検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 27 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

報告書

環境試料中からの放射性セシウム微粒子の単離; リターへの適用事例

田籠 久也; 土肥 輝美; 石井 康雄; 金井塚 清一*; 藤原 健壮; 飯島 和毅

JAEA-Technology 2019-001, 37 Pages, 2019/03

JAEA-Technology-2019-001.pdf:26.85MB

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故由来の放射性セシウム微粒子(CsMP)の空間的分布の把握や、その物理化学特性を統計的に評価するには、環境試料等からの効率的なCsMPの単離が必要となる。本報では、森林生態系のCs循環に影響する可能性のあるリターに着目し、リターからの効率的なCsMPの単離法を開発した。過酸化水素水による有機物分解処理と、電子顕微鏡学的手法を組み合わせることによって、多くの土壌鉱物粒子を含むリター中からCsMPを短時間(1粒子あたり3日)で単離することができた。この単離法は、林床のリターのみならず、生木の樹皮や葉などの植物試料をはじめ、その他の有機物試料への適用も期待される。

論文

東海再処理施設の廃止措置計画の概要

岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一

デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03

東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。

論文

Monitoring of positron using high-energy gamma camera for proton therapy

山本 誠一*; 歳藤 利行*; 小森 雅孝*; 森下 祐樹*; 奥村 聡*; 山口 充孝; 齋藤 勇一; 河地 有木; 藤巻 秀

Annals of Nuclear Medicine, 29(3), p.268 - 275, 2015/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:44.32(Radiology, Nuclear Medicine & Medical Imaging)

In proton therapy, imaging of proton-induced positrons is a useful method to monitor the proton beam distribution after therapy. We developed a small field-of-view gamma camera for high-energy gamma photons and used it for monitoring the proton-induced positron distribution. The gamma camera used 0.85 mm $$times$$ 0.85 mm $$times$$ 10 mm GAGG pixels arranged in 20 $$times$$ 20 matrix to form a scintillator block, which was optically coupled to a 1-inch-square position-sensitive photomultiplier tube. The GAGG detector was encased in a 20-mm-thick container and a pinhole collimator was mounted on its front. The gamma camera had spatial resolution of approximately 6.7 cm and sensitivity of 3.2 $$times$$ 10$$^{-7}$$ at 1.2 m from the collimator surface. The gamma camera was set 1 m from the 35 cm $$times$$ 35 cm $$times$$ 5 cm plastic phantom in the proton therapy treatment room, and proton beams were irradiated to the phantom with two proton energies. For both proton energies, positron distribution in the phantom could be imaged by the gamma camera with 10-min acquisition. The lengths of the range of protons measured from the images were almost identical to the calculation. These results indicate that the developed high-energy gamma camera is useful for imaging positron distributions in proton therapy.

論文

MOX燃料再処理における溶媒劣化; Pu精製工程における溶媒劣化とその影響

川口 芳仁; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 大森 栄一

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.221 - 229, 2009/09

東海再処理施設では、30% TBP/n-ドデカンを用いるピューレックス法を用いて、使用済燃料からウランやプルトニウムを抽出している。TBPはおもに、放射線,抽出されている元素,酸による加水分解によりDBP, MBPに劣化する。本研究では、DBP生成速度式の算出,MOX燃料再処理時の工程内DBP濃度の調査,20日間工程停止時の工程内DBP濃度の調査を実施した。その結果、DBP生成速度式(T=47.3W+0.05[Pu]+0.1)が算出され、また、MOX燃料処理時の工程内のDBP濃度は91ppm、20日間工程停止時のDBP濃度は2000ppmであったが、その後の工程運転には影響がなかった。

論文

使用済プルサーマル燃料の再処理

野村 茂雄; 菊池 孝; 大森 栄一; 稲野 昌利

エネルギー, 38(6), p.59 - 62, 2005/00

プルサーマル燃料の利用については様々な声があるが、その使用済燃料の再処理に関しては、世界的に見ても現在の軽水炉使用済ウラン燃料の再処理技術で十分対応可能である。しかしながら、燃料の特徴を勘案し、より効率的な処理を行うために必要な再処理データの取得・蓄積を進めていく必要がある。そのためにもホットフィールドとして既存の東海再処理施設を、今後とも最大限に有効活用していくことを提案したい。

論文

A Development and an application of MIXSET-X computer code for simulating the purex solvent extraction system

石田 倫彦; 須藤 俊幸; 大森 栄一; 野尻 一郎

GLOBAL2001, 1(40), 0 Pages, 2001/00

核燃料サイクル開発機構では、1970代より東海再処理施設の溶媒抽出工程における核種の挙動を解析すべく計算コードMIXSETの整備を行ってきた。本報告では、最新版のMIXSET-Xに至るMIXSET開発の経緯及びMIXSET-Xの特徴、さらにはMIXSET-Xを応用して行った東海再処理施設の安全性確認作業について報告する。

報告書

原因究明のための施設状況調査; アスファルト個化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止に関する報告(3/7)

アスファルト固化処理施設火災爆発事故原因究明・再発防止対策班; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 下山田 哲也; 富山 祐弘; 下倉 光春; 桜庭 輝美; 森本 恭一; 萩原 正義; et al.

