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岡留 善裕; 青山 佳男; 佐々木 悠; 福嶋 峰夫
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
Electric Hydraulic Control fluid (EHC Oil) is used as the working fluid in the high-pressure EHC system on steam turbine-generator unit of nuclear power plant. Disposal EHC Oil is stored as radioactive secondary waste and can be incinerated, however phosphorous compounds will be generated. Phosphorous compounds causes corrosion of incinerator wall and clogging of filter. The objective of this study is to develop the treatment for the disposal EHC Oil using steam-reforming system which has a potential for reduction of radioactive secondary waste. We conducted the treatment test using EHC Oil and n-dodecane mixture as simulated disposal EHC Oil with 3.5wt% of phosphorus compounds. We measured the weight reduction rate of the simulated disposal EHC Oil in the gasification chamber. As the results, more than 99% of the simulated disposal EHC Oil was gasified from the gasification chamber at temperature of 600 or more.
中西 良樹; 青山 佳男; 野中 一晴; 曽根 智之; 中澤 修; 田代 清
JAEA-Testing 2011-008, 31 Pages, 2012/03
JAEA-Testing-2011-008.pdf:2.8MB
焼却処理が困難なウランで汚染されたリン酸トリブチルとノルマルドデカンの混合廃溶媒の減容処理を行うため、水蒸気改質処理法の開発を行っている。この混合廃溶媒を処理したところ、処理試験装置のガス化装置に孔食状の腐食が発生した。このため、原因調査及び試験を行った。この結果、ガス化装置に発生した腐食の原因は処理の過程で発生する残渣による隙間腐食であるとわかった。よって、この隙間腐食に対する防食法の検討を行い、本装置の防食法として、犠牲陽極方式のカソード防食法を採用した。この腐食対策を施した装置を用いて、混合廃溶媒の連続処理試験を行ったところ、638時間の処理でガス化装置に隙間腐食が発生しなかったことから、実施した対策が有効であることがわかった。
伊藤 主税; 荒木 義雄; 内藤 裕之; 岩田 圭弘; 青山 卓史
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00
高速炉プラントの安全性向上を目指して、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた破損燃料位置検出及びNa漏えい検知技術の高度化に関する研究を進めている。破損燃料位置検出技術の開発では、燃料ピン中に封入されたガスによって燃料集合体を識別するタギング法にRIMSを適用し、カバーガスAr中にわずかに存在するXe及びKrの同位体比を測定する装置を開発して、「常陽」で実施した炉内クリープ破断試験に本装置を適用して破断した試料から放出されたタグガスを分析し、試料を同定した。また、大型化する高速炉の実用化を念頭に、現行のNa漏えい検出器より2桁検出感度を高めることを目標として、エアロダイナミックレンズを用いてNaエアロゾルをビーム形状に収束させて連続的に導入し、レーザアブレーションによりNaエアロゾルを原子化し、RIMSによりNa同位体を検出する装置を開発した。本研究により高速炉プラントの安全性を一層向上させ、高速増殖炉サイクルの実現に寄与していく。
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。
佐々木 紀樹; 青山 佳男; 山下 利之
JAEA-Technology 2009-001, 33 Pages, 2009/03
JAEA-Technology-2009-001.pdf:2.92MB
TRU廃棄物の分別作業における破袋作業及び有害物除去作業の自動化による作業員の被ばく低減と運転コストの削減を目的として廃棄物を500
700
Cに加熱することにより梱包材と有害物の除去を行う「か焼処理」の技術開発を行った。実験室規模の試験装置による処理試験により、廃棄物の梱包物はか焼処理によって除去されることが示された。また、除去が必要となるセルロース系天然有機物,イソプレン系天然有機物についても、か焼処理によって分解されることが示された。有害物である鉛,アルミニウムについては、か焼処理によって分離可能であるが、個別に回収するためにはさらなる技術開発が必要であることが示された。試験結果に基づいて実処理装置の検討を実施するとともに、か焼処理技術の実現に向けた今後の技術開発項目をまとめた。
榊原 哲朗; 青山 佳男; 山口 大美; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; Park, J.*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 福田 友幸*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposium 2009 (WM '09) (CD-ROM), 15 Pages, 2009/03
放射性廃棄物の溶融減容処理において、廃棄物の詳細な分別が不要となる超高周波溶融炉による減容システムを開発した。るつぼ容量10リットルの小型試験装置と、容量30リットルの実証試験装置を用いて数10100kHzの電磁誘導により金属とセラミックスを同時に誘導加熱し溶融固化体を作製した。作製した固化体の健全性を確認するとともに、計算シミュレーションにより算出した炉内の電磁場と流動状況と試験結果とを比較評価した。また、試験データ及び計算評価結果からるつぼ容量100リットルの実用規模設備の設計を実施した。
平田 洋介*; 中原 克彦*; 佐野 明*; 佐藤 光吉*; 青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.561 - 572, 2008/00
An innovative alpha radioactivity monitor for clearance level inspection has been developed. This apparatus measures an ion current resulting from air ionization by alpha particles. Ions generated in a measurement chamber of about 1 m
in volume are transported by airflow to a sensor and measured. This paper presents computational estimation of the ion transport efficiencies for two pipes with different lengths, the inner surfaces of which were covered with a thin layer of uranium. These ion transport efficiencies were compared with those experimentally obtained for the purpose of validating our model. Good agreement was observed between transport efficiencies from simulations and those experimentally estimated. Dependence of the transport efficiencies on the region of uranium coverage was also examined, based on which such characteristics of ion currents as anticipated errors arising from unknown contaminated positions are also discussed to clarify the effective operation conditions of this monitor.
