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論文

FaCT Phase-I evaluation on the advanced aqueous reprocessing process, 4; Solvent extraction simplified for FBR fuel reprocessing

駒 義和; 荻野 英樹; 坂本 淳志; 中林 弘樹; 柴田 淳広; 中原 将海; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

Development on reprocessing technologies for FBR spent fuel including chemical flowsheet and centrifugal contactor was conducted. The flowsheet is based on single cycle extraction without Pu partitioning and products purification cycles, and confirmed that high recovery of U, Pu and Np as well as moderate decontamination of fission products. Durable contactor with magnetic bearings have established by tests of 4 years - continuous operation and of irradiation which dose corresponded to 10 years use. A design study showed a sketch of a future FBR fuel reprocessing plant.

論文

Extraction and stripping tests of engineering-scale centrifugal contactors cascade system for spent nuclear fuel reprocessing

竹内 正行; 荻野 英樹; 中林 弘樹; 荒井 陽一; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 中島 靖雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.217 - 225, 2009/03

 被引用回数:11 パーセンタイル:59.98(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has been developing centrifugal contactors for solvent extraction to apply to next generation reprocessing plant. We evaluated the extraction and stripping performances of engineering-scale centrifugal contactors cascade system by uranyl nitrate solution on 10 kg/h flowsheet. As results, the uranium concentration profiles from extraction and stripping tests were fairly consistent with ideal distribution equilibrium calculated by MIXSET-X code. The stage efficiencies for uranium extraction and stripping were quite high. It was estimated as nearly 100% for extraction and 97$$sim$$98% for stripping. The contactors cascade system gave rapid equilibrium of distribution, and uranium concentration profiles became stable in 10 minutes on both extraction and stripping sections. No overflow and entrainment were observed under regular operation during extraction and stripping tests. From mal-operation test with the motor stop of one stage on contactors cascade system, it can keep running without emergency shutdown by the preparation of at least two spare stages.

報告書

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト); 工学規模ホット試験施設の設計検討(中間報告)

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。

論文

Development of FR fuel cycle in Japan, 2; Basic design and verification of U-Pu-Np co-recovery flowsheets for engineering scale hot examinations in Japan

中林 弘樹; 永井 俊尚

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.2029 - 2035, 2008/06

高速増殖炉サイクル実用化研究「FaCTプロジェクト」の一環として先進湿式再処理技術の工学規模ホット試験を計画している。本論文は、その工学規模ホット試験の主要な要素技術の一つである溶媒抽出プロセスのフローシートについて基本設計を行った結果を報告するものである。本試験設備は二つの異なる抽出法、すなわち簡素化溶媒抽出法とCo-processing法の両方を実施可能なように設計した。また、試薬供給ポンプや溶解液フィーダ及び化学分析の誤差や環境気温変化など、実際のプラントにおいて不可避なプロセスパラメータの変動に対しても安定的に試験が実施できるように設計した。この設計ではJAEAが開発したMIXSET-Xコードを利用したが、設計精度を向上するための改良を行い、またその計算結果の妥当性についてベンチマーク評価を実施し、本設計の成立性の確認を行った。

報告書

燃料集合体の発熱評価試験

須藤 真也; 中林 弘樹; 八尾 薫*

JAEA-Technology 2007-029, 73 Pages, 2007/03

JAEA-Technology-2007-029.pdf:11.39MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」の使用済燃料集合体をレーザ解体する過程において、最も効果的な冷却システムの基礎データを得るために、模擬燃料集合体を用いて冷却試験を実施した。その結果、以下のことがわかった。(1)レーザ解体前(ラッパ管切断なし)では、ハンドリングヘッド側からの冷却で20m$$^{3}$$/h以上の風量で十分冷却可能である。(2)レーザ解体が始まる(ラッパ管が切断される)と、発熱容量1kW以上では、ハンドリングヘッド側からの送風では冷却できない。(3)レーザ解体中は側面からの冷却が必要となる。これらの試験結果から、冷却システムの基礎データを得ることができた。しかし、レーザ解体中の側面からの冷却において、側面冷却ノズルの形状,吹き付け角度、及びノズル出口での流速等を十分検討する必要がある。

