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奥野 浩; 須山 賢也; 龍福 進*
JAEA-Review 2017-010, 93 Pages, 2017/06
使用済燃料を取扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを導入することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状、安全評価上考慮すべき点、そして規制に関する現状をまとめたものである。この報告書は、燃料サイクル安全研究委員会がJAERI-Tech 2001-055として日本語で刊行した「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の英訳である。
天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁
JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06
再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。
阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵
JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11
再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。
阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08
核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。
田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08
六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。
燃料サイクル安全研究委員会
JAERI-Tech 2001-055, 92 Pages, 2001/07
使用済燃料を取り扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを採用することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取り扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状,安全評価上考慮すべき点,そして規制に関する現状をまとめたものである。
藤木 和男
Decommissioning Policies for Nuclear Facilities, p.111 - 120, 1992/00
科学技術庁は傘下の研究機関である原研,動燃,RANDECへの委託事業を通じ、原子力施設の廃止措置技術に関する広範な開発研究を推進している。その中には日本最初の本格的原子炉解体であるJPDR廃止措置計画も含まれている。これらの研究開発を通じて、機器構造物解体,除染,放射能測定,等の諸技術の改良が達せられ、実際の適用経験も蓄積されつつある。しかし将来の大型原子力施設の廃止措置を安全によの効率的・経済的に行うためには、作業者線量の低域,工期の短縮等の目標をよりた易く実現できる諸技術を開発していゆく必要があり、このための高度化技術開発が開始された。本論文は、科学技術庁によって推進されてきた廃止措置関連技術開発の成果をレビューし、また新たに開始された高度化技術開発計画を紹介している。
柳澤 宏司; 竹下 功; 三好 慶典; 杉川 進; 須崎 武則; 館盛 勝一
Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 2, p.V-65 - V-72, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めているNUCEFには、STACY、TRACYと呼ばれる二基の臨界実験装置が設置される。これらの臨界実験装置では硝酸ウラン及び硝酸プルトニウムの溶液燃料を使用するため、これを実験目的に合わせて調製するための核燃料取扱設備を有する。核燃料取扱設備は、再処理施設と同様な6つの工程から構成され、燃料の溶解、濃縮、混合、精製等を行う。本論文では、核燃料取扱設備の臨界安全設計について、その基本方針と設計例について示した。
柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。
加藤 正平; 石川 冬比右*; 山本 英明
EPA-520/1-90-013, p.44 - 56, 1990/00
施設の解体、改造にともなって放射能の発生する可能性のある施設について、国内の関連施設の数量を調査し、また、解体経験のある施設について調査した。これにより、施設の種類と残留放射能の性質を検討した。