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桜井 淳; 野尻 一郎*
JAERI-Conf 2003-019, p.855 - 857, 2003/10
本稿は日本における核燃料サイクル施設のモンテカルロ法による未臨界安全解析セミナーについてまとめたものである。連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4C2システムが参加者各自の持参したノート型パソコンに瞬時にインストールされ、計算演習に利用された。計算に先立ち炉物理及びモンテカルロシミュレーションの基礎理論の講義が行われた。このセミナーでは、JCO沈殿槽,JNCウラン溶液貯蔵施設,JNCプルトニウム溶液貯蔵施設,JAERI TCA炉心の実効中性子増倍率及び中性子スペクトルの計算を行った。臨界事故を防止するため、核燃料サイクル施設の安全管理の考え方も示した。
楠 剛; 国府田 信之; 内山 順三*
第24回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, p.149 - 156, 2003/00
日本原子力研究所では、最長で約20年間、炉心及び使用済燃料貯槽で湿式環境下にあった研究炉JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を安全に長期間保管するために、昭和57年3月に乾式の使用済燃料貯蔵施設(DSF)を建設した。貯蔵施設は、貯蔵設備,循環系設備,同機器室及び監視室から構成される。貯蔵設備は、コンクリート遮蔽体と100個の保管孔で構成され、1つの保管孔に使用済燃料を密封した1個のステンレス鋼製容器を貯蔵している。循環系設備は、保管孔と直結された給・排気管,ヘッダ及び循環ブロア等から構成され、系内の空気を循環し、保管孔内を負圧に保つ設備である。また、循環系設備は放射線モニタリング設備としての役割を有している。本施設は、臨界安全性,放射線遮蔽及び耐震性等の核燃料施設として安全上要求される事項を満足するように設計が行われており、昭和57年の供用開始以降、安全に1798本の使用済燃料要素の貯蔵を続けている。
白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次
JNC TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04
JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB
東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。
鈴木 良宏; 佐藤 俊一; 鈴木 満; 岡本 成利; 渡辺 直樹; 品田 健太; 吉田 忠義
PNC TN8440 98-025, 111 Pages, 1998/07
平成9年9月に茨城県、東海村が実施した「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定」第15条に基づく東海事業所放射性固体廃棄物貯蔵施設に係わる現地調査の結果、放射性廃棄物に関して改善処置を求められた。これを受けて事業団は科学庁、県及び村に対して平成10年3月完了を目標に保管容器の点検・補修作業を開始することとなった。この内プルトニウム系廃棄物の点検・補修は計画どおり進み、平成10年3月をもって終了した。本報告書は、プルトニウム廃棄物保管容器の内、プルトニウム廃棄物貯蔵施設(PWSF)及び屋外固体廃棄物貯蔵庫(17棟)に保管されている保管容器の点検・補修作業に係わるものであり、今度の廃棄物保管容器の点検・補修作業の一助となるものである。
菅谷 敏克; 中野 朋之; 宮崎 仁; 飛田 祐夫
PNC TN9420 94-015, 80 Pages, 1994/07
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内における新型動力炉開発に係わる照射後試験等の試験、研究業務で発生する放射性固体廃棄物の低線量化、高減容化処理を行うことを目的として、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。LEDFの処理対象廃棄物としては、センターの各施設から発生する大型固体廃棄物の他、現在「高レベル
固体貯蔵施設」に金属密封缶の状態で保管されている「高線量固体廃棄物」がある。本報は、LEDFの廃棄物処理工程検討に資するため、廃棄物の移動・運搬技術と開缶に関する技術の現状について調査を行ったものである。移動・運搬技術の調査では、一般産業界における移動・運搬技術や使用機器についての実情や動向、また原子力業界の利用状況についての調査を行った。また、開缶技術の調査では、現在使用されている金属密封缶をモデルに原子力業界及び産業界において缶を開けるために使用されている装置、及び利用可能な切断技術や方法について調査を行った。
清水 堅一
