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論文

NDAによる高濃度プルトニウム溶液中のプルトニウム量直接測定技術にかかわる適用性調査検討; アドバンスド溶液測定・監視システム(ASMS)

中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*

核物質管理学会(INMM)日本支部第30回年次大会論文集(CD-ROM), 9 Pages, 2009/11

日本原燃(JNFL)と原子力機構(JAEA)は2007年より共同でASMSの開発に着手した。その目的は、主要な槽内の高濃度プルトニウム溶液中のPu量をNDAにて直接測定する技術の確立である。それにより、ASMSはPu量の直接測定や連続監視が可能となり、中間在庫検認(IIV)等におけるサンプリングや破壊分析の代替となり、安全維持を目的としたプロセス監視にも対応できる。その不確かさについては、NDAにおいて部分欠損検知可能なレベルに相当する6%以下を目標とした。ASMSの測定原理はMOX粉末のものを応用できるが、溶液の特性上、アルファ値の変動を考慮する必要がある。このため、簡易な測定システムにより、硝酸プルトニウム溶液を用いた校正試験をプルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において行った。その結果、MCNP計算値と実測値(Singles及びDoubles計数率)に良い一致を得ることができた。本発表においては、解決すべき課題、ASMSの利点や検出器のセットアップ、並びに予備校正の評価結果を示す。

論文

First trial to study the feasibility of direct plutonium mass measurement in a process tank by a new NDA; Advanced solution measurement and monitoring system

中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*

Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/00

日本原燃と原子力機構は共同で六ヶ所再処理工場(RRP)のための初の試みである先進的な溶液測定・モニタリング装置(ASMS)の開発に着手した。開発の目的は非破壊測定装置によりプロセスタンク中の純粋な高濃度Pu溶液に対する直接Pu量測定技術を確立することにある。仮に実現すれば、ASMSは直接測定とモニタリング能力を提供し、中間在庫検認におけるサンプリングや分析の代替となり、さらに安全のためのプロセスモニタリングが可能となる。測定不確かさの目標は6%以下(1$$sigma$$)であり、これはNDAによるIIVにおける部分欠損を検認するレベルと同等である。測定原理はMOX粉末に対する技術と類似しているが、溶液の特性による$$alpha$$値の変動に対する技術確立が必要となる。最初の試みとしては、簡素な中性子測定器を組み立てて原子力機構の転換施設において試験を行った。その設置を行う前に、MCNP計算をセルとタンク全体に対して実施した。検出器間に適切な空間を持つ2つの検出器は環状槽の中央に設置し、その後硝酸プルトニウム溶液を用いて52kgPuまでの範囲で校正試験を行った。結果的に、MCNP計算結果と測定値(Singles/Doubles)間によい一致が得られた。適用性調査研究としては、解決すべき課題を抽出する必要があった。本発表ではASMSのメリットを示すとともに、設置と検出器のセットアップについてレビューし、予備的な校正結果を考察した。

論文

スチームジェットの腐食と設計改良

清水 亮; 高谷 暁和; 白水 秀知; 内田 直樹; 田中 康介; 山口 彰; 青砥 紀身; 綿引 優

日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.203 - 212, 2005/09

東海再処理施設の酸回収工程において、硝酸廃液を送液するスチームジェット(以下SJと呼称する)から硝酸廃液がセル内に漏洩する事象が生じた。SJを回収し観察した結果、構造体内部を貫通する腐食が生じていることがわかった。この腐食事象を解明するため、腐食部位の金属組織観察,計算コードによる構造体の温度解析及びモックアップによる検証,腐食試験による材料評価を行った。その結果、硝酸廃液と接触する加工フローの端面における腐食孔が起点となり約120$$^{circ}C$$の温度域に沿って構造体内部を進展したことが明らかになった。また腐食試験によりSJ材料の加工に起因すると考えられる腐食速度の異方性を確認した。これら一連の調査結果を踏まえ、耐食性を向上させたSJ構造改良を行った。

論文

再処理施設酸回収工程スチームジェットの故障要因調査

白水 秀知; 清水 亮; 高谷 暁和; 内田 直樹; 田中 康介; 山口 彰; 青砥 紀身

サイクル機構技報, (21), p.41 - 55, 2003/00

東海再処理施設の酸回収工程において送液装置であるスチームジェット(273J202)で生じた故障の原因について調査した。回収されたスチームジェットの観察結果から、スチームジェット吸引室内の蒸気ノズル付け根付近を起点に、構造体内部を貫通する腐食による欠陥が生じたことがわかった。スチームジェットが故障に至った要因を調査した結果について報告する。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

報告書

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認-放射線分解により発生する水素の検討-

大森 栄一; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰; 山内 孝道

JNC TN8410 2000-003, 93 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-2000-003.pdf:4.92MB

