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論文

水管ボイラー燃焼室内堆積物除去技術の開発

川崎 一男; 石山 道; 西野 将平; 青木 勝*

ボイラ研究, (391), p.8 - 14, 2015/06

重油のように硫黄を含む燃料を使用するボイラーは、燃焼過程で硫黄分を含んだ燃焼灰が堆積し、堆積物に水分等が含まれるとその水分が腐食性の水溶液となり、水管に腐食(硫酸腐食)が発生しやすい。腐食が発生した水管の一般的な処置としては、施栓処置または部分抜管(交換)等が実施されているが、今回開発した技術は、根本的な原因である堆積物の除去に主眼を置き、腐食発生の抑制を図り、ボイラーの健全性を確保するものである。

報告書

平成25年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

渡辺 均; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 後藤 一郎*; 木部 智*; et al.

JAEA-Review 2014-040, 115 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-040.pdf:4.26MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,平成25年4月1日から平成26年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

水管ボイラの水浸式超音波探傷検査(UT)による保守

石山 道; 川崎 一男; 三浦 博人*

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2014/07

核燃料サイクル工学研究所にはボイラが4基設置されており、設置後20年経過している。平成23年12月には、ボイラ水の漏えいが発生し、水管を調査したところ、対流蒸発缶の1本に腐食による貫通孔が発見された。その際、隣接する対流蒸発管2本に貫通までは至らないものの、同様なピットがあることを確認した。そこで、水管の減肉状況を確認するため、水浸式超音波探傷検査(UT)を実施した。その結果、減肉箇所は水ドラム管端部からベンド部手前までの範囲に集中しており、燃焼灰などが堆積している箇所であった。よって、水管の減肉は、堆積物に水分が含まれることで発生する腐食性の水溶液による硫酸腐食(局部腐食)が原因と推定する。

報告書

平成24年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01

JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

水管ボイラー対流蒸発管における腐食孔の発生とその原因

川崎 一男; 石山 道; 薄井 正弘*; 村上 敏則*

ボイラ研究, (382), p.26 - 33, 2013/12

平成23年12月、日常点検において停止中の水管ボイラー1基の水面が通常より低下していることを発見した。開放点検したところ燃焼室内に約2m$$^{3}$$の水が溜まっており、蒸気ドラム,水ドラム及び全水管を調査した結果、対流蒸発管の1本に腐食によって貫通した孔があること、隣接する対流蒸発管2本に貫通までには至らないものの、同様なピットがあることを確認した。貫通孔及びピット状損傷の発生原因を調査するため、腐食箇所を切り出し、外面・内面等のマクロ観察,ミクロ観察,表面・断面の元素分析及び化学成分分析等を行った。また、水ドラム上部(対流蒸発管下部)の堆積物については、元素分析,組成分析及び結晶性物質分析等を行った。この結果、貫通孔及びピット状損傷の原因は、水ドラム上部の堆積物に水分が含まれることで硫酸イオンを多く含有する強酸性の水溶液ができ、また堆積物中に入り込んだ硫酸ガスが低温時に凝縮することで硫酸水が堆積物中に生成され、これら腐食性の水溶液による硫酸腐食(局部腐食)であると推定した。

報告書

核燃料サイクル工学研究所における用水供給システム

金沢 優作; 安孫子 庄助; 寺田 秀行; 川崎 一男; 磯崎 典男; 松本 岳也

JAEA-Technology 2012-029, 82 Pages, 2012/09

JAEA-Technology-2012-029.pdf:7.79MB

核燃料サイクル工学研究所工務技術室が所掌する給水施設は、再処理施設及びプルトニウム燃料製造施設をはじめとする所内各施設で使用する飲料水(上水)並びに工業用水(工水)を供給している。本給水施設は、旧浄水場の老朽化等に伴い、平成19年4月から平成21年11月に掛けて更新され運用を開始した。本報告は、これら更新に関する計画,設計,工事及び運用の各段階における取り組み並びに新旧用水供給システムなどについて報告する。