論文

先進湿式法再処理システムに関する研究開発; 高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズIIの成果

中林 弘樹; 駒 義和; 中村 博文; 佐藤 浩司

第4回再処理リサイクルセミナーテキスト, p.142 - 146, 2006/05

本発表は「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」フェーズIIにおいて実施した、先進湿式法再処理システムに関する設計検討の成果を説明するものである。本システムの検討においては、FBRの使用済燃料の処理を行ううえで、安全性の確保を前提として、再処理コストの低減,環境負荷低減,資源有効利用性向上、及びシステム自体が持つ核拡散抵抗性の向上、に向けた設計要求が課せられた。この要求を満足するため、抽出工程の処理負荷低減のための晶析法の導入,抽出工程の合理化及び核拡散抵抗性向上を目指した簡素化溶媒抽出法の採用,二次廃棄物発生量の低減のための使用薬品のソルトフリー化,環境負荷低減の観点からAm/Cmの回収を行うためのMAクロマトグラフィーの導入、など新規技術を導入した先進湿式法再処理システムの概念を構築した。技術的評価の結果、本システムは本調査研究において要求された設計要求に対する適合性可能性が高く、既存技術の延長線上にあることから技術的実現性も高いことが示された。

報告書

金属燃料リサイクルシステムの臨界安全設計検討,2

中林 弘樹; 栗坂 健一; 佐藤 浩司; 丹羽 元; 青木 和夫*

JAEA-Technology 2006-027, 119 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-027.pdf:9.02MB

本報告書は、電力中央研究所及び旧核燃料サイクル開発機構の共同研究である「金属燃料リサイクルシステムの設計評価」の内容に基づき、大型電解精製槽の臨界安全設計について検討したものであり、2003年に報告した「金属燃料リサイクルシステムの臨界安全設計検討, 1」の続編となるものである。検討では、「金属燃料リサイクルシステムの臨界安全設計検討, 1」で提案した「化学形態管理併用質量管理」概念に基づいて、より具体的な臨界安全管理設計及び核的制限値の素案を提示し、その設定の考え方を示した。次に、実際のプロセスにおいて臨界安全性に影響を及ぼす可能性のある異常事象の要因を抽出し、それらに基づいた解析モデルを構築し臨界安全性の解析を行った。その結果、ここで提示した臨界安全設計の下では、抽出された大部分の異常事象に対して十分な安全裕度を確保できることが示された。さらに、これまで明確化されてこなかったが本システムにおける臨界安全を確保するために重要な工程間物質移送についても検討を行い、その管理方法及び手順を示した。複雑な物質管理及び移送管理が必要な金属電解法システムにおいて誤装荷や誤移送などのヒューマンエラーを排除するために、完全に電子化・自動化されたプラント制御・運転システムである「オペレーション・バイ・ワイヤ」の概念を提示した。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告 -燃料サイクルシステム技術検討書-

佐藤 浩司; 駒 義和; 井上 明; 米澤 重晃; 高田 岳; 中林 弘樹; 滑川 卓志; 川口 浩一

JNC TN9400 2004-036, 1051 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-036.pdf:90.95MB

燃料サイクルシステム(再処理と燃料製造の組み合わせ)について、革新技術等を導入して経済性向上を図るとともに、各技術の特長を活用し低除染超ウラン元素(TRU)リサイクルによる環境負荷低減、資源の有効利用、核拡散抵抗性向上等を図ったプラント概念を構築した。経済性については、大型施設として暫定的に設定した200tHM/y処理規模の場合では、いずれの組み合わせケースにおいても燃料サイクル費(再処理費と燃料製造費の合計)の要求値である0.8円/kWhを満足した。一方、小型施設として暫定的に設定した50tHM/y処理規模の場合、経済重視型炉心では、径方向ブランケット燃料削除による平均燃焼度の向上がサイクル費の低減に寄与し概ね要求値を満足した。

