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長岡 真一; 石田 倫彦; 金森 定; 林 晋一郎
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設においても、各事象について概略リスク評価を実施し、評価結果を事故カテゴリー別に比較した。
鈴木 美寿; 堀 雅人; 長岡 真一; 木村 隆志
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(2), p.184 - 192, 2009/02
被引用回数:11 パーセンタイル:59.85(Nuclear Science & Technology)東海再処理施設の溶液モニタリングシステムから得られたデータを用いて、溶液モニタリング結果を物質収支評価へ応用する可能性について調べた。提案されている幾つかの多変量統計的評価手法を用いた損失検知能力について、溶液移送がないウエイトモードのときの有意量をパラメータとした仮想損失に対して数値的に検討した。多変量累積管理和手法と同様に多スケール統計的解析手法が、ゆっくりした損失検知に対して有効であることが実証された。実タンクデータは、ウエイトモードと溶液移送のあるトランスファーモードとからなるため、溶液移送時のデータをシステムより抜き出し誤差評価モデルの有効性についてシミュレーション結果と比較して調べた。溶液モニタリングシステムは、東海再処理施設の全体プロセスに設置されている訳ではないが、溶液モニタリング結果の物質収支評価への応用を、実データを用いた評価により進めた。
長岡 真一; 森本 和幸; 佐藤 武彦; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理工場の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間が酸化状態に与える影響を評価するため、溶液滞留時間を変えて分配工程以降におけるNpのプルトニウム(Pu)製品側への移行割合について調査した。分配工程の中間貯槽内の液量を変えて、中間貯槽以降の各抽出器(分配工程,Pu精製工程)の水相出口においてNp濃度の分析を行った。また、中間貯槽における酸化状態を評価した。なお、工程はいずれも通常運転状態であり、Np濃度については放射能分析法(及び線スペクトロメトリ)により求め、Npの酸化状態についてはNp(V)の吸収スペクトルを評価した。分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間を変えて測定した結果、中間貯槽におけるNp通過量に対してPu製品側へ移行する割合に大きな差は無かった。また、中間貯槽において採取した試料中のNp(V)に相当する吸光度は、試料採取後ほぼ一定であった。これらより、中間貯槽における溶液滞留時間が約240分から約380分までの間においては溶液滞留時間はPu製品側へ移行するNpの割合に大きな影響を与えないと考えられる。
長岡 真一; 川口 芳仁
no journal, ,
東海再処理施設の抽出工程においては、Npの5060%が廃液側に移行する。この移行割合は、Pu, U及びNp共抽出を目指すうえで問題となっている。そこでわれわれは、Pu, U及びNp共抽出技術を得るため、抽出工程におけるNp挙動を調査している。本稿では、東海再処理施設におけるこれまでのNp挙動に関する調査結果及びPu, U及びNp共抽出の計画について報告する。
田口 克也; 長岡 真一; 山中 淳至; 佐藤 武彦; 中村 芳信; 大森 栄一; 三浦 信之
no journal, ,
東海再処理施設では、2007年3月からMOX燃料の再処理技術開発のため「ふげん」MOXタイプB使用済燃料の再処理を開始した。再処理は順調に進み、MOX燃料もウラン燃料同様に安全に処理できることを確認した。不溶解残渣の影響などMOX燃料に特徴的な知見が得られつつある。今後さらに数年にわたりMOX燃料の処理を続け、溶解特性,不溶解残渣,溶媒性能等に関する知見を蓄積していく。
川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。
鈴木 美寿; 堀 雅人; 長岡 真一; 木村 隆志
no journal, ,
再処理施設の溶液モニタリングシステムのデータ評価アルゴリズムの高度化を目的として、ウエーブレット展開を用いた多尺度統計的プロセス管理手法を実際のタンクデータ(液位,密度,温度)に適用して、その評価性能について検討を行ったので、その結果について報告する。
長岡 真一; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設では、現状4050%のネプツニウム(Np)が製品側へ移行している。運転パラメータを許容範囲内で調整し、分離第2サイクル工程の酸濃度を上昇させた後、当該工程の出口段のネプツニウム濃度を分析した。その結果、6070%のネプツニウムが製品側へ移行していた。また、同様に、分離第2サイクル工程の抽出器内の溶液温度を上昇させた。その結果、70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。酸濃度又は溶液温度を上昇させることにより、製品側へのNp移行率を増加させることができることを、工学規模にて確認することができた。
長岡 真一
no journal, ,
東海再処理施設の抽出工程において、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。
長岡 真一; 田口 克也; 石田 倫彦; 金森 定
no journal, ,
近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設において事故事象別に相対的な概略リスク評価を実施した。
工藤 淳也; 長岡 真一; 柳橋 太
no journal, ,
U, Pu共回収プロセスは、Puを単体で分離回収するPurex法と異なり、PuとUを共回収することによって核拡散抵抗性を向上させた溶媒抽出法であり、将来の再処理技術として開発を行っている。U, Pu共回収プロセスでは、Pu含有率の異なる使用済み燃料を対象とし、分配段から回収するU, Pu混合液(製品)を燃料製造に供するため、製品のPu/U比を一定値で回収することとしている。製品のPu濃度は、分配段に供給されるPuの全回収を前提とした場合、供給Pu濃度とO/A比(有機相と水相の流量比)から定まるため、製品Pu/U比を左右するのはU濃度であり、U濃度の制御には高精度な分配係数の把握が要求される。このため、本研究開発では、U分配に係るバッチ抽出試験を行い、得られた試験結果から還元剤共存下におけるUの分配係数を把握した。
大内 雅之; 星 貴弘; 佐々木 俊一; 磯部 洋康; 長岡 真一; 倉林 和啓; 大部 智行
no journal, ,
プルトニウム溶液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、窒素ボンベによる掃気を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。
星 貴弘; 長岡 真一; 工藤 淳也; 大内 雅之; 磯部 洋康; 大部 智行; 倉林 和啓
no journal, ,
東海再処理施設におけるプルトニウム製品貯槽(Pu貯槽)のオフガスが合流する洗浄塔において水素濃度の測定を行い、Pu貯槽からの水素放出量を把握した。
工藤 淳也; 長岡 真一; 倉林 和啓; 柳橋 太; 大部 智行
no journal, ,
将来の再処理施設の抽出プロセス開発として、Pu, Uの共回収により核拡散抵抗性を向上させたプロセス開発を行っている。本プロセス開発では、燃料の多様化(軽水炉から高速炉)に対応するためPu含有率の異なる溶解液に対して、製品のPu/U比を一定で回収する共回収試験を、東海再処理施設分析所の小型試験設備(OTL)において実施している。OTLは、溶解、抽出試験が行えるようにセルやグローブボックス(GB)を備え、また、十分な分析が行えることから、共回収プロセスのホット試験を実施した。
長岡 真一
no journal, ,
将来世代の再処理においては、廃棄物の発生量が極力少ないことが重要な要素の一つであると考え、廃棄物低減の観点から、将来世代の再処理に必要な技術について検討を行った。