検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 22 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

再処理施設における分析廃液配管のバルブシール材の物性評価

後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 稲田 聡

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.489 - 492, 2018/07

東海再処理施設分析所の放射性廃液は、受入れバルブ付きの配管を介して廃液受槽に一時保管され、送液バルブ付きの配管により廃液処理施設へ移送する。これらのバルブは、平成16年にシール材の劣化(廃液の漏えい)が確認され、シール材の材質をポリエチレン製からテフロン製に変更し、平成28年度には定期更新を行った。本件は、使用済みバルブシール材の物性値を調査し、放射性物質濃度等と劣化度との関連性を評価した。

論文

再処理施設におけるグローブボックスのグローブポートの更新技術

堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08

東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。

論文

東海再処理施設分析設備の保守・更新作業におけるグリーンハウスの設計・適用

鈴木 快昌; 田中 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.385 - 389, 2017/08

東海再処理施設の分析所では、グローブボックス等の分析設備や付帯機器・部品類の点検・更新等において、作業方法上、放射性物質の拡散リスク(作業員の内部被ばくリスク)を伴うものがあり、対策としてグリーンハウス(GH)と呼ばれる汚染拡大防止用のハウスを設置する。本件では、東海再処理施設分析設備において、これまでに様々な保守・更新作業で用いたGHの概要について報告する。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成27年12月$$sim$$平成28年10月

堀籠 和志; 田口 茂郎; 石橋 篤; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-008, 14 Pages, 2017/05

JAEA-Technology-2017-008.pdf:1.15MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を平成26年4月から開始し、平成28年7月に終了した。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液等の分析を実施してきた。本報告書は、本処理に係わる平成27年12月から平成28年10月までに実施した約2,200件の分析業務及び分析設備の保守・点検などの関連業務の実績についてまとめたものである。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成26年4月$$sim$$平成27年12月

堀籠 和志; 鈴木 久規; 鈴木 快昌; 石橋 篤; 田口 茂郎; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-026, 21 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-026.pdf:1.14MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、平成26年4月から硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を実施してきた。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液を試料とした各種の分析業務を実施してきた。本報告書は、平成26年4月から平成27年12月までに実施した約3,500件の分析及び分析設備の保守・点検などの関連する業務の実績についてまとめたものである。

論文

Radionuclide release to stagnant water in the Fukushima-1 Nuclear Power Plant

西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.301 - 307, 2015/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:12.68(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算すると共に、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。トリチウム,ヨウ素、そしてセシウムの放出率は数十%であり、一方、ストロンチウムとバリウムはそれよりも一桁から二桁小さかった。これらの放出率はTMI-2事故と同程度であった。

論文

再処理施設分析廃液配管の腐食部の復旧

西田 直樹; 諏訪 登志雄; 田中 直樹; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.121 - 126, 2014/07

東海再処理施設の分析廃液を排水する放射性溶液配管の漏えいの原因の調査のため切取った配管部について、新規に準備したSUS配管を溶接し復旧した。復旧工事においては、配管の周囲をグリーンハウスで覆い、放射線防護措置を施した状態で、配管切断部の除染、開先加工、バックシールガスを流しながらの溶接を実施した。これらの一連の工事について、放射性物質を内包する配管を溶接する際の作業について報告する。

論文

福島第一原子力発電所の滞留水への放射性核種放出

西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一

日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.13 - 19, 2012/03

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算するとともに、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。

報告書

JRR-3冷中性子源装置(CNS)の運転・管理

鈴木 正年; 羽沢 知也; 石崎 洋一*; 小原 道士*; 稲田 勝利*; 米川 光則*; 脇田 広志*

JAERI-Tech 2004-060, 153 Pages, 2004/09

JAERI-Tech-2004-060.pdf:9.78MB

JRR-3冷中性子源装置(以下「CNS」という)は、研究用原子炉JRR-3の改造計画に伴って、利用性能向上の目的から設置された。原子炉で発生する中性子を冷中性子に変換する方法として熱中性子の中にわずかに含まれている冷中性子を、フィルターを用いて選別,発生させる方法と、熱中性子を極低温の減速材中に通し、冷中性子に変換する方法とがある。CNSとしては、一般的に後者が採用されていて、極低温の減速材としてその多くが液体水素を用いるため、冷凍設備と組合された装置となっている。JRR-3のCNSも液体水素を冷減速材として採用している。CNSによって得られた冷中性子は、原子炉から中性子導管を介して中性子ビーム実験孔へと導き出され、中性子散乱のような中性子物理実験に使用されたり、物質内における原子や分子の動きを観測して、生体高分子などの動的挙動を調べる研究手段として利用されている。本記録は、1989年の運転開始から2004年3月まで、JRR-3の共同利用運転にあわせて実施したCNSの運転実績と主な技術的事項をまとめたものである。