PNC-TN8410 98-013, 1028 Pages, 1998/01

PNC-TN8410-98-013.pdf:143.04MB

アスファルト固化処理施設で発生した火災爆発事故の発生原因を究明するため、事故発生後の施設内において詳細な被害状況の調査を実施した。調査の結果、施設内の被害は、アスファルト充てん室(R152)付近を中心として1階および2階に集中していた。アスファルト充てん室(R152)では、遮へい扉などの部屋境界部分が破損しており、シールディングウォールが充てん室内に飛ばされているのを除いて充てん室から外に向かって破壊されている。天井にあるハッチなどの落下によりドラムの変形や破損がみられるものの、多くのドラムは比較的整然と並んでおり、室内の被害はさほど多くはない。アスファルト充てん室(R152)周辺の部屋では各室内にあった備品などが飛散している。エクストルーダについては、ドーム内部を含めて調査したが破損した様子は無く、異常はみつけられなかった。換気系については、セル換気系および建屋換気系給気の系統に被害が集中しているが、建屋換気系排気および槽類換気系には、ほとんど被害がみられなかった。

論文

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故に関する検討

小山 智造; 柴田 淳広; 佐野 雄一; 大森 栄一; 鈴木 弘; 加藤 良幸; 北谷 文人; 小杉 一正; 須藤 俊幸; 菊地 直樹; et al.

日本原子力学会誌, 40(10), p.740 - 766, 1998/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.61(Nuclear Science & Technology)

アスファルト固化処理施設の火災爆発事故について、科技庁の事故調査委員会及びフォローアップ委員会に報告してきた内容を紹介する。火災原因は現在も検討を続けており完全に究明できた状況ではないが、エクストルーダ内での物理的発熱と、ハイドロパーオキサイドやパーオキサイドを経由した空気中の酸素を取り込んでの酸化反応等による化学的発熱の可能性が高いと考えられる。爆発原因は加熱されたドラムから発生した可燃性混合ガスが、換気系フィルタの閉塞により滞留し、槽類換気系の逆流空気により酸素濃度が上昇し爆発範囲内の予混合気体を生成し、自然発火したドラムにより着火したものと考えられる。事故による放射性物質放出量は$$beta$$核種で1$$sim$$4GBq、$$alpha$$核種で6$$times$$10-4$$sim$$9$$times$$10-3GBq、これらによる公衆の預託実効線量当量は最大で1$$times$$10-3$$sim$$2$$times$$10-2mSvと評価した。

論文

東海再処理施設アスファルト固化処理施設火災爆発事故における換気設備の状況

重留 義明; 加藤 良幸; 大森 栄一; 小山 智造

空気清浄, , 

アスファルト固化処理施設火災爆発事故における換気系統の、事故時の状況、セル系排気フィルタの被害状況、給排気系ダクトの被害状況について調査した結果を報告する。

口頭

東海再処理工場におけるNpの抽出挙動に関する調査,1; Np収支結果

長岡 真一; 森本 和幸; 佐藤 武彦; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理工場の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間が酸化状態に与える影響を評価するため、溶液滞留時間を変えて分配工程以降におけるNpのプルトニウム(Pu)製品側への移行割合について調査した。分配工程の中間貯槽内の液量を変えて、中間貯槽以降の各抽出器(分配工程,Pu精製工程)の水相出口においてNp濃度の分析を行った。また、中間貯槽における酸化状態を評価した。なお、工程はいずれも通常運転状態であり、Np濃度については放射能分析法($$alpha$$及び$$gamma$$線スペクトロメトリ)により求め、Npの酸化状態についてはNp(V)の吸収スペクトルを評価した。分配工程の中間貯槽における溶液滞留時間を変えて測定した結果、中間貯槽におけるNp通過量に対してPu製品側へ移行する割合に大きな差は無かった。また、中間貯槽において採取した試料中のNp(V)に相当する吸光度は、試料採取後ほぼ一定であった。これらより、中間貯槽における溶液滞留時間が約240分から約380分までの間においては溶液滞留時間はPu製品側へ移行するNpの割合に大きな影響を与えないと考えられる。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,4; 東海再処理施設抽出工程における溶媒劣化にかかわる調査

森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程においては、抽出溶媒として30%TBP(リン酸トリブチル)-ノルマルドデカンを使用している。TBPは、放射線及び加水分解により劣化し、抽出性能の低下の原因となると考えられている。本報告では、これまでの東海再処理施設の運転を通して得られた溶媒劣化にかかわる調査の結果をまとめて報告する。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,5; 東海再処理施設における高濃度の硝酸プルトニウム溶液を取扱う機器の腐食

大部 智行; 森本 和幸; 吉成 利美; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

硝酸溶液にプルトニウムが共存する環境での腐食については、これまでビーカースケールでプルトニウムや標準酸化還元電位の近いバナジウムを用いた基礎試験を実施してきているが、実機での長期間にわたる腐食速度については報告されていない。本報ではプルトニウム溶液蒸発缶の腐食の状況について、セル内に入室し肉厚を約15年に渡り測定した結果から算出した腐食速度、及び基礎試験と実機の腐食速度について比較した結果について報告するとともに、プルトニウム製品貯槽における腐食速度についても報告する。

