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高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03
高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。
宇敷 洋*; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 高松 操; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-042, 37 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-042.pdf:16.51MB
ナトリウム冷却型高速炉では、冷却材であるナトリウム及びカバーガスとしてアルゴンガスを内包する。そのため、カバーガスバウンダリを開放する際には、仮設バウンダリを確保した上で、カバーガスを微正圧に制御することで、カバーガスの放散を抑制し、かつカバーガス中への不純物混入を防止することが要求される。一方、平成26年度に実施された高速実験炉 「常陽」の炉心上部機構交換作業では、仮設バウンダリであるビニルバッグの健全性維持のため、高流量のアルゴンガスブローを約2ヶ月の長期間に亘って継続する必要があり、既存の設備では対応が困難であった。この課題を克服するため、「常陽」ではカバーガス循環型微正圧制御システムを開発し、実機に適用した。当該システムは良好な圧力追従性及びリサイクル性を有し、これらの成果は、世界的にも例の少ない大規模な原子炉容器内補修作業である炉心上部機構交換作業の作業環境整備及びその安全な推進に大きく貢献した。また、ここで蓄積された経験やデータは、稀少な知見として今後のナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に資するものと期待される。
大田 克; 宇敷 洋*; 前田 茂貴; 川原 啓孝; 高松 操; 小林 哲彦; 菊池 祐樹; 飛田 茂治; 長井 秋則
JAEA-Technology 2015-026, 180 Pages, 2015/11
JAEA-Technology-2015-026.pdf:79.87MB
高速実験炉「常陽」では、平成19年(2007年)に発生した「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」に係る復旧作業の一環として、平成26年(2014年)5月から12月に、炉心上部機構の交換作業を実施した。新たに使用する炉心上部機構の設計・製作は、平成20年(2008年)に開始し、約6年の期間を必要としたが、平成26年(2014年)11月21日に、当該炉心上部機構は所定の位置に設置された。本報告書では、炉心上部機構の設計・製作に係る主な成果を示す。
石山 新太郎; 神谷 昌岳*; 近藤 充記*; 比氣 明典*
化学工学論文集, 39(6), p.545 - 552, 2013/11
被引用回数：3 パーセンタイル：13.41(Engineering, Chemical)最高570,000Bq/kgを越える高放射能汚染土の福島県下の代表的な校庭土,原野土並びに県道脇土の界面化学的分散制御と高速せん断流解砕による土壌洗浄実験を行い、土壌特性と洗浄・濃縮・減容化効果について下記結論を得た。(1)3種類の原土壌に対して60分間程度の解砕洗浄を行うことにより60-95%の洗浄率が期待できる。(2)解砕洗浄後の再生土(8,000Bq/kg以下)の回収率は3種類原土壌において60-82wt.%であり、特に、原野土において500Bq/kg
33wt.%の低線量化での回収を達成した。(3)濃縮度の固形化による減容化(最高260,000Bq/kg)において60-85wt.%を達成した。(4)本解砕洗浄技術により汚染土壌に含まれる全FP量の90%以上のものが濃縮ケークとして回収可能である。(5)高放射能汚染土壌の主要FP捕獲鉱物相は校庭土においては金雲母等の層状ケイ酸塩類鉱物であり、原野土や県道脇土においてはモルデナイトである。
石山 新太郎; 神谷 昌岳*; 近藤 充記*; 比氣 明典*
日本機械学会論文集,A, 79(806), p.1504 - 1516, 2013/10
福島県下で18,000Bq/kgを越える高放射能汚染土の界面化学的分散制御と高速せん断流解砕による洗浄フィールド試験を実施し際に発生した高濃度汚染残土中の
Cs等FPを、その主要捕獲鉱物であるモルデナイト鉱物相の高温場における構造不安定性を利用して再回収する技術に関する検討を行い、下記結論を得た。(1)代表的な東北産の天然モルデナイト鉱物のCs-型での高温構造不安定性は1173K以上で顕著である。(2)高濃度汚染残土の1173K1時間までの高温加熱試験によりこの鉱物相からのCsの乖離を観測した。その際のFP乖離量は、高温加熱初期において顕著であり、1時間加熱後において初期値の約65%程度が乖離したものと評価された。(3)高濃度汚染残土の高温処理により発生するCsガスの高温再回収は、電気集塵式高温FPフィルターと後段でのコールドトラップにより発生ガスのほぼ100%の回収が可能である。
石山 新太郎; 神谷 昌岳*; 近藤 充記*; 比氣 明典*
化学工学論文集, 39(4), p.405 - 410, 2013/07
被引用回数：3 パーセンタイル：13.41(Engineering, Chemical)福島県下での570,000Bq/kgを越える高放射能汚染土の界面化学的分散制御と高速せん断流解砕による洗浄フィールド試験を実施し、おもに洗浄解砕装置の汚染防止の観点から構成機器表面にAl
O
コーティングをほどこすことによる汚染防止並びに基盤損耗防止効果に関する検討を行い下記結論を得た。(1)固形物濃度50%の洗浄液中での3時間解砕洗浄後において膜厚5
mのコーティングクーポン表面のFP汚染は認められなかった。その際、AlOコーティング成膜は解砕洗浄時の微細鉱物相粒子との衝突により膜厚が均一に損耗することがわかった。一方、SUSクーポンにおいてはおもに塑性変形を伴うくさび効果からFP表面取り込みによる汚染が認められた。この汚染源の除去は湿布圧掃程度の除染作業では困難である。(2)洗浄解砕装置において最も過酷なステータ翼部位に取り付けたコーティングクーポンでの洗浄解砕作業中における表面損耗速度は0.14m/hrと評価された。一方、SUS304クーポンでは解砕洗浄運転初期においてコーティングクーポンの場合の7倍程度の損耗速度を示し、その後の長時間洗浄において顕著な肉厚変化は生じなかった。
石山 新太郎; 神谷 昌岳*; 近藤 充記*; 比氣 明典*
no journal, ,
高レベル汚染土壌の洗浄再生・減容化技術を確立するため、福島県双葉郡内の津島小学校校庭汚染土壌を用いた界面制御による高せん断解砕洗浄実験を実施し、その洗浄効果並びに減容濃縮化効果の検証を行うとともに汚染土壌の洗浄・減容化の実用処理プラント構築のための要素技術としてそれぞれ分散・分離・洗浄・濃縮システムを設計するためのプロセス工学データを取得した。下記にその成果をまとめて示す。(1)10,000Bq/kg級の対象汚染土壌の界面制御による凝集粒子の分散化は、pH=10.1以上のアルカリ環境下の等塩基点近傍で生じる。(2)高トルク型ブランジャー装置を用いた洗砕洗浄を実施した結果、粒径0.5mm以上の原土において顕著な洗浄効果が認められ、さらにビーズ投入による洗浄率の向上が認められた。(3)解砕洗浄時における汚染土壌粒子径の変化に依存して、洗浄速度のそれぞれ異なる二つの洗浄プロセスが存在する。(4)0.5mm以下の原土における解砕洗浄では、粒子の微細均整化が進むとともに0.5
10mの微細粒径群において主要なFP汚染源の集積化が認められこれらFP汚染源の選択的除去は分級技術を応用することで可能である。
宇敷 洋; 伊藤 裕道; 奥田 英二; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 川原 啓孝; 高松 操; 長井 秋則; 大川 敏克
no journal, ,
高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、(1)計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、(2)MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。