核燃料再処理施設に設置される各機器内では、プロセス液中に内蔵する放射性核種の崩壊に伴う放射線分解に起因し、水素を含むガスが発生することで知られている。水素は機器内空間で爆発下限界濃度に達し、かつ着火源が存在すると爆発を生じる可能性がある。こうした施設では、基本的に機器内から着火源を排除するよう考慮がなされているが、爆発事故防止の観点から機器内の水素濃度を爆発下限界に達しないよう管理することが重要である。今回、東海再処理施設の安全性を上記の観点で確認するため、本施設に設置される各機器の水素濃度を機器に供給される気体量を考慮して評価した。また、誤操作等が原因で機器内に供給される気体量が減少する場合も想定して、水素濃度が爆発下限界濃度を超えないように管理する方法についても検討した。その結果、運転管理を適正に行うことにより、殆どの機器において水素濃度が爆発下限界未満に抑制されることが確認できた。水素濃度が爆発下限界に達する可能性がある機器については、設備の改善等が必要であることが示された。

報告書

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認

大森 栄一; 須藤 俊幸; 清水 武彦; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰

JNC TN8410 99-002, 205 Pages, 1998/11

JNC-TN8410-99-002.pdf:38.89MB

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明活動の結果、過去の施設についても最新の知見を取り入れて火災爆発等に対する安全性を確保すべきとの反省点が摘出された。そこで東海再処理施設について最新の知見やこれまでに蓄積した運転経験等を基に、火災爆発を中心とした施設の安全性を確認した。本報告書は、上記の安全性確認に使用した基本データの確認についてまとめたものである。設計基準燃料、放射能収支、機器内蔵放射能量、実効線量当量の計算方法などについて、最新のコードやこれまでに得られた実データなどを使用して整理し、公衆の被ばく評価上重要な機器を洗い出した。また、整理されたデータを使用して放射線分解発生水素の検討を行い、火災爆発防止に係る改善項目を摘出し設備改善や運転要領書の改訂などの対応をとることとした。

口頭

再処理施設における未臨界度モニタシステムの開発,1

戸塚 真義; 白井 更知; 高谷 暁和; 稲野 昌利

no journal, , 

東海再処理施設で適用可能な未臨界度測定手法の検討及び、未臨界度測定に適した機器の選定と測定対象とした機器における適用性評価を行った。また、実用化に向けた未臨界度モニタシステムの開発を行った。

口頭

有機系廃棄物の減容・安定化処理にかかわるマイクロ波プラズマの適用性検討

高谷 暁和; 水庭 直樹; 田辺 陽司; 佐藤 宗一; 稲野 昌利

no journal, , 

使用済み燃料の再処理に伴い発生する廃棄物のうち、ドデカン・TBP等の有機系廃棄物を減容して安定な形態の廃棄物とするため、マイクロ波を用いた大気圧下でのプラズマプロセスによる分解処理について検討した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,5; プルトニウム製品貯槽の温度評価について

倉林 和啓; 川口 芳仁; 高谷 暁和; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設のプルトニウム(Pu)製品貯槽において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料(以下MOX-B燃料とする)より回収したPu製品(硝酸Pu溶液)の温度を実測した。また、液温の事前評価と実測値の違いとして、計算に使用したORIGEN計算値と計算モデルを検討した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料混合転換試験,1; 硝酸プルトニウム貯槽の温度評価について

中村 仁宣; 中道 英男; 高谷 暁和; 庄司 薫*; 松本 正喜; 藤咲 栄; 吉元 勝起

no journal, , 

ふげんMOX使用済燃料から回収された硝酸プルトニウム溶液による混合転換試験のため、発熱量評価を実施した。本件では溶液系について熱影響に対する指標を温度測定結果と設計温度を比較することより確立した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料混合転換試験,2; プルトニウム製品粉末の温度評価について

藤咲 栄; 中村 仁宣; 高谷 暁和; 中道 英男; 松本 正喜; 庄司 薫*; 吉元 勝起

no journal, , 

ふげんMOX使用済燃料から回収された硝酸プルトニウム溶液を用いた混合転換試験のため、発熱量評価を実施した。本件では粉末系について熱影響に対する指標を温度測定結果と設計温度を比較することにより確立した。

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

NDAによる高濃度プルトニウム溶液中のプルトニウム量直接測定技術にかかわる適用性調査検討; アドバンスド溶液測定・監視システム(ASMS)

中村 仁宣; 高谷 暁和; 向 泰宣; 細馬 隆; 吉元 勝起; 田村 崇之*; 岩本 友則*

no journal, , 

日本原燃(JNFL)と原子力機構(JAEA)は2007年より共同でASMSの開発に着手した。その目的は、主要な槽内の高濃度プルトニウム溶液中のPu量をNDAにて直接測定する技術の確立である。それにより、ASMSはPu量の直接測定や連続監視が可能となり、IIV等におけるサンプリングや破壊分析の代替となり、安全維持を目的としたプロセス監視にも対応できる。その不確かさについては、NDAにおいて部分欠損検知可能なレベルに相当する6%(1$$sigma$$)以下を目標とした。ASMSの測定原理はMOX粉末のものを応用できるが、溶液の特性上、$$alpha$$値の変動を考慮する必要がある。このため、簡易な測定システムにより、硝酸プルトニウム溶液を用いた校正試験をPCDFにおいて行った。その結果、MCNP計算値と実測値(Singles及びDoubles計数率)に良い一致を得ることができた。本発表においては、解決すべき課題,ASMSの利点や検出器のセットアップ、並びに予備校正の評価結果を示す。

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。

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