口頭

MOX reprocessing at Tokai reprocessing plant

田口 克也; 長岡 真一; 山中 淳至; 佐藤 武彦; 中村 芳信; 大森 栄一; 三浦 信之

no journal, , 

東海再処理施設では、2007年3月からMOX燃料の再処理技術開発のため「ふげん」MOXタイプB使用済燃料の再処理を開始した。再処理は順調に進み、MOX燃料もウラン燃料同様に安全に処理できることを確認した。不溶解残渣の影響などMOX燃料に特徴的な知見が得られつつある。今後さらに数年にわたりMOX燃料の処理を続け、溶解特性,不溶解残渣,溶媒性能等に関する知見を蓄積していく。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,5; プルトニウム製品貯槽の温度評価について

倉林 和啓; 川口 芳仁; 高谷 暁和; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設のプルトニウム(Pu)製品貯槽において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料(以下MOX-B燃料とする)より回収したPu製品(硝酸Pu溶液)の温度を実測した。また、液温の事前評価と実測値の違いとして、計算に使用したORIGEN計算値と計算モデルを検討した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,6; 溶媒劣化に関する試験

星 貴弘; 川口 芳仁; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

プルトニウム(Pu)サーマル、高速増殖炉(FBR)燃料処理を考慮した再処理施設の設計に資するため、東海再処理施設の抽出工程において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料処理時の抽出溶媒中のジブチルリン酸(DBP)濃度を調査した。また工程内DBP濃度を推定するためDBP生成速度式の作成等を実施した。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,4; Np抽出制御試験

川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。

口頭

Control test of neptunium extraction at Tokai reprocessing plant

長岡 真一; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設では、現状40$$sim$$50%のネプツニウム(Np)が製品側へ移行している。運転パラメータを許容範囲内で調整し、分離第2サイクル工程の酸濃度を上昇させた後、当該工程の出口段のネプツニウム濃度を分析した。その結果、60$$sim$$70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。また、同様に、分離第2サイクル工程の抽出器内の溶液温度を上昇させた。その結果、70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。酸濃度又は溶液温度を上昇させることにより、製品側へのNp移行率を増加させることができることを、工学規模にて確認することができた。

口頭

海水中におけるガラス固化体の浸出挙動

大森 弘幸; 前田 敏克; 三ツ井 誠一郎; 馬場 恒孝

no journal, , 

沿岸域に地層処分場を立地した場合における高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の溶解メカニズムを調べるために、模擬ガラス固化体を用いた静的浸出試験を人工海水中で実施した。海水成分であるマグネシウムイオンが共存する条件では、ガラス固化体の溶解速度は時間とともに減少せず速い速度のままで溶解するが、液中マグネシウムイオンの濃度が低くなるとガラス固化体の溶解速度は低下した。また、浸出したガラス表面にマグネシウムケイ酸塩が析出していることがわかった。これらの結果から、海水中ではマグネシウムケイ酸塩が形成されることによってガラスの種構成元素であるケイ素が消費されるため、ガラス固化体の溶解が速い速度で進行したものと考えられる。

口頭

Conceptual design of next generation MTR

永田 寛; 山浦 高幸; 那珂 通裕; 川又 一夫; 出雲 寛互; 堀 直彦; 長尾 美春; 楠 剛; 神永 雅紀; 小森 芳廣; et al.

no journal, , 

原子力機構では、今後、発電用原子炉を導入する国に向けた汎用小型試験研究炉の概念検討を2010年から開始した。この概念検討にかかわる基本設計としては、板状の燃料要素でプール型による熱出力10MW級の試験研究炉を想定した。また、この概念検討では、安全性の高い施設であること、経済性に優れた設計であること、高い稼働率が達成できること並びに高度な照射利用ができることを目標としている。検討結果として、燃料要素16本と制御要素4本を配置した炉心において、最大高速中性子束は7.6E+17n/m$$^{2}$$/sであった。また、原子炉入口圧力が0.15MPa、原子炉入口流量が1200m$$^{3}$$/s、原子炉入口温度が40$$^{circ}$$Cの場合、DNBRは4.2であり、定格出力の運転状態としては、この炉心は十分な余裕があることがわかった。今後は、より詳細な炉心の核設計及び熱水力設計を行うとともに、冷却系統,照射設備及びホットラボ設備等の概念設計を行い、動特性評価及び安全評価に着手する予定である。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発,1; フローシート構成の検討及び抽出計算コード(MIXSET-X)によるフローシート設定

生田目 聡宏; 佐藤 武彦; 森本 和幸; 大部 智行; 鹿志村 卓男; 大森 栄一

no journal, , 

使用済燃料からU, Puを回収する抽出フローシート(以下、フローシートという)として、コプロセッシング法のフローシート構成を検討し、抽出計算コード(MIXSET-X)によりフローシートを設定したので、その結果について報告する。本報告は、経済産業省からの受託事業として日本原子力研究開発機構が実施した「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

27 件中 1件目~20件目を表示