論文

共同溝暑熱環境最適化への取り組み,1; 蒸気配管放散熱量の改善

石山 道; 川崎 一男; 松本 岳也; 寺田 秀行; 菊池 明夫; 溝口 剛*; 池田 博之*

日本保全学会第8回学術講演会要旨集, p.82 - 87, 2011/10

核燃料サイクル工学研究所構内の共同溝には、所内各施設へ供給する電気,水(上水・工業用水)及び蒸気等、ユーティリティにかかわる配線及び配管等が設置されている。共同溝内は、蒸気配管が設置されていることから配管等からの放熱により暑熱環境にある。調査の結果、小口径バルブ周辺の保温材の未設置部分及び蒸気配管保温材の表面からの放熱が多いため、高温環境となることが判明した。このため、小口径弁でも適用できるフレキシブルな保温材の採用と蒸気配管への保温材の追加施工をすることで、配管等からの放熱を低減させることができた。本報告では、共同溝内の温度分布の調査,熱源の特定及び取り組んだ改善策について述べる。

論文

ボイラー給水処理設備における水処理剤の変更

石山 道; 川崎 一男; 浅野 直紀

ボイラ研究, (366), p.9 - 15, 2011/04

ボイラーの給水処理における脱酸素剤として、ヒドラジンは広く使用されており、核燃料サイクル工学研究所においてもボイラーを設置した平成7年当初から約15年間にわたり継続使用してきた。しかしながら、平成18年3月31日に厚生労働省から「ヒドラジン及びその塩並びにヒドラジン-水和物による健康障害を防止するための指針」が発出され、ヒドラジン類による労働者の健康障害を防止するために事業者が講ずべき措置が定められた。これを機に、当研究所では脱ヒドラジンへの取り組みを開始した。変更にあたっては、代替品の種類や使用実績等の調査,プロセスへの影響等を評価し、代替品の選定を行った。また、代替品を用いた試運転等を行い、プロセスへの影響や効果の確認,排水基準への適合性等を評価した。これらの結果を総合的に判断し、平成22年1月にヒドラジンから代替品に変更し、代替品での給水処理を開始した。ここでは、これらの取り組みのうち、変更前の評価等の内容と変更後の結果について報告する。

論文

ボイラー給水処理設備における運転手法の開発; ヒドラジンに代わる脱酸素剤の選定

石山 道; 川崎 一男; 浅野 直紀

ボイラ・ニュース, (735), P. 6, 2010/09

ボイラーの給水処理における脱酸素剤として、ヒドラジンは広く使用されており、原子力機構核燃料サイクル工学研究所においてもボイラを設置した平成7年当初から約15年間にわたり継続使用してきた。しかしながら、平成18年3月31日に厚生労働省から「ヒドラジン及びその塩並びにヒドラジン-水和物による健康障害を防止するための指針」が発出され、ヒドラジン類による労働者の健康障害を防止するために事業者が講ずべき措置が定められた。これを機に、当研究所では脱ヒドラジンへの取り組みを開始した。変更にあたっては、代替品の種類や使用実績等の調査,プロセスへの影響等を評価し、代替品の選定を行った。また、代替品を用いた試運転等を行い、プロセスへの影響や効果の確認、排水基準への適合性等を評価した。これらの結果を総合的に判断し、平成22年1月にヒドラジンから代替品に変更し、代替品での給水処理を開始した。ここでは、これらの取り組みのうち、変更前の評価等の内容と変更後の結果について報告する。

報告書

ボイラ設備の管理,環境保全及び省エネルギ活動

石山 道; 浅野 直紀; 川崎 一男

JAEA-Technology 2009-066, 79 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-066.pdf:15.64MB

核燃料サイクル工学研究所工務技術室が所掌する中央運転管理室(ボイラ設備)は、再処理施設及びプルトニウム燃料製造施設をはじめとする所内各施設で使用する蒸気を製造・供給している。本ボイラ設備は、「労働安全衛生法」及びその他関係法令はもとより、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の適用も受けており、二重規制に基づく管理活動が必要である。これらの規制を受ける中で、蒸気発生プロセスの改善や添加剤の変更等を試みながら、環境負荷の低減やエネルギ使用量の低減に努めてきた。また、品質保証活動により業務の適正化を進めてきた。本報告は、これまでのボイラ設備にかかわる管理活動,環境保全活動,省エネルギ活動及び今後の取り組みなどについて報告する。

論文

Evaluation of the characteristics of the neutron reference field using D$$_{2}$$O-moderated $$^{252}$$Cf source

古渡 意彦; 藤井 克年; 高橋 聖; 吉澤 道夫; 清水 滋; 川崎 克也; 山口 恭弘

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.138 - 144, 2007/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.31(Environmental Sciences)

