8546, 107 Pages, 1979/11

JAERI-M-8546.pdf:2.5MB

Mark-III炉心設計の主な目標は、(1)最低レイノルズ数の向上、(2)炉停止余裕の増加、(3)炉外核計装に必要な熱中性子束レベルの確保、(4)構造設計との整合などのMark-II炉心設計での残された主要課題を解決し、総合的に調和のとれた実験炉炉心を設計することである。そのため、まず広範囲にわたる核・熱流動・燃料・動特性サーベイを実施して最適な炉心主要諸元を探り、上記の課題を一応解決する炉心の構築に成功している。本報告書は、それらの主要特性サーベイのうち、(1)燃料要素諸元、(2)炉心構成、(3)領域別燃料装荷方式などを決定するための核・熱流動特性サーベイの手順と結果がまとめられている。

報告書

多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-III

青地 哲男; 下川 純一; 安川 茂; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; et al.

JAERI-M 6895, 170 Pages, 1976/12

JAERI-M-6895.pdf:5.49MB

多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-IIIについて、炉心緒元選定の経緯とこの炉心が持つ基本特性に焦点を合わせて纏めたものである。この炉心参考設計Mk-IIIは、実験炉第1次概念設計における炉心・炉体構造の基本設計を成すものである。この設計作業の範囲は、設計指針・基準の見直し、設計データの検討、反応度制御素子や炉心構成のサ-ベイ、燃料装荷方法や制御棒引き抜き形状のサ-ベイ、炉心特性解析や燃料特性評価に及んでいる。Mk-III炉心は、低濃縮二酸化ウランを燃料とする中空型燃料ピンを六角断面の黒鉛ブロックに挿入した燃料体を用い、炉心部の等価直径が2.7m,高さが4mである。制御棒は、炉38本(19対)あって炉容器上部から駆動され、また、冷却材は、炉心上部のオリフィス装置によって調節される。炉心の平均出力密度は2.2W/cm$$^{3}$$、燃料の平均燃焼度は約22GWd/T、燃焼温度は1350$$^{circ}$$C以下に収まっている。

報告書

多目的高温ガス実験炉・ブロック-ピン形燃料の設計検討

幾島 毅; 平野 光将; 鈴木 邦彦; 倉重 哲男*; 黒木 修二*; 西条 泰博*; 田村 宣弘*

JAERI-M 6714, 39 Pages, 1976/09

JAERI-M-6714.pdf:1.2MB

実験炉基本概念設計のMARK-IとMARK-II炉心の最低Re数は約2600で、満足な熱特性ではなかった。このため、多くの炉心と燃料形態の検討をし、次の結果を得た。(1)中空形燃料では、制御棒価値を高くしてもよいならば、Re数を5000まで増加できる。(2)円環形燃料では、外側冷却材流路が層流になってもよいならば、Re数を5000まで増加できる。(3)セミピン形燃料では、燃料ブロックが高温になってもよいならば、Re数を10000まで増加できる。このように、高いRe数を得るには何らかの犠牲が生じる。よって、第1次概念設計のMARK-III設計では、基本概念設計に引き続いて、低い制御棒価値で、冷却材流路で層流が生じない、しかも低いブロック温度となるような調和のとれた設計が保持された。しかし、炉心内の燃料棒数をMARK-IIよりも少なくすることで、最低レイノルズ数を3580まで増加させることできた。

口頭

ナトリウムの処理技術の開発,2; ナトリウム注入ノズルの改良と安定運転条件

松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*

no journal, , 

高速炉の廃止措置に伴い発生する大量の液体金属ナトリウムを安定な化合物に処理するため、ナトリウム転換基礎試験を実施した。連続反応試験を実施した結果、安定した運転の行うための手順及び運転手法が確認できた。

口頭

長期使用大型ナトリウム機器の解体技術,1; ナトリウム機器への不純物付着挙動

下山 一仁; 早川 雅人; 鈴木 重哲*; 宮越 博幸; 荒 邦章

no journal, , 

長期間ナトリウム環境で使用してきた大型ナトリウム機器の解体検査を実施している。使用開始から数十年にわたってナトリウム環境にさらされてきた各機器内面へのナトリウム化合物付着挙動は、ナトリウム純度に影響することが運転履歴等から分かった。大型ナトリウム機器の解体においては、機器内部の残留ナトリウムを極力低減させることが重要であり、プラント運転終了時の際にはこれら付着不純物の除去に有効な高温純化運転を実施することを提案する。

口頭

長期使用大型ナトリウム機器の解体技術,3; 空気プラズマ切断時におけるナトリウム付着機器の燃焼抑制効果

早川 雅人; 鈴木 重哲*; 下山 一仁; 梅田 良太; 吉田 英一; 宮越 博幸

no journal, , 

大型ナトリウムタンクを安全に解体するためには、内部に残留するナトリウムを可能な限り低減させること及び内部のナトリウムの燃焼を抑制させることが有効である。抜取り配管が設置されていないタンクにおいては、新たに挿入する特殊ノズルによりナトリウムを抜取り、大幅に低減することが可能となった。また、厚肉タンクの切断に有効な空気プラズマ法は、切断時に高温の溶断スラグが発生するため、これを広範囲に分散させるよう切断場所と時間を管理した。タンク内に拡散されたスラグはナトリウム面に堆積され、湿分や空気を遮断し、燃焼抑制効果が確認された。本報は、長期間使用してきた大型ナトリウムタンクの解体作業を通して、これらの技術を確認した結果について報告する。

口頭

長期使用大型ナトリウム機器の解体技術,2; カバーガス領域におけるナトリウム付着挙動

鈴木 重哲*; 早川 雅人; 下山 一仁; 梅田 良太; 吉田 英一; 宮越 博幸

no journal, , 

長期間ナトリウム環境で使用してきた大型ナトリウム機器の解体検査を実施している。数十年間使用してきた大型タンクのカバーガス領域へのナトリウム付着速度データを取得するとともに、これまでの知見を基に検討した結果、低温域(150$$sim$$200$$^{circ}$$C)で運転するプラントのカバーガス領域ナトリウム付着速度推奨値「1.0e-10g/cm$$^{2}$$/s」を導くことができた。大型ナトリウム機器の解体においては、本推奨値と運転履歴をもとにナトリウム付着量の予測評価を行い、ナトリウム火災等に係る安全対策及び安全管理の解体技術信頼度を高めることが可能となった。

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