報告書

金属燃料リサイクルシステムの臨界安全設計検討(I)

中林 弘樹; 藤岡 綱昭; 佐藤 浩司; 青木 和夫*

JNC TN9400 2003-082, 67 Pages, 2003/09

JNC-TN9400-2003-082.pdf:3.02MB

電力中央研究所との共同研究である「金属燃料リサイクルシステムの設計評価」において検討されている大型電解精製槽の臨界安全設計について検討・評価を行った。この電解精製槽は多量の核燃料物質を保持するが、単に質量のみを管理するのではなくその化学形態を管理する方法を併用することによって臨界安全性を確保することができる見通しを得た。

論文

Conceptual design on an integrated metal fuel recycle system

佐藤 浩司; 藤岡 綱昭; 中林 弘樹; 北島 庄一; 横尾 健*; 井上 正*

Global 2003; International Conference on Atoms for Prosperity: Upda, 0 Pages, 2003/00

FBRサイクルの実用化戦略調査研究の一環として、38tHM/y処理規模の金属燃料リサイクルシステムについて、経済性、操業性、安全性、環境負荷低減性、核拡散抵抗性等に配慮したシステム設計を実施した。その結果、4対の電極を装荷した大電解槽や続処理方式の陰極処理装置等の採用、質量管理と化学形態管理等を行うことにより、臨界安全性を担保しつつ処理速度の向上が図れる見通しを得た。また、同処理規模の先進湿式リサイクルシステムとのセル、建屋容積、廃棄物発生量の比較により、小型プラントの乾式システムの経済性、環境負荷低減性の観点からの優位性が示された。

報告書

乾式リサイクルシステムの臨界安全設計概念検討

中林 弘樹; 田中 博

JNC TN9400 2001-072, 107 Pages, 2001/06

JNC-TN9400-2001-072.pdf:3.33MB

乾式再処理法は、すでに実用化されている湿式再処理法と大きく異なる原理を利用し、経済性・環境負荷低減せい・核不拡散抵抗性への大幅な改善が期待されている再処理法である。乾式再処理法に関する研究は現在までに世界各国で行われてきたが、実規模プラントを想定した臨界安全設計については殆ど行われてこなかった。本設計研究では代表的な乾式再処理法である金属電解法、酸化物電解法、フッ化物揮発法についての臨界安全設計概念を検討した。第1章では、乾式リサイクルシステムの臨界安全設計に必要な各種物質の基本的な臨界計算を行った結果についてまとめた。第2章から第4章まではそれぞれの金属電解法、酸化物電解法、フッ化物揮発法についての臨界安全設計の検討内容をまとめた。第5章乾式リサイクルシステムでの臨界事故とその収束手段について考察した。検討の結果、金属電解法の電解槽においては、質量管理を行う単一ユニット内部の燃料物質が全ての一つの物質形態になる場合を想定する既存の臨界安全管理の考え方と異なる臨界管理の概念が必要であるが、酸化物電解法、フッ化物揮発法では従来の考え方に従った臨界安全設計を行うことが可能であることがわかった。本検討で設定された最大許容限度および核的制限値値は単純モデルの臨界データに基づいたもので、詳細な機器設計等を利用することにより再評価する余地がある。また、検討した臨界安全設計が想定される異常事象下において十分な安全性を確保できるかについては、今後異常事象の選定、異常事象解析を含めた臨界安全評価を行う必要がある。

報告書

乾式リサイクルシステムの安全性検討

掛樋 勲; 中林 弘樹

JNC TN9400 2000-051, 237 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-051.pdf:8.14MB