一般的に利用される中性子用の個人線量計は、$$gamma$$線用の線量計と比較してエネルギー応答特性が悪い。そのため中性子線量計は、線量に関して適切な校正がなされないと、作業環境で使用した場合、真の線量に対して大きく異なる値を指示する場合がある。この差異を小さくするには、実際の作業環境場の中性子スペクトルに近い中性子校正場で中性子線量計を校正するのが有効である。放射線標準施設棟では種々の中性子線量計に対して実際の作業環境場に近い中性子スペクトルによって得られる校正定数を提供する目的で、$$^{252}$$Cf中性子線源を重水で満たされたステンレス球(30cm$$phi$$)の中心に配置して得られる中性子校正場(以下「重水減速場」という)を整備した。本研究では重水減速場の重要な特性(ステンレス球表面から校正点に直接到達する一次線の中性子フルエンス率,中性子エネルギースペクトル,線量換算係数,線量当量率、及び散乱成分の照射距離に対する変化)を計算シミュレーションと多減速材付中性子スペクトロメータによる実測により評価した。一連の計算シミュレーションと実験で、中性子フルエンス率とスペクトルを実測する際の室内散乱成分の補正手法の有効性について議論した。加えて個人線量計のための校正場として利用する場合の、最適な照射距離についての評価も行った。

論文

Determination of $$gamma$$-ray efficiency curves for volume samples by the combination of Monte Carlo simulations and point source calibration

三枝 純; 大石 哲也; 川崎 克也; 吉澤 道夫; 吉田 真; 澤畠 忠広*; 本多 哲太郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(12), p.1075 - 1081, 2000/12

放射線管理の現場において体積試料の放射能測定は一般的にGe検出器を用いた$$gamma$$線スペクトロメトリ法により行われるが、あらかじめ試料の形状、密度、組成等を考慮した校正体積線源を作製するなどして固有の計数効率曲線を求めておく必要がある。校正線源の作製はその煩雑さや廃棄物の観点から問題も伴う。このため、解析的な手法やモンテカルロシミュレーション手法を用い、効率曲線を簡易的に求める方法もいくつか報告されているが、検出器結晶の不感層領域等を計算体系に正確に反映するのは難しい。ここではMCNP-4Bを用いたシミュレーション計算と、校正点線源による測定試料の代表点での一点校正を組み合わせることにより、不感層領域等、不確定な要因にあまりとらわれず、効率曲線を評価することを試みた。これにより測定試料の効率曲線を簡便に、精度良く評価することが可能となった。

論文

LWR fuel safety research with paticular emphasis on RIA/LOCA and other conditions

市川 逵生; 藤城 俊夫; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 26(1), p.118 - 125, 1989/01

原研における燃料安全性研究として、RIA、LOCA及び通常運転時における燃料挙動研究のレビューが行われた。RIA条件下での燃料研究は原研のNSRRにおいて実施された。LOCA条件下での燃料研究とは炉外実験により行われたが、この種の研究は終了している。通常運転時の燃料健全性研究ではPCIか主題であり、HBWRにおける照射実験と燃料コード開発についてのべてある。

論文

The Japan Power Demonstration Reactor decommissioning programme

田中 貢; 柳原 敏; 石川 迪夫; 川崎 稔

Proc. Int. Conf. on Decommissioning of Major Radioactive Facilities, p.25 - 31, 1988/00

原研では、将来の商用発電炉の廃止措置を考慮して、JPDR解体計画を1981年より実施している。本計画の第1段階では、原子炉解体に必要な技術として、遠隔切断技術の開発も行った。これらは、鋼構造物の解体に適用する、水中プラズマアーク切断技術、水中アークソー切断技術、ディスクカッター切断技術、成型爆薬切断技術であり、また、コンクリート解体に適用する、機械的切断技術、水ジェット切断技術、制御爆破技術である。これらは、1986年から実施されている、JPDR解体実地試験に適用され、その有用性が実施されるとともに、原子炉の解体に関する多くのデータが収集されるものと期待される。

論文

JPDRの解体計画

石川 迪夫; 川崎 稔

エネルギーレビュー, 7(6), p.2 - 6, 1987/00

先ず、原子炉の廃止措置の方法について密閉管理、遮蔽隔離、解体撤去の3方式の概要を説明し、わが国では解体撤去方式を原則とするなどの国の基本的な考え方を示す。原研は、この考え方のもとに原子炉解体技術の開発に着手したが、この計画は大きく2段階にわかれ、前半約5年間で原子炉解体に必要な種々の技術を開発し、後半約5年間においてそれらの技術を適用してJPDRの解体実地試験をおこなう。