佐々木 紀樹; 青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美
Proceedings of International Waste Management Symposium 2008 (WM '08) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/00
処分が禁止されている物質をTRU廃棄物から除去するか焼技術を開発するための試験を実施した。か焼技術は、高温の窒素ガス又は空気で加熱することにより、塩化ビニルで梱包されたTRU廃棄物から可燃物,液体,低融点金属を除去する技術である。本試験においては、デスクトップの加熱炉及び実験室規模の試験装置を使用して模擬廃棄物の処理を行った。紙,塩化ビニル,オイルといった可燃物及び亜鉛,鉛,アルミニウムといった低融点金属をか焼処理によって模擬廃棄物から分離することができた。
亀井 玄人; 本田 明; 三原 守弘; 小田 治恵; 村上 裕; 増田 賢太; 山口 耕平; 中西 博*; 佐々木 良一*; 市毛 悟*; et al.
JAEA-Research 2007-067, 130 Pages, 2007/09
JAEA-Research-2007-067.pdf:28.78MB
第2次TRUレポートの出版を踏まえ、資源エネルギー庁と日本原子力研究開発機構は、我が国のTRU廃棄物の地層処分に関する基本方針及び事業計画を策定し、公表した。この年報は、TRU廃棄物とその地層処分について概要をまとめつつ、そこに示された個別課題のうち、日本原子力研究開発機構に割り当てられたものについて、その目標と進捗を記すものである。その具体的課題とは次のとおりである。TRU廃棄物の処理及び廃棄体化技術,ニアフィールドの力学評価,核種移行データ取得,セメント・ベントナイト・岩盤の変質,硝酸塩の影響,処分システムの性能評価、さらに代替技術としての硝酸塩分解技術である。
青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 泉 幹雄*; 前川 立行*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; et al.
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
線標準線源でイオン電流を校正し求めたウランが付着したサンプルの放射能は、化学分析で求めた放射能から約40%低かった。そこで、ひとつのサンプルの化学分析結果を用いてイオン電流を再校正した結果、すべてのサンプルの放射能を誤差10%以内で評価できることを確認した。
平田 洋介*; 中原 克彦*; 佐野 明*; 佐藤 光吉*; 青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの実用性を確認するため、実ウランサンプルを使用して放射能を測定した。本件は、測定に対応して行った、実廃棄物に対する3次元CFDシミュレーションの結果についての報告である。構築したイオン輸送モデルを用い、2種類の廃棄物パイプに対してイオンの輸送効率を計算して実験と比較し、妥当な結果を得た。
内藤 晋*; 平田 洋介*; 泉 幹雄*; 佐野 明*; 宮本 泰明; 青山 佳男; 山口 大美
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(2), p.121 - 128, 2007/02
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)空気イオンの輸送を用いたアルファ放射能測定における、改良されたイオン電流予測モデルを報告する。われわれの過去のモデルは、測定イオン電流の定性的な傾向を説明したものの、その絶対値はかなり過大評価されていた。今回、定量性を得るため、モデルは柱状再結合効果を考慮して改良された。改良されたモデルは、イオン拡散の初期段階におけるかなりの量のイオン損失を説明し、イオン電流のモデル計算値と実測値の間の差を縮めた。本モデルは、また、汚染された表面に高速の空気流を吹き付けることにより、柱状再結合によるイオン損失は抑えられることを示した。このことは、実験的に調査され確認された。結論として、アルファ放射能とイオン電流の理論的関係は、層流下及び管内乱流下において定量的に明らかになった。
小澤 達也; 宮本 泰明; 須藤 誠; 青山 佳男; 山口 大美
JAEA-Technology 2006-050, 88 Pages, 2006/11
JAEA-Technology-2006-050.pdf:14.49MB
TRU廃棄物のうち、金属や非金属といった不燃性の雑固体廃棄物を対象とした減容処理プロセスの一つとして、溶融固化処理技術が挙げられる。溶融固化処理技術は、これまでに発電所から発生する低レベル放射性廃棄物などを対象として適用された例があるものの、種々の技術的課題を未だ有している。溶融固化処理技術や関連工程について、これまでに行ってきた既存設備の調査及び概念設計の結果から抽出された技術的課題に関して、模擬廃棄物を使用した確証試験としてデータの取得や対策の検討を実施した。本書はその試験結果についてまとめるとともに、技術的課題の検討状況について示したものである。
青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 有井 祥夫; 鈴木 惣十
日本原子力学会誌, 41(9), p.946 - 953, 1999/00
