検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 30 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

論文

核燃料施設におけるセキュリティ対策,2; サイバーセキュリティにおける内部脅威対策

河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11

近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事後評価)

再処理技術開発センター

JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12

JAEA-Evaluation-2015-012.pdf:6.67MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成22$$sim$$26年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。

論文

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について

中野 貴文; 佐藤 史紀; 白水 秀知; 中西 龍二; 福田 一仁; 立花 郁也

日本原子力学会誌, 57(1), p.14 - 20, 2015/01

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設(東海再処理施設)のある茨城県東海村において震度6弱の地震を観測した。本地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や地震応答解析及び両者の結果を踏まえた総合評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。その結果について報告する。

報告書

第四回 東海再処理施設技術報告会 報告書

大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁

JNC-TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11

JNC-TN8410-2001-023.pdf:30.98MB

本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC-TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1$$sim$$6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4$$sim$$9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9$$sim$$15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 $$sim$$22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果(2000年度業務報告)

圓尾 好宏; 渡辺 均; 武石 稔; 宮河 直人; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚

JNC-TN8440 2001-011, 146 Pages, 2001/06

JNC-TN8440-2001-011.pdf:2.98MB

東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2000年4月から2001年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明結果について(技術報告)

小山 智造; 藤田 秀人; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 柴田 淳広; 重留 義明

JNC-TN8410 99-027, 423 Pages, 1999/12

JNC-TN8410-99-027.pdf:22.46MB

東海再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日に火災爆発事故が発生した。事故直後から、現場の状況把握・閉じこめ機能の回復・事故の拡大防止に努めるとともに、事故原因の究明のため精力的に調査検討を行ってきた。事故発生後2年間に及ぶ原因究明作業により、事故の原因をほぼ特定するに至った。主たる火災発生原因は、エクストルーダにおける物理的な発熱によりアスファルト混合物がドラムに充てんされる際の温度が異常に高温となったことである。この結果、充てん後の固化体中で緩やかな化学反応が継続し蓄熱発火に至った。エクストルーダ内における物理的な発熱は、エクストルーダに廃液を供給する速度を通常より低速にしたことにより発生した。爆発原因は、火災により換気機能が停止したアスファルト充てん室(R152)内にアスファルト固化体から放出された可燃性ガスが充満し、そこでアスファルト固化体の発火が起きたことによる。本報告ではこれらの事故原因を中心に、事故前・後の施設の状況、事故により放出された放射性物質の量、及び究明活動の結果得られた教訓を示す。

報告書

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応; 充てん室内火災のシミュレーション

三浦 昭彦; 鈴木 美寿

JNC-TN8410 99-046, 35 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-046.pdf:7.29MB

アスファルト固化処理施設火災爆発事故調査委員会において、爆発が生じた午後8時過ぎにアスファルト充てん室(R152)内において2回目の火災が起こったと結論づけられている。本報告は爆発後に発生した2回目の火災に注目し、アスファルト充てん室内の火災シミュレーションを実施した結果についてまとめたものである。火災シミュレーションを実施するため過去に行われた、燃焼・消火実験のデータを参考に充てん室モデルを作成し、気流温度・ふく射強度等を算出し、このデータを用いてエクストルーダ排出管(ゾーン8)への熱的影響および発火したドラムに隣接するドラムへの熱的影響を解析により求めた。この結果、爆発後にはじめに発火したドラムが30バッチで充てんされたドラムであると推定した。さらに、火災からのふく射により隣接するドラムは熱的に大きな影響を受けないため、発火したドラムは火炎により温度が上昇し熱暴走反応を引き起こしたのではなく、発火した29バッチ以降のドラムは全て高温で充てんされたものと推定できる結果を得た。

報告書

東海再処理施設の安全性確認に係る基本データの確認-放射線分解により発生する水素の検討-

大森 栄一; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰; 山内 孝道

JNC-TN8410 2000-003, 93 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-2000-003.pdf:4.92MB

