検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1

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

東海再処理施設の臨界安全評価

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。

論文

Mock-up tests for design of silver mediated electrolytic dissolver

杉川 進; 白鶯 秀明; 竹下 功; 矢野 肇*; 木村 邦彦*; 田中 昇一*; P.Bretault*; R.Vialard*; M.Lecomte*

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 3, p.931 - 938, 1998/00

NUCEF臨界実験で使用するプルトニウム溶液の調製のため、MOX燃料スクラップの溶解として難溶性のMOXの溶解等に優れた銀電解溶解法を選定した。この溶解槽の設計のため、実規模(2.5kgMOX/バッチ)のアクリル製の試験装置を用いた各種試験を行った。試験は、(1)MOX粉末供給テスト、(2)溶解槽内流体ダイナミックステスト、(3)銀(II)電解生成テスト、(4)U$$_{3}$$O$$_{8}$$粉末の電解溶解テスト、(5)小規模ガラス製電解セルによる有機物(バインダー等)分解テストについて行い、粉末の溶解槽への供給特性、溶解槽内の流体の循環特性、銀(II)イオンの生成特性、U$$_{3}$$O$$_{8}$$粉末の溶解率、有機物の分解率等の設計データ等を十分に取得することができた。

論文

The Life prediction study of Rokkasho Reprocessing plant materials

木内 清; 矢野 昌也*; 滝沢 真之*; 柴田 諭

Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 3, 8 Pages, 1998/00

湿式再処理機器材料の寿命評価基盤技術開発の研究成果を基に、平成7年度から実施中の六ヶ所再処理施設の耐食安全性実証試験を概観した。当該試験の対象機器には、機器の仕様や耐久性支配因子が大きく異なるステンレス鋼製酸回収蒸発缶と金属ジルコニウム製連続溶解槽の代表的な二つの機器を選定した。過去の東海再処理施設のトラブル経験や実証対象機器が数十年にわたり長期供用されること等に鑑みて、当該試験は、実機規模の小型構造体を用いて長時間硝酸ループ試験を行う小型モックアップ試験を基幹試験として、小型試験片を用いて放射性核種作用を含む耐久性支配因子の詳細評価を行う照射腐食抵抗性評価試験及び計算機シミュレーションにより実証試験の模擬性評価や実証試験結果を寿命予測へ拡張する耐食安全性評価システム整備の3項目から構成され、耐食安全裕度の定量的評価を実施する。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

報告書

溶解工程の臨界安全解析における安全裕度の検討

山本 俊弘; 塩田 雅之*

JAERI-M 93-218, 18 Pages, 1993/11

JAERI-M-93-218.pdf:0.67MB

回分式溶解槽モデルを対象として、燃焼度、ウラン及びプルトニウム以外のアクチニドや核分裂生成物の存在、溶液温度、溶液の化学的組成、燃料格子の配列等を変化させて臨界安全解析を行った。この結果、燃焼度3万MWD/T及び4万8千MWD/Tでは、核分裂生成物やウラン及びプルトニウムの組成変化を考慮して臨界安全評価することにより、新燃料に比べてそれぞれ0.1$$Delta$$K、0.15$$Delta$$K以上実効増倍率が減少した。核分裂生成物の存在を考慮することにより更に0.05$$Delta$$K実効増倍率が減少したが、マイナーアクチニドの効果は小さい。また、現実の溶解槽での溶液中への燃料成分の溶解や溶液温度の上昇、最適減速とはならない不規則な燃料せん断片の配列などを考えると、更に実効増倍率が減少する。本計算により安全評価用に設定されたモデルと実際の工程の間に存在する安全裕度の程度が明らかになった。

報告書

再処理施設設置(変更)承認申請書 昭和57年12月

not registered

PNC-TN1700 93-006, 24 Pages, 1993/01

PNC-TN1700-93-006.pdf:0.27MB

2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。2. 再処理を行う使用済燃料の種類及び再処理能力3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理工場は独立した2基の溶解槽を回分式に運転することにより最大再処理能力0.7トン/日として設計建設されているが,溶解槽の1基をその補修に着手するまで溶解施設からその他再処理設備の附属施設へ区分変更するものである。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:31.9(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

報告書

使用済燃料の溶解過程

権田 浩三; 根本 剛*; 芝原 鉄朗*

PNC-TN841 79-06, 27 Pages, 1979/02

PNC-TN841-79-06.pdf:0.5MB

UO2ペレットの溶解初期時には,その形状が明確であるため,溶解速度が実測された例は多いが,剪断燃料はその形状が明確でないため溶解過程をシミュレーションした例はない。したがって,実際のプラントあるいは工場規模の溶解槽内での剪断燃料の溶解過程をシミュレーションすることは,溶解過程の把握ならびに安全運転維持のために必要である。本報告は,未照射UO2ペレットを使用して実験室的に溶解速度を求め,その測定結果を使用して,実際に小型試験設備のウラン試験時の溶解工程の未照射UO2ペレットおよび未照射JPDR剪断UO2ペレットについての溶解過程のシミュレーションを行ったものである。また,小型試験設備の溶解過程のモデルを再処理主工場におけるホット試験時のBWRおよびPWR使用済燃料の溶解過程のシュミレーションに応用し,実際の溶解過程とシミュレーションとのよい一致を確認できた。

口頭

溶解槽燃料装荷バスケットの遠隔操作による肉厚測定

横田 知; 畑中 聡; 藤森 真仁; 下山田 哲也; 中村 芳信

no journal, , 

せん断した使用済燃料を溶解する機器である溶解槽は、溶解部及び貯液部(材質:SUS310系)で構成される。溶解部に設置されている燃料装荷バスケット(材質:SUS304L)は、溶解槽での溶解後に溶け残った使用済燃料の被覆片を溶解槽から取り出すための機器である。溶解は高温, 高酸濃度下で行うため、溶解槽内は高い腐食環境であり、過去には腐食故障が生じたことから、遠隔補修装置を開発し、補修後は遠隔による溶解槽の肉厚測定を定期的に実施している。一方、燃料装荷バスケットは、更新時に破壊検査による肉厚測定を実施したのみであり、燃料装荷バスケットの腐食傾向の把握及び遠隔操作による非破壊検査方法の確立を目的に燃料装荷バスケットの肉厚測定の方法を検討し、その測定技術を確立した。

9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1