口頭

$$^{241}$$Am-Be中性子線源の非等方性の低減化に関する検討

古渡 意彦; 小沼 勇; 川崎 克也; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 吉澤 道夫

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所放射線標準施設棟では、$$^{241}$$Am-Be中性子線源を用いる中性子校正場の信頼性向上に努めている。その取り組みの一つとして、校正点での中性子フルエンス率等の基準量に影響を及ぼす要因となる、線源からの中性子放出の非等方性の低減化を検討している。そこで、線源を入れる保護ケースの材質及び形状に注目し、新たに半球型Al製保護ケースを設計・試作した。ここでは中性子放出の非等方性の低減化対策について報告する。

口頭

ボイラー設備の管理について

川崎 一男

no journal, , 

原子力機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所のボイラー設備に関する安全・管理活動,環境保全活動及び省エネ活動等の取り組みについて報告する。

口頭

線源管理システムによる密封RI管理業務の効率化

立部 洋介; 小沼 勇; 川崎 克也; 古渡 意彦; 澤畠 忠広; 佐藤 康夫; 吉澤 道夫

no journal, , 

放射線標準施設棟は、放射線モニタ及びサーベイメータ等の放射線測定器を校正する施設であり、校正作業において密封RIを多数使用している。密封RIはおもに、照射装置に組み込まれ、ほぼ毎日のように各照射室で数十名が使用しているうえ、複数を同時に使用するケースは頻繁にある。そこで、PCを利用し密封RIの管理を1998年度から自動化で行っている。この線源管理システムは、近年、老朽化によるPCの故障及びシステムの不具合が多発し、業務に支障が生じたことからシステムの更新を行った。更新では、新たにクライアントサーバ方式採用など種々の改善策を講じ、管理業務のさらなる効率化が図れた。

口頭

Comparison of calibration factors for dosemeters at $$^{241}$$Am-Be neutron standard fields using new and old sources

古渡 意彦; 立部 洋介; 佐藤 康夫; 川崎 克也; 吉澤 道夫

no journal, , 

原子力科学研究所放射線標準施設棟での$$^{241}$$Am-Be線源による中性子校正場を効率よく運用するため、新旧の$$^{241}$$Am-Beを交互に使用することを検討している。このとき、新旧どちらの線源を使用した場合でも、被校正物である中性子線量計に対して同一の校正定数を値付けできることが必須である。本報告では、日本で広く普及している中性子サーベイメータと電子式個人線量計を使用して、新旧$$^{241}$$Am-Be線源を使用した中性子校正場で同一の校正定数が得られるかどうか、実験的に検証した。それぞれの線量計から得られた校正定数は、校正機関の相互比較で使用されるE$$_{n}$$数を用いて比較した。本来は、E$$_{n}$$数が1以下である場合、両者の値が一致としているが、本報告では線源のみの違いを評価するため、判定基準を0.5と厳しくした。実験及び評価の結果、サーベイメータ及び電子式個人線量計の両方で、基準を大きく下回る結果が得られた。これを受けて、新旧いずれの$$^{241}$$Am-Be線源を使用して線量計を校正しても、同一の校正定数が得られることが証明できた。

口頭

JAEA及びKAERIの中性子校正場での個人線量計校正に関する相互比較

立部 洋介; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 川崎 克也; 吉澤 道夫; Im, G. S.*; Kim, S.*; Lee, J.*; Kim, B.-H.*

no journal, , 

原子力機構(JAEA)と韓国原子力研究所(KAERI)との研究協力取り決めに基づき、放射線標準施設(JAEA-FRS)とKAERI双方の校正場に関する相互比較を実施している。このうち、JAEA-FRS及びKAERIの双方が整備している中性子校正場において、電子式個人線量計を用いて行った相互比較試験について報告する。この試験の目的は、JAEA-FRSとKAERIの独立に構築されている中性子校正場において、同じ電子式個人線量計を測定し、同一の校正定数が得られるか、また、適応した校正手法が妥当であるか確認することである。今回の試験で得られた双方の中性子校正場における校正定数は、不確かさの2倍の範囲内で一致した。試験の結果より、測定を行った線源から75cmの距離においては床等からの散乱線の影響が少ないことが確認できた。また、異なるトレーサビリティ体系の中で構築された双方の中性子校正場の基準線量の信頼性が高いことが確認できた。

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