口頭

微分パルスボルタンメトリーによる硝酸ウラン溶液中のU(IV), U(VI)同時定量

舛井 健司; 北尾 貴彦; 稲田 聡; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理プロセスにおいて、プルトニウムの還元には、精製された硝酸ウラニルを電解還元した溶液を用いるが、この中には、U(IV), U(VI)、及びU(IV)の安定剤であるヒドラジンが共存する。電解還元後のU(IV), U(VI)濃度は、現在、吸光光度法により各々を分析する必要があり、また、発色試薬等、複数の試薬添加を要することから、煩雑な分析操作に加え、分析廃液が発生する。そこで本研究では、微分パルスボルタンメトリーに着目し、簡便,迅速かつ廃液を発生させないU(IV), U(VI)の同時定量分析を試みた。

口頭

微分パルスボルタンメトリーによる硝酸溶液中のU(IV), U(VI)の同時定量分析

舛井 健司; 鈴木 弥栄*; 北尾 貴彦; 稲田 聡; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理工程において、プルトニウムの還元には、精製された硝酸ウラニルを電解還元した溶液を用いるが、この中には、U(IV), U(VI)及びU(IV)の安定剤であるヒドラジンが共存する。電解還元後のU(IV), U(VI)濃度は、現在、吸光光度法により各々を分析する必要があり、また、そのためには複数の試薬添加を要することから、煩雑な分析操作に加え、分析廃液が発生する。そこで本研究では、微分パルスボルタンメトリーに着目し、簡便,迅速かつ廃液を発生させないU(IV), U(VI)の同時定量分析を試みた。

口頭

微量プルトニウム分析用固体シンチレータの開発

小椋 浩; 稲田 聡; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理施設における工程管理のための微量のプルトニウムの分析は、プルトニウムをTTA等により抽出し、試料液を一定量、直径1インチのSUS製試料皿上に滴下した後に加熱器を用いて、試料を焼付け、ZnS(Ag)シンチレーション法で行っている。この方法では、SUS製の試料皿が廃棄物として多く発生するという課題を有していた。そこで、$$alpha$$計測用ZnSシンチレータを粒状にし、可燃性(プラスチック)の試料容器底面に充填した固体シンチレータを開発し、試料液を直接添加して測定する固体シンチレータ法による再処理プロセス溶液中の微量プルトニウム分析を試みた。

口頭

マイクロ化学チップ分離/$$alpha$$液体シンチレーションカウンタによるプルトニウムの定量

山本 昌彦; 田口 茂郎; Do, V. K.; 稲田 聡; 久野 剛彦

no journal, , 

マイクロ化学チップとはガラス基板に100$$mu$$m以下の微細流路を作製したものであり、この流路に試料を通液することでさまざまな化学操作をフロー系で行うことができる。マイクロ化学チップの利用法の一つとしては溶媒抽出があり、Puの分析等へ適用することができれば廃液発生量の低減、被ばくの低減、操作の簡便化などを期待できる。本研究では、このマイクロ化学チップを分析前処理の分離場に応用したオンライン$$alpha$$液体シンチレーション測定システムを開発し、プルトニウムの定量を試みた。本発表会では、これらの試験結果について報告する。

口頭

液体電極プラズマ発光分光法による再処理工程試料中の金属元素の分析技術開発,2; 高放射性廃液中のセシウム、テクネチウムの定量

Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

本研究では、高レベル放射性廃液中のCs, Tcを分析するため、液体電極プラズマを利用した発光分光分析法を検討した。各元素の発光強度に対する印加電圧、電圧印加時のシーケンス、硝酸濃度の影響を調査し、測定条件を最適化した。その後、当該法を東海再処理施設から採取した高レベル放射性廃液試料中のCs, Tcの分析に適用した。