被引用回数：1 パーセンタイル：13.12(Nuclear Science & Technology)使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは、燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため、「常陽」ではオンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し、これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため、原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し、比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに、集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について、炉停止後約24258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し、1.23
0.030.2610.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では、原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い、崩壊熱や核種生成量を評価した結果、炉停止後24258日における崩壊
有井 祥夫; 青山 卓史; 鈴木 惣十
日本原子力学会誌, 39(4), p.315 - 325, 1997/00
被引用回数：5 パーセンタイル：42.84(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」では、昭和57年11月に照射用炉心(MK-II炉心)に移行後平成7年5月までに100MWt定格運転を29サイクル運転したほか、特殊サイクル運転を行い、燃料・材料開発のための種々の照射試験やプラント特性試験を実施してきた。これまでに、MK-II炉心での累積運転時間は約38000時間に達している。この間、燃料破損や大きなトラブルもなく、安全かつ安定な運転を行っている。また、炉心・燃料管理経験をもとに燃料交換方式の最適化による燃料の有効利用や工学的安全係数の再評価等を行い、炉心性能の向上を図ってきた。このMK-2炉心の炉心・燃料管理手法とその実績について報告する。
有井 祥夫; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 鈴木 惣十
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR '96), 0 Pages, 1996/00
高速実験炉「常陽」では,昭和57年11月に照射用炉心(MK-2炉心)に移行後平成7年5月までに100MW定格運転を29サイクル運転したほか,特殊サイクル運転を行い燃料・材料開発のための種々の照射試験やプラント特性試験を実施してきた。これまでに,MK-2炉心での累積運転時間は約38,000時間に達している。この間,燃料破損や大きなトラブルもなく,安全かつ安定な運転を行っている。また,炉心・燃料管理経験をもとに燃料交換方式の最適化による燃料の有効利用や工学的安全係数の再評価等を行い,炉心性能の向上を図ってきた。このMK-II炉心の炉心・燃料管理手法とその実績について報告する。
吉田 昌宏; 有井 祥夫; 青山 卓史; 鈴木 惣十
PHYSOR '96, I-p28 Pages, 1996/00
高速実験炉「常陽」では、1982年に照射用炉心(MK-II炉心)への移行後、29サイクルの定格運転に加え、各種特殊サイクル運転を実施した。この間の炉心特性測定とその解析を通じ、過剰反応度は0.1%、燃焼度は10
で予測可能とした。照射条件評価精度の向上に資するため、高線出力試験では、ドシメータによる中性子照射量測定結果を用いた評価手法を確立した。その結果、非均質性の強い試験集合体の線出力を5%以内の精度で予測できた。また、集合体単位の燃焼反応度価値を測定した結果、燃焼度約60GWd/tの燃料集合体の反応度価値計算値と実測値の比は約0.9となった。これらの経験を反映した炉心管理を行うことにより、これまで、燃料破損や大きなトラブルはなく、安全かつ安定な運転を行ってきた。さらに、MK-3計画では、MK-2炉心で得た炉心管理経験を反映し、高性能照射炉心への改造計画を策定した。
青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 泉 幹雄*; 内藤 晋*; 山本 修治*; 佐野 明*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
no journal, ,
大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの開発において、計測下限の改善を目指してBG変動の要因分析試験を実施した。その試験において、空気の置換によるBG電流の低減など、計測性能を改善可能な要因を抽出した。
青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*
no journal, ,
大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの実用性を確認するため、実ウランサンプルを使用して放射能を測定し、溶解分析値と比較した。その結果、単純形状サンプルは分析値と測定値が良好な比例関係を示し、また複雑形状サンプルも空気吹付けにより測定可能なことを実証した。
青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 内藤 晋*; 佐野 明*; 平田 洋介*; 野田 悦夫*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; et al.
no journal, ,
線によって生成する空気中のイオン数について、柱状再結合による消滅量を考慮した理論モデルを構築した。また、この理論モデルから予測される空気流の局所吹付けによるイオン再結合抑制手法を提案し、実験による検証結果を報告する。
