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中西 繁之*; 細谷 拓三郎; 久保 重信*; 小竹 庄司; 高松 操; 青山 卓史; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*
Nuclear Technology, 170(1), p.181 - 188, 2010/04
被引用回数：14 パーセンタイル：67.77(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速増殖炉のための自己作動型炉停止系(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の上昇を感知して制御棒を切り離し、重力落下により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、「常陽」を用いた炉内雰囲気での制御棒の切離し・再結合動作を行う保持安定性実証試験を実施した。また、SASS構成材料への照射影響を確認するため、要素照射試験を実施中である。さらに、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。その結果、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。
青山 三郎; 楠城 和麿*; 西沢 市王; 春山 滿夫; 高瀬 操*; 杉本 洋一
JAERI-Tech 97-069, 32 Pages, 1998/01
TRU廃棄物計測実験設備は、TRU廃棄物固化体の品質検査法及び測定技術の研究開発を行うための実験設備として、NUCEFバックエンド研究施設内に設置されたものである。本実験設備は、中性子測定法を用いた廃棄物固化体中の微量TRU核種の高感度非破壊測定技術の開発をするためのアクティブ中性子測定装置、パッシブ中性子測定装置、廃棄物固化体内部のマトリクス性状及び放射能偏在状態を把握することで高信頼測定技術の確立を目指す透過型CT/放射型CT測定装置から構成されている。本報告書は、TRU廃棄物計測実験設備の各測定装置の設計仕様、測定原理及び製作時に実施された検査等についてまとめたものである。
山口 五十夫; 森田 泰治; 近藤 康雄; 山岸 功; 藤原 武; 渡邉 雅之; 溝口 研一*; 瀧ヶ江 良三*; 青山 三郎; 久保田 益充
JAERI-Tech 96-009, 51 Pages, 1996/03
群分離法の開発研究を行うため、年間1.85
10
Bqの高レベル廃液を取り扱うことのできる試験装置を燃料サイクル安全工学研究施設に1994年完成した。本報は、この群分離試験装置を用いて、脱硝沈澱法、シュウ酸塩沈澱法、溶媒抽出法及び無機イオン交換体分離法を組み合わせた群分離法について、水による液移送試験及び硝酸を用いての全工程の装置性能試験を実施した結果についてまとめたものである。これらの試験中に発生した不具合は、その都度、手直しを行い、群分離試験装置の運転に反映した。本報にはその経緯と改良点等も併記した。
山口 五十夫; 龍ヶ江 良三*; 森田 泰治; 近藤 康雄; 白橋 浩一; 山岸 功; 藤原 武; 藤本 啓一*; 谷津 修; 藤田 民義*; et al.
JAERI-Tech 94-030, 53 Pages, 1994/11
群分離処理法の開発研究を行うため、年間1.8510Bqの高レベル廃液を取り扱うことのできる研究施設を燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)に完成した。本研究施設は
放射体を含む放射性溶液の化学処理に適した気密構造の-
型セルである。セル内には脱硝・濃縮装置、シュウ酸塩沈殿ろ過装置、ろ過機器、抽出器、イオン交換カラム、乾燥器、貯留タンク(10基)及びポンプ等で構成する群分離試験装置を設置した。主要機器は遠隔着脱コネクタを用いて交換可能であり、また、配管ルートを選定することにより多目的に使用できる。本群分離試験施設により、高レベル廃液中に含まれる元素を超ウラン元素群、Tc-白金族元素群、Sr-Cs群及びその他の元素群の4群に分離するプロセスについて試験する。
松鶴 秀夫; 青山 三郎; 鈴木 克彦; 森山 昇
JAERI-M 85-168, 86 Pages, 1985/11
本報告書はTRU工学研究棟計画検討会及びそのワーキンググループにおいて立案した研究開発の基本計画に基づいて、当該施設の概念設計の一部として、環境安全研究部、燃料工学部、原子炉化学部、原子炉工学部の各担当者が具体的研究開発計画をとりまとめたものである。
松本 征一郎; 青山 三郎; 田代 晋吾; 長井 史朗
JAERI-M 84-102, 54 Pages, 1984/06
WASTEFは高レベルの放射性廃棄物ガラス固化体の処理・貯蔵・処分に係る安全性試験をするため、昭和53年から4年間建設整備を進め56年8月完成した。本施設は実廃棄物を最大510
Ci含有したガラス固化体を取扱って試験を実施するため、
コンクリートセル3基を配備し最大10
Ciの放射性物質を貯蔵することができるように設計された。本施設の安全性は、基本的には取扱う放射能の閉じ込めとその放射線の遮断によって保守されるが、本報告書では、本施設の遮断性能について、セルの遮断設計、遮断能力の評価方法および施工後のCo-60密封線源を使用して実施した遮断性能確認試験の結果についてまとめたものである。
田代 晋吾; 松本 征一郎; 青山 三郎
JAERI-M 83-175, 94 Pages, 1983/11
廃棄物安全試験施設(WASTEF:Waste Safety Testing Facility)は、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の処理・貯蔵・処分に係る安全性試験をするため、53年から4年間建設整備を進め、56年8月に完成した。本施設は、床延面積3,722m
、そのうち管理区域約1,800mを持ち、コンクリートセル3基、コンクリートセル2基、鉛セル1基を配備し、最大510Ci(高レベル放射性廃棄物換算)を取扱うことができ、最大10Ciを貯蔵することができる。本報告書は、建家、セル、セル附属設備、電気設備、廃棄設備について、設計及び仕様を中心にまとめたものである。
田代 晋吾; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 上薗 裕史; 青山 三郎; 松本 征一郎; 高橋 伸二*; 森谷 俊夫*; et al.
