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中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 俊幸; 小坂 一郎; 中崎 和寿; 須藤 真也; 中村 友隆; 中林 弘樹; 林 直人; 角田 大作
JAEA-Technology 2008-077, 276 Pages, 2008/12
JAEA-Technology-2008-077.pdf:25.66MB
日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクルの実用化を目指した研究開発として、「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)」を2007年度より実施している。再処理システムの研究開発においては、要素技術開発成果に基づき工学規模ホット試験を実施して革新的技術やシステム,プラントに関する性能,運転・保守等に関する実証データを提示するとともに、得られた技術的知見を実証施設の設計に反映することを計画している。本報告書は、上記の先進湿式法再処理システムについて工学規模ホット試験を行うための施設に関する設計検討の中間報告である。本報告書では、試験施設の設計成果に加えて、工学規模ホット試験の位置づけ,試験施設に求められる要求仕様や施設基本計画についても整理を行った結果も取りまとめた。また、本書では検討の幅を広げるために実施した幾つかのケーススタディの結果についても示した。
小島 久雄; 林 直人; 永井 俊尚; 藤田 雄二; 河田 東海夫
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10
本書では、代表的な軽水炉からFBRへの移行シナリオに関するプレリミナリの評価について述べる。FBR導入速度は軽水炉のリプレース速度に密接に関係しているが、FBRへの移行は燃料サイクルシステムを最適化する手段として考えるべきである。Pu収支評価に基づくと、FBR導入が始まる前に適切な量の軽水炉使用済燃料の確保が必要がある。我が国の第2軽水炉燃料再処理プラントの使命は、新規FBRのスタートアップに必要なPuを供給することにある。軽水炉MOX燃料でのPu利用が進むと、高レベル放射性廃棄物中のマイナーアクチニド(MA)の蓄積が顕著となり、MAの発熱が要因となってガラス固化体発生量が大幅に増加する。この問題に対しては、FBRにMA回収サイクルを繋げることで有益な解を得られる。移行シナリオに対応する次世代再処理プラントに対する要求も検討しており、"PEACE"と称する革新的概念を提案する。
昭和63年9月)成田 脩; 石田 順一郎; 片桐 裕実; 林 直美; 宮河 直人; 渡辺 均; 小林 満; 並木 篤; 住谷 秀一; 黒須 五郎; et al.
PNC TN8420 89-009, 238 Pages, 1989/08
動燃再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間中実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県からの要請に基づき、昭和53年7月から実施している。本資料は、調査を開始して以来10年が経過したことから、今回これまでに得られたデータの整理を行ったものである。10年間の調査実績を基に評価すると、海域全体としての放射能水準の変動は全く見られていない。また、再処理施設排水に起因すると思われる測定値は、
Hについてスポット的に検出された以外は見出されなかった。
岩井 紘基; 林 宏一; 毛利 直人; 佐野 一哉; 森下 喜嗣; 重田 達雄*
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設(以下、「ふげん」)は、原子炉本体の解体方法として水中解体を予定している。「ふげん」の原子炉本体を構成する構造材について、これらを水中で熱的な切断工法により切断する際に生じる粉じんの気中及び水中への移行挙動に関する実測データを取得してきているが、機械的な切断工法による場合の粉じん挙動との違いは明らかでない。このため、機械的切断工法の代表例としてアブレシブウォータージェット(以下、AWJ)切断工法を対象に、原子炉構造材の水中切断を模擬できる密閉構造の有液面の水槽内で水中切断試験を行い、気中への粉じん移行挙動データを取得するとともに、熱的切断工法であるプラズマアークに関する粉じん移行挙動データとの比較評価を行った。
