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田辺 文也; 山口 勇吉
日本原子力学会誌, 43(1), p.52 - 55, 2001/01
被引用回数：1 パーセンタイル：12.01(Nuclear Science & Technology)JCO臨界事故の認知システム工学的方法による分析の一環として実施した操業記録の分析結果を報告する。作業シーケンスのパターンとして二つのタイプが明らかにされるとともに、操業初期の段階から貯液装置(貯塔,加水分解塔,など)において数バッチ分のウラン溶液を貯めることが常態化していたことを明らかにした。
住友金属鉱山*
JNC TJ6420 2000-005, 109 Pages, 2000/07
JNC-TJ6420-2000-005.pdf:3.16MB
核燃料サイクル開発機構人形峠環境技術センターで発生するウランを含むフッ化カルシウム澱物からウランを除去し、フッ素を安定化させるプロセスについて、塩酸系処理プロセス及び硝酸系処理プロセスにおける物質収支、建設費及び操業費の比較検討を行った。物質収支について、2次廃棄物の発生量を比較すると、硝酸系処理プロセス工程-3が最も少なく、次いで酸素系処理プロセス、硝酸系処理プロセス、硝酸系処理プロセス工程2、同工程-1の順であった。建設費は、塩酸系処理プロセスが最も安く、次いで硝酸系処理プロセス工程-3、同工程-2動向停-1の順であった。操業費は、硝酸系処理プロセス工程-3塩酸系処理プロセス工程-2、同工程-1の順であった。さらに、殿物を直接乾燥し、減容化するプロセスについても同様の評価を行った。直接乾燥・減容化処理プロセスは、低コストで減容できるという利点があるが、ウランを分離していないため、将来その必要性が発生した際には、ウラン分離費用が新たに必要となる。
掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*
JNC TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB
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)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-050, 94 Pages, 1999/11
本報では、地層処分の技術的成立性を明らかにするため、処分場の操業段階におけるガラス固化体の受け入れから人工バリア定置までの作業の具体的な方法について工学的な検討を実施した結果を報告する。まず、検討を行ううえで必要となるいくつかの前提条件を提示し、次に地上施設、アクセス施設、地下施設の区分で各施設における作業の内容と手順について検討した。さらに、各工程で必要となる具体的な機器、設備、および配置、系列数について検討し、各施設の概念を示した。これらをもとに実際の操業にかかる時間について検討した。また、操業段階で想定される事故事象をまとめ、既存の原子力関連施設を参考に放射線管理の考え方についても整理を行った。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。
棚井 憲治; 岩佐 健吾; 長谷川 宏; 郷家 光男*; 堀田 政國*; 納多 勝*
JNC TN8400 99-044, 140 Pages, 1999/11
原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会報告書「高レベル放射性廃棄物の地層処分研究開発等の今後の進め方について」では、人工バリアと処分施設の設計、製作・施工、建設などに関し、安全性を実現するための信頼性の高い人工バリア並びに処分施設についての設計要件を提示するとともに、これらが現実的な工学技術によって合理的に構築できることを示すこととされている。そのため、本報告書では、これらの目標に対して、地層処分場地下施設のレイアウト設計の考え方や設計要件を整理するとともに、それらに基づいてより現実的な設計を行うために我が国の幅広い地質環境を参考に仮想的な地質モデルを設定した。それに基づいて実際に硬岩系および軟岩岩盤を対象とした地下施設のレイアウト設計を試みた。また、建設、操業、埋め戻しそれぞれに必要となる地上施設および設備について、カナダEISレポートや建設、操業、埋め戻し技術の検討結果から、地上施設のレイアウト例を示した。さらに、国の基本方針等を前提条件とし、建設・操業・埋め戻しの各技術の検討結果に基づいた建設開始から閉鎖終了までの全体スケジュールの検討を行い、概念的なスケジュールの例示を行った。
黒木 繁盛; 谷口 航; 小尾 繁*; 長谷川 宏; 杉野 弘幸; 窪田 茂*; 出羽 克之*
JNC TN8400 99-037, 281 Pages, 1999/11
高レベル放射性廃棄物の地層処分場において、人間の安全な生活環境を維持するという基本的な考え方のもと、地下数百m
1,000m程度の地下深部に坑道を掘削し、廃棄体を埋設することが計画されている。その際、建設・操業・閉鎖の作業安全性を確保するため、各段階を通して坑道が力学的に安定していることが求められる。ここでは、第2次取りまとめで求められる処分技術の技術的信頼性を示すため、その要件となる坑道の力学的安定性を解析により評価した。具体的には、各坑道で必要となる断面を設定し、理論解析、有限要素法解析を用いて坑道掘削時の安定性、坑道交差部および地震時の安定性について検討を行った。本検討により得られた結果を以下に示す。・現状の技術で坑道の掘削が可能であると考えられ、適切な支保工を設置し、十分な坑道離間距離および処分孔間隔をとれば坑道の力学的安定性は確保できる。・坑道交差部においては、適切な補強工を施すことにより坑道の力学的安定性は確保される。なお、補強が必要となる範囲は、今回検討を行った交差角度30
では鋭角側に4D、鋭角側に1Dの範囲である。・過去に起こった巨大著名地震を想定して検討を行ったところ、坑道の力学的安定性に及ぼす地震の影響は小さく、坑道の掘削時の安定性が確保されれば地震に対しては安定であることが分かった。
長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.