本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)について、その安全システムを構築するために、安全システムの考え方(安全システム概念)を示し、安全評価に関わる検討を行ったものである。安全システムの考え方については、我が国現行の再処理安全審査指針に則って、必要な安全機能、安全設計要件及び安全設備を示し、課題を摘出した。安全評価に関わる検討については、想定する異常事象及び事故事象を選定し、安全設計パラメータ(閉じ込めフィルタ能力等)と漏洩インベントリをパラメータとして、公衆被ばく量制限との関係を求め、課題を摘出した。また、臨界管理の設計及び評価に資するため、臨界解析を行った。以上のように、本研究では、安全設計方針(安全設計上考慮すべき事項)、指針等の作成及び具体的な安全設計を進めるために、乾式システムの安全システム概念を体系化して、課題を示した。

口頭

PARCコードを用いたU-Pu-Np共抽出工程でのNp挙動の研究

朝倉 俊英; 津幡 靖宏; 森田 泰治; 中林 弘樹; 永井 俊尚

no journal, , 

NEXTプロセスの簡素化溶媒抽出法の最適化に資することを目的として、PARCコードを用い、U-Pu-Np共抽出工程についてシミュレーション計算を行い、Npの抽出分離挙動を、亜硝酸濃度とNp(V)-Np(VI)の酸化還元反応速度の観点から検討した。フィード液(硝酸5.19mol L$$^{-1}$$(M))中のNpの原子価について、初期条件を、Np(V)が100%、亜硝酸濃度が10$$^{-4}$$$$sim$$10$$^{-1}$$Mと仮定して経時変化を計算した。その結果、亜硝酸濃度が高いほど平衡に要する時間が短くなること、さらに、平衡時のNp(V)の比率が増加することがわかった。原子価評価計算結果の組成の液をフィードとした抽出計算結果から、亜硝酸濃度が低い(10$$^{-4}$$, 10$$^{-3}$$M)場合に、Np水相濃度プロファイルの計算結果は試験結果をよく再現した。

口頭

抽出クロマトグラフィー設備の火災・爆発安全に関する検討

駒 義和; 佐野 雄一; 渡部 創; 野村 和則; 中林 弘樹

no journal, , 

再処理高放射性溶液からAm及びCmを回収する抽出クロマトグラフィーに基づくシステムを検討している。このプロセスは有機物を含む吸着材を使用し、放射線により水素が発生することから、火災・爆発安全を考慮する必要がある。吸着材及び水素が存在する前提において、火災・爆発にかかわる安全を確保する方法を検討した。

口頭

東海再処理施設におけるPRAの適用とPRAの保全計画への活用

高瀬 友基; 三浦 靖; 中林 弘樹

no journal, , 

東海再処理施設(TRP)については、2007年に使用済燃料の再処理運転を中断し、2018年から廃止措置段階に移行しており、主要工程における重大事故リスクは減少している。現在、再処理運転で発生した潜在的なリスクの高い高放射性廃液は、そのほとんどが高放射性廃液貯蔵場(HAW)に貯蔵されており、ガラス固化技術開発施設(TVF)で順次ガラス固化処理している。両施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固による重大事故のリスクが残っており本研究では、HAW及びTVFを対象に確率論的リスク評価(PRA)を適用し、両施設における高放射性廃液の冷却機能喪失頻度を評価した。また、施設の安全機能維持の観点で重要な機器に関するリスク情報の保全計画への活用検討を行った。

口頭

東海再処理施設の廃止措置段階における保全について

田口 克也; 中林 弘樹; 中野 貴文

no journal, , 

東海再処理施設は使用済燃料の再処理を終了し、2018年6月に最初の廃止措置計画が原子力規制委員会に認可された。施設の数が多く、関係が複雑、汚染の状態が多様であることから廃止措置には約70年を要する計画である。現在、保全について、高放射性廃液の貯蔵の安全性向上のための機器の追加による保守・検査の増加、約70年の廃止措置期間中の高経年化対応、廃止措置の進捗に伴うリスクレベルの低減を考慮した機器交換の最適化という課題を有している。本稿では、保全の状況、課題及び今後の取組について紹介する。

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