JAERI-M 9192, 33 Pages, 1980/11
再処理廃液を用いた高レベル放射性廃棄物ガラス固化体のホット評価試験を実施するため、ガラス固化体作製装置の製作を進めているが、詳細設計を前にその装置のモックアップ試験を行った。その結果、上段加熱によるブロッキングの防止、窒素ガスのバッブリングによるガラスの均質化と廃棄物の揮発、新しいフリーズバルブ機構によるガラスの取出し方法等にホット試験を行うにあたっての有用な情報を得た。
山口 五十夫; 中村 治人; 久保田 益充; 館盛 勝一; 佐藤 彰; 青山 三郎
JAERI-M 9049, 39 Pages, 1980/09
高レベル再処理廃液中に含まれる超ウラン元素、
Sr,
Csなどの主要核種を分離してそれぞれの性質に応じて処分する、いわゆる群分離処理法の開発研究を行なうため、約1,000Ciの実廃液を取扱うことができる研究施設を完成した。従来-用化学ケーブとして使われていたケーブに放射体を取扱うことができるよう、気密性のステンレス鋼製イニングを施した。地下室には廃液貯留タンクおよびカセット式排気フィルタを設置した。群分離試験装置は脱硝濃縮装置、ろ過装置、ミニミキサセトラ、加圧型イオン交換カラムおよび10基の一時貯留タンク等から構成されており、ミニミキサセトラを除いてはステンレス鋼製である。弁は原則として空気作動式遠隔操作弁とし、狭い場所に多くの弁が設置できるよう工夫した。また狭いケーブ内で群分離の全工程を試験しなければならないので、脱硝濃縮装置、ポンプ等は多目的にくり返し使用できるようにした。
田代 晋吾; 青山 三郎; 松本 征一郎; 前田 頌; 野村 正之; 谷口 彰正*; 三田村 久吉; 馬場 恒孝; 妹尾 宗明; 荒木 邦夫; et al.
JAERI-M 8485, 74 Pages, 1979/10
高レベル廃棄物処理処分に関する安全評価の一環として、高レベル廃棄物固化体の長期貯蔵及び地層処分時の安全性を、実際規模の放射能濃度を用いて試験する施設として、廃棄物安全試験施設の概念設計を行った。この施設は5基のコンクリートセルを有しており、510Ciの実廃液を取扱うことができ、昭和56年度に完成予定である。本報告はその概念設計の概要をまとめたものであり、次研究の概要項目を含んでいる。1.試験研究の位置付け2.試験研究の概要3.取扱試料4.施設の概要5.主要試験機器の概要6.施設の安全解析
Mo製造施設の換気設備; 放射性ヨウ素の挙動と活性炭フィルタの除去性能出雲 三四六; 岡根 章五; 反田 孝美; 青山 三郎
JAERI-M 7619, 40 Pages, 1978/04
Uの核分裂生成物よりMoを分離、製造する際には大量の放射性ヨウ素を取扱う。このうち排気系に漏洩するヨウ素を除去する目的で、排気設備に活性炭フィルタ(KI
添着炭、2インチ層厚)を設置し、その除去効率と経時変化を連続15ケ月間調べた。またヨウ素のMo製造装置からの漏洩量、性状、漏洩の時間変化およびスタックからの放出量をMo製造ごとに観察し、その安全性を調べた。その結果、装置からR排気系へ漏洩するヨウ素量は取扱量に対し約10
%、フィルタの除去率は平均98%以上、環境へ放出されるヨウ素は取扱量に対し、約10%、製造ごとのスタックからの放出量は平均2
Ci以下であった。排気系へ漏洩したヨウ素の性状は、無機ヨウ素95%、浮遊性ヨウ素はそれぞれから5%以下であった。また活性炭フィルタから活性炭微粉末が脱離する現象を観測したが、これによるヨウ素除去効率の顕著な低下は認められなかった。
中村 治人; 久保田 益充; 館盛 勝一; 山口 五十夫; 佐藤 彰; 青山 三郎; 天野 恕
JAERI-M 6958, 40 Pages, 1977/03
製造部における核燃料再処理廃液からの長寿命RI製造技術の開発状況を纏めたものである。廃棄物処理として群分離と有用RIの製造の両目的に合うような分離技術の開発を目指して、溶媒抽出法とイオン交換法によるSr、Csおよび希土類元素の分離を主に考え分離条件を検討した。イオン交換樹脂および抽出剤として使用するHDEHPの耐放射線性をCo線源を使って調べ、この目的に使用できることを確かめた。硝酸のみを溶離剤とした陽イオン交換樹脂法で原研廃液10l(約2Ci)からSr、Csを99%以上の純度で分離する事ができた。更に大量の廃液を処理するため溶媒抽出法とイオン交換法を組合わせた分離システムを組み、分離装置を作りコールド試験を行った。2~3の改善すべき点はあったが基本的には予期した結果が得られ、約1Kgの廃液を使った実験に、原理的な変更なく移行できると考えられる。
山本 寛*; 伊藤 益邦; 石原 健彦; 杉本 仙一; 山崎 彌三郎; 下川 純一; 三石 信雄; 西土井 睦; 阪田 貞弘; 三神 尚; et al.
第3回原子力シンポジウム報文集, 2, P. 40, 1959/00
抄録なし