核燃料再処理施設に設置される各機器内では、プロセス液中に内蔵する放射性核種の崩壊に伴う放射線分解に起因し、水素を含むガスが発生することで知られている。水素は機器内空間で爆発下限界濃度に達し、かつ着火源が存在すると爆発を生じる可能性がある。こうした施設では、基本的に機器内から着火源を排除するよう考慮がなされているが、爆発事故防止の観点から機器内の水素濃度を爆発下限界に達しないよう管理することが重要である。今回、東海再処理施設の安全性を上記の観点で確認するため、本施設に設置される各機器の水素濃度を機器に供給される気体量を考慮して評価した。また、誤操作等が原因で機器内に供給される気体量が減少する場合も想定して、水素濃度が爆発下限界濃度を超えないように管理する方法についても検討した。その結果、運転管理を適正に行うことにより、殆どの機器において水素濃度が爆発下限界未満に抑制されることが確認できた。水素濃度が爆発下限界に達する可能性がある機器については、設備の改善等が必要であることが示された。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,3; 設備の点検・評価結果、総合評価

福田 一仁; 富岡 健一郎*; 立花 郁也; 白井 更知; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち設備の点検・評価結果、総合評価について報告する。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,1; 経緯、全体概要

中野 貴文; 福田 一仁; 佐藤 史紀; 小坂 一郎; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,5; 建物・構築物の点検・評価結果、総合評価

佐藤 史紀; 中西 龍二; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち、建物・構築物の点検・評価結果、総合評価について報告する。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,2; 設備の地震応答解析結果

越野 克彦; 白井 更知; 坂口 忍; 白水 秀知; 大瀧 美幸*; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦; 立花 郁也

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち設備の地震応答解析結果について報告する。

口頭

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について,4; 建物・構築物の地震応答解析結果

中西 龍二; 佐藤 史紀; 小坂 一郎; 中野 貴文; 永里 良彦

no journal, , 

東北地方太平洋沖地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。そのうち、建物・構築物の地震応答解析結果について報告する。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃液の処理技術開発,12; セメント固化のビーカー試験

堀口 賢一; 佐藤 史紀; 山下 昌昭; 小島 順二; 門田 浩史*; 新 大軌*; 坂井 悦郎*

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液, 固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験の結果を報告する。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃液の処理技術開発,13; セメント固化の実規模混練試験

山下 昌昭; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 坂井 悦郎*; 新 大軌*; 門田 浩史*

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、ビーカー試験で設定した固化条件を実規模(200Lドラム缶大)で実施した実証試験の結果を報告する。

口頭

東海再処理施設における低放射性廃液の処理技術開発,11; セメント固化の開発計画及び全体概要

佐藤 史紀; 堀口 賢一; 山下 昌昭; 小島 順二

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験を行った上で実規模大の実証試験を行う開発計画及び全体概要を報告する。

口頭

プルトニウム製品貯槽のオフガス中の水素濃度測定

星 貴弘; 長岡 真一; 工藤 淳也; 大内 雅之; 磯部 洋康; 大部 智行; 倉林 和啓

no journal, , 

東海再処理施設におけるプルトニウム製品貯槽(Pu貯槽)のオフガスが合流する洗浄塔において水素濃度の測定を行い、Pu貯槽からの水素放出量を把握した。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み,1; 潜在的ハザード低減に向けたアプローチ

山下 照雄; 松村 忠幸; 大山 孝一; 原島 丈朗; 菖蒲 康夫; 小高 亮

no journal, , 

東海再処理施設の潜在的ハザードを低減するためガラス固化技術開発施設(TVF)は福島第一原子力発電所の事故後に制定された新規制基準に合致していない状態での運転を特別に認められ、平成28年1月から高レベル放射性廃液の固化処理運転を再開した。更なる潜在的ハザード低減に向けて固化処理期間の短縮を図るため、その方策の一つである次期ガラス溶融炉更新時のハード面対策と運転手法などのソフト面対策案の最適化を図ることによる処理期間短縮の検討アプローチについて報告する。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み,4; 次期溶融炉の炉形式と適用技術

原島 丈朗; 山下 照雄; 松村 忠幸; 大山 孝一; 菖蒲 康夫; 小高 亮

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)のガラス固化処理期間の短縮に向けた方策の一つであるTVF3号ガラス溶融炉に対して、ガラス固化技術開発施設(TVF)の現状のガラス溶融炉の課題と対策を基に、次期ガラス溶融炉への要求機能の対策案、施設側の前提条件や制約条件を整理し、候補炉形式の検討を行うとともに適用技術を具体化しガラス固化処理技術開発施設(TVF)における成立性を確認した。

30 件中 1件目~20件目を表示