口頭

液体電極プラズマ発光分光法による再処理工程試料中の金属元素の分析技術開発,1; 再処理工程試料の液体電極プラズマ発光スペクトル

田口 茂郎; Do, V. K.; 山本 昌彦; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

模擬高放射性廃液の液体電極プラズマ(LEP)による発光スペクトルを測定した結果、セシウム、テクネチウムなどの主要FP、鉄等の良好な発光ピークが観測され、LEP発光分光法を再処理工程試料中の金属元素分析に適用できる見通しを得た。

口頭

東海再処理施設における排気中のヨウ素129分析

三枝 祐; 山本 昌彦; 西田 直樹; 田口 茂郎; 渡邊 伸久; 稲田 聡; 久野 剛彦

no journal, , 

再処理施設における排気中のヨウ素129(I-129)の分析は、活性炭フィルタにヨウ素を捕集し、Ge半導体検出器を用いたI-129の放射能測定により行われている。本研究では、活性炭フィルタに捕集されたI-129濃度評価法として、活性炭フィルタの線吸収係数を求め、自己吸収の影響を補正するとともに、活性炭フィルタの排気流入側(表面)と排出側(裏面)の$$gamma$$線を測定して活性炭フィルタの捕集効率を算出しI-129濃度を評価する手法を考案した。本発表では、この評価手法について報告する。

口頭

液体電極プラズマ発光分光法による再処理工程試料中の金属元素の分析技術開発,3; 再処理工程内試料中のテクネチウムの定量

山本 昌彦; Do, V. K.; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

本研究では、発光分光分析装置の小型化に有効な液体電極プラズマに着目し、これに基づく発光分光分析法(LEP-OES)により再処理工程試料中のテクネチウム(Tc)の定量を試みた。測定条件として、印加電圧、パルス出力のシーケンス、及び硝酸濃度の影響を調査した結果、印加電圧1000V、パルス幅2ms、パルス間隔8ms、パルス回数50回、硝酸濃度0.4Mで、最も再現性良く、強度の高いTcピークが得られることがわかった。また、Tcの254.3nm、261.0nm、264.7nmのピークについて、再処理工程試料中に共存する元素によるスペクトル干渉を調査した。その結果、254.3nm、261.0nmのピークでは鉄による干渉が見られたが、264.7nmでは干渉は確認されず、このピークを用いることでTcを定量可能であることがわかった。

口頭

Development of analytical methods for metal elements in reprocessing solution by optical emission spectrometry based on liquid electrode plasma, 4; Determination of strontium in highly active liquid waste

Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

液体電極プラズマ発光分光法(LEP-OES)による高放射性廃液(HALW)中のストロンチウムの分析法を開発した。LEP-OESの機器は、グローブボックス内に設置して使用した。印加電圧と試料の酸濃度等の測定条件を最適化し、模擬HALWの測定結果について、ICP-OESと比較して検証した。本発表では、これらの結果を述べるとともに、現在実施中の実試料の測定結果について報告する。

口頭

再処理プルトニウム溶液中の不純物金属分析のための固相抽出法による$$alpha$$線放出核種の分離除去

田口 茂郎; 古瀬 貴広*; 真崎 祐次*; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

使用済燃料から分離回収した硝酸Pu溶液中の不純物金属を分析するにあたり、硝酸Pu溶液中のPu, Am等の$$alpha$$線放出核種を固相抽出樹脂のTRUレジンに吸着し、不純物金属と分離するフローを確立した。

口頭

MOX粉末の同位体希釈質量分析法用$$^{239}$$Pu, $$^{235}$$U混合スパイクの調製と実試料への適用

堀籠 和志; 田口 茂郎; 山本 昌彦; 稲田 聡; 久野 剛彦

no journal, , 

同位体希釈質量分析法によるU・Pu混合酸化物(MOX)中のU, Pu濃度分析に最適化した$$^{239}$$Pu, $$^{235}$$Uを内標準とする混合スパイクを調製し、MOX粉末中のU, Pu濃度を高精度に分析できる結果が得られた。

22 件中 1件目~20件目を表示