核物質管理センターニュース, 21(5), p.7 - 9, 1992/05
日本原子力研究所東海研究所の研究炉JRR-2,JRR-3M(改造後のJRR-3)及びJRR-4について、その概要を述べるとともにJRR-3Mについては利用設備等が充実し、利用の拡大が期待されるので、その内容も紹介した。一方、保障措置活動の観点から、研究炉として特徴があるJRR-3Mについて、設計情報(DIQ)の検認、乾式貯蔵施設(DSF)の密封検認等についてその概要を紹介した。
固体廃棄物処理貯蔵計画(案)の検討小川 柳一郎; 大和田 忍*; 池田 武司*; 一関 強; 大森 宏之; 榎戸 裕二
PNC TN9080 92-004, 55 Pages, 1992/03
大洗地区の動燃・原研双方から発生する高線量固体廃棄物は、中央廃棄物処理場の「高レベル固体貯蔵施設」に貯蔵される。この施設は、昭和51年から使用を開始しその後、昭和59年に増設したが現在の予測では平成8年度末頃には貯蔵能力は限界に達する。 施設計画検討に当たっては、高速実験炉「常陽」及び原型炉「もんじゅ」燃料の照射後試験計画等を考慮し、動燃の技術開発の成果を反映した合理的かつ経済的な処理貯蔵施設とした。 本施設計画は、平成4年度から具体的設計検討を開始しても、その運開は平成10年度中頃となるため、既貯蔵施設の満杯対策を別途講じ、2年程度の延命を前もって図っておく必要がある。 また、大洗工学センターの各ホット施設には中央廃棄物処理場及び固体廃棄物前処理施設で受入処理の困難な放射性廃棄物が発生し、各ホット施設内に保管され増大するが、具体的設計に当たってはこれらの放射性廃棄物についての処理(前処理)を考慮する。
線照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響に関する研究村岡 進; 村瀬 欣伸*; 山田 浩司*; 横田 紀男*; 鷲野 正光; 中村 治人
JAERI-M 85-097, 14 Pages, 1985/07
高レベル放射性廃棄物貯蔵施設の健全性を評価する基礎データを得るために、線の照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響を調べた。本研究は昭和56
57年度に実施した研究に引き続き実施されたものであり、照射総線量を約2
10
Rにまで増した場合の物性値の変化を調べること及び照射線量率を高レベル廃棄物貯蔵施設で予想される約110
R/hrに合せ水分、温度等環境要因の物性値への影響を調べる点に研究の主点をおいた。その結果常温であれば貯蔵施設で予想される総線量を照射しても明らかな物性値の変化は認められなかった。また地下水の浸入等によりコンクリートが湿潤した場合の線照射による鉄筋の腐食への影響はなかった。温度効果については、160
Cに加熱した場合明らかに圧縮強度の減少か認められた。
線)照射によるコンクリートの挙動に関する研究村岡 進; 村瀬 欣伸*; 山形 茂; 中村 治人; 荒木 邦夫; 橘 宏行; 三友 昭市; 鷲野 正光; 山田 清承*; 山田 尚*; et al.
JAERI-M 83-004, 38 Pages, 1983/02
高レベル放射性廃棄物貯蔵施設の健全性を評価する基礎資料を得るために、線の照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響を調べた。所定の期間養生したコンクリートを、(1)線照射及び加熱環境、(2)加熱環境のみ、および(3)20C、相対湿度90%の気中環境の異なる3種類の環境下に、加熱温度を変えて(100C、160Cおよび190C)、所定の期間(300時間、600時間および1200時間)貯蔵した後、重量、圧縮強度、弾性係数、ポアソン比、寸法、および中性化の各種の物性変化を調べる実験を行った。その結果、最大1.010
R程度のオーダーの線照射量の範囲内においては、線照射がコンクリートの諸物性に及ぼす影響は明確ではなく、むしろ加熱による影響の方が支配的であることがわかった。
沢井 定
原子力工業, 11(6), p.49 - 55, 1965/00
JRR-2使用済燃料貯蔵プールはその使用を開始してからすでに4年以上(使用済燃料を貯蔵してから3年あまり)経過しているが、貯蔵された使用済燃料は幸い問題らしい問題も起さず今日に至っている。
三ツ井 誠一郎; 関山 富男; 加藤 貢; 浅妻 新一郎; 加藤 博康*; 上田 真三*
no journal, ,
福島県内の除染により膨大な量の汚染土壌と廃棄物が発生しており、除染サイトの近傍の仮置場等にて保管されている。これら土壌と廃棄物は順次中間貯蔵施設へ移設される。関連法によると、土壌と廃棄物は30年以内に福島県外の最終処分場にて処分される。中間貯蔵施設に保管される汚染土壌は合計2000万立方メートルに及び、この処分量の減容は最終処分への各種影響を低減する上で不可欠である。福島県外における最終処分を最適化するため、国は土壌の処理及び利用に関する研究開発に着手する。原子力エネルギー関連技術に関する日本国内唯一の総合研究機関として、我々は国の取組みを支援する。