林 宏一; 毛利 直人; 佐野 一哉; 森下 喜嗣
no journal, ,
原子炉廃止措置研究開発センターでは、施設解体に伴って発生する解体物等についてクリアランス制度を運用し、放射性物質として取り扱う必要がないものとすることとしており、これらのクリアランス対象物の放射能濃度の評価方法とその適用性を検討した。
林 宏一; 毛利 直人; 北村 高一; 佐野 一哉
no journal, ,
原子炉廃止措置研究開発センターにおける各施設の代表箇所から汚染試料を採取して核種分析を行い、当面のクリアランス対象としているタービン設備の残存放射能濃度が、放射能減衰及び除染(DF100)を考慮することでクリアランスレベル以下であることを確認した。また、取得したデータからクリアランス対象物の放射能濃度の評価方法に必要な平均放射能濃度,核種組成比を設定し、クリアランスへの適用性について検討した。
毛利 直人; 佐野 一哉; 林 宏一; 岩井 紘基; 重田 達雄*
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設(ふげん)の廃止措置へのレーザ切断工法の適用を考慮し、レーザ解体時の環境影響評価にかかわる基礎データ取得を目的として、気中雰囲気においてレーザ切断工法による粉じん挙動試験を実施し、粉じん発生量等のデータ取得を行った。その結果、切断速度等の切断条件の違いが粉じん発生量等に与える影響を確認できた。今後は、気中切断試験によりさらにデータを拡充していくとともに、本試験結果を原子炉構造材のレーザ水中切断試験計画に反映し、原子炉水中解体時の環境影響評価にかかわる基礎データを取得していく予定である。
松田 康裕*; 奥山 克史*; 小松 久憲*; 大木 彩子*; 橋本 直樹*; 佐野 英彦*; 山本 洋子*; 岩見 行晃*; 林 美加子*; 能町 正治*; et al.
no journal, ,
本研究では、フッ素による歯の脱灰抑制効果を調べるため、脱灰処理した歯質に充填したフッ化物含有材料からのフッ素の拡散を、マイクロPIGE/PIXEを用いて評価・検討した。試料は以下の3段階の手順で製作した。(1)う蝕のないヒト抜去歯のエナメル質最表層を除去し、頬側の歯冠部エナメル質に窩洞を形成した。(2)これを脱灰溶液中で72時間、37
Cで保管して、歯質表面を脱灰処理し、3種類のフッ素含有材料("フジIXエクストラ(GC)" (EX), "フジIX(GC)" (FN), "フジVII(GC)" (VII))をそれぞれに充填し、更に緩衝液中(pH7.5)で24時間、37Cで保管した。(3)この後、歯軸と平行にカットして厚さ約200
mの試料を作製した。最表層および窩壁からのフッ素の分布を測定した結果、EX群では他と比較して歯質表層の最も深い領域までフッ素の分布が認められたが、窩洞壁では他と比較してフッ素の拡散が認められなかった。FN群では逆に窩洞壁においてフッ素の拡散が強く認められた。VII群では窩洞壁にのみフッ素の拡散が認められた。これらの結果は、フッ素の拡散に歯質へ直接拡散する経路と溶液に溶出してから歯質へ拡散する経路の2つあることを示しており、フッ素含有材料を使い分けることによって効果的なう蝕予防が可能になると考えられる。
土田 大輔; 林 宏一; 北山 尚樹; 毛利 直人
no journal, ,
放射性廃棄物の埋設処分をする際には、埋設処分場の陥没を防止するために廃棄物を収納した容器内の空隙をなるべく小さくするため、砂やモルタルを充填する必要がある。現在、砂の充填方法としては、廃棄物を収納した容器全体を大型加振機で加振することで砂を隙間なく充填する方法が検討されているが、重量物を加振できる大型加振機は高価であり、設置も強固な場所に限られる。このため、コンクリート打設時にコンクリートを隙間なく充填する際に用いられているコンクリート用バイブレータを用いて、簡易的に容器内への砂を隙間なく充填することを検討している。本件は、上記を踏まえたコンクリート用バイブレータを用いた簡易的な砂充填装置の要求仕様を説明するものである。
林 直人; 紙谷 正仁; 高田 岳; 竹内 正行; 佐藤 聡*; 西村 正史*
no journal, ,
原子力機構において開発中のMA分離技術について、直近のR&D成果に基づき、将来のMOX燃料の再処理施設へ導入した場合のMA回収建屋の概念設計を行い、再処理事業費を評価した。また、本評価結果に基づき、MA回収法の今後の開発課題を明らかにした。