PNC TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03
「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。
not registered
PNC TN1410 93-019, 40 Pages, 1993/04
事業団における安全研究は、平成3年3月に作成された安全研究基本計画(平成3年度平成7年度)に基づき、プロジェクトの開発と密接な係わりを持ちつつ推進されてきている。研究分野は、新型転換炉、高速増殖炉、核燃料施設等、耐震、確率論的安全評価、環境放射能、廃棄物処分の7分野で構成され、平成3年度より全分野が新基本計画に移行した。本報告書は、安全研究基本計画に基づいて実施された平成4年度の研究成果に関する調査票を各分科会の検討を経た後、まとめたものである。
原 啓二; 五月女 敦
PNC TN8410 92-167, 51 Pages, 1992/09
地層処分システムの概念の技術的有効性を具体的に明らかにするために、処分システムにおける建設・操業・閉鎖の一連の作業の中で、ここでは、ガラス固化体を受入れ、搬送・定置する操業について、その手順、システム、スケジュールの検討を行った。検討に当たっては、処分するガラス固化体の総体数を4万本と設定し、これを1ヵ所の処分場に処分するとした場合の操業の手順ならびに必要となる各種の検査設備や、オーバーパックへの封入設備等を収納した地上施設、廃棄体を地上施設から地下施設へ搬送する設備、人エバリアの定置設備等の具体例を示した。また、廃棄体の搬送にキャスクカー、アクセス立坑にエレベータを用いた場合の操業スケジュールを例示した。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 91-002, 110 Pages, 1991/08
高速実験炉「常陽」は、定格運転第21サイクル原子炉起動を1990年12月22日に行い、臨界点確認、制御棒校正等を経て出力上昇し、12月24日原子炉出力100MWに到達した。その後、定格出力100MWの70日間継続運転に伴い、原子炉出力を降下し、手動制御棒一斉挿入により1991年3月4日原子炉を停止した。
吉田 昌宏; 沖元 豊; 曽我 彰*; 長崎 英明*; 有井 祥夫; 鈴木 惣十; 金城 勝哉
PNC TN9520 91-007, 54 Pages, 1991/06
高速実験炉「常陽」では,プラント特性及び炉心特性を把握し,原子炉の安定かつ安全な運転に資することを目的に,運転サイクル毎に運転特性試験を実施している。本マニュアルは,運転特性試験のうち,臨界点確認試験,制御棒構成試験,反応度係数測定試験を対象に,データ処理及び試験の要領と手順をまとめたものである。
草間 朋子*; 甲斐 倫明*
PNC TJ1602 91-002, 14 Pages, 1991/03
核燃料施設における放射線防護の最適化について検討した。操業段階における最適化では、従来の費用便益解析などの手法を適用した定量的な解析は多くの場合困難である。セル内作業における最適化のあり方を検討した結果、1つの作業ごとに放射線管理に関する記録は次の類似の作業の防護の最適化に役立つように残すためには、放射線管理現場における記録のフォーマット化が必要であることが明らかになった。また、それらの放射線管理記録を効率よく利用していくためには最適化支援データベースを作成することが操業段階のメイテナンスなどにおける最適化を進めるのに有用であることを示した。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 91-001, 83 Pages, 1991/01
高速実験炉「常陽」は、定格運転第21サイクル原子炉起動を1990年9月6日に行い、臨界点確認、制御棒校正等を経て出力上昇し、9月9日原子炉出力100MWに到達した。その後、定格出力100MWの70日間継続運転終了に伴い、原子力出力を降下し、手動制御棒一斉挿入により1990年11月18日原子炉を停止した。
not registered
PNC TJ9349 88-001VOL1, 188 Pages, 1988/12
PNC-TJ9349-88-001VOL1.pdf:5.71MB
標記報告書は,我が国および米国における軽水炉,重水炉などの各炉型の建設費および運転費ならびに各炉型に該当する核燃料サイクルの各工程の単価および発電原価について現状値と将来目標値について調査した。調査対象の炉型としては,軽水炉,プルサーマル,高転換軽水炉,重水炉,HTGR,FBRの6炉型である。核燃料サイクルの工程としては,ウラン価格,プルトニウム価格,濃縮,転換,燃料製造,新燃料輸送,原子炉(建設費,運転費),使用済燃料輸送,再処理,廃棄物処理・処分,核燃料サイクル費および発電単価である。
山口 義文
PNC TN1410 97-025, 53 Pages, 1988/03
我が国に適合した高レベル放射性固化体の地層処分の基本概念、地層施設の基本構想を早急に確立することが緊要の課題となっている。本報告書は、地域社会に容認され、地域開発と結びついた地層施設のあり方について調査を行ない、我が国の高レベル放射性固化体の対策の一つとして管理型地層施設の考え方を提示したものである。すなわち、将来の技術革新、状況の変化を考慮し、選択の余地をより多く残し、かつ既存技術を用いて安全な方法で固化体を地層に貯蔵し、研究開発の成果を段階的に取り入れる柔軟な対応をとる方策である。また本報告書では、地層施設の建設・操業費を試算し、同施設から地域社会への波及効果について考察した。
吉田 浩; 藤根 幸雄; 清水 徳; 斎藤 恵一朗; 大内 操; 水林 博; 岩田 功*; 成瀬 雄二
JAERI-M 8494, 291 Pages, 1979/10
再処理工場廃ガス処理を目的とした多孔質隔膜法によるクリプトン放出低減化プラントの概念設計を行った。即ち、2分割型拡散筒からなるHertz型カスケードを中心とした排ガス前処理系、第1カスケード系、貯蔵系、建家などを含むシステム全体の仕様(システム構成、エンジニアリングフローシート、主要構成機器の諸元、プラントレイアウト、建家、遮蔽、支援設備)および運転方法を明らかにし、種々の条件下におけるプラントの建設費および操業費を推定した。この結果、本法が技術的にも経済的にも液化蒸留法および溶媒吸収法に遜色のないことが明らかになった。
