令和4年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

國分 祐司; 中田 陽; 瀬谷 夏美; 永岡 美佳; 小池 優子; 久保田 智大; 平尾 萌; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2023-052, 118 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-052.pdf:3.67MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和4年4月1日から令和5年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

令和2年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 中田 陽; 金井 克太; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平; 久保田 智大; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.

JAEA-Review 2021-040, 118 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-040.pdf:2.48MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」,「核燃料物質使用施設保安規定」,「放射線障害予防規程」,「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」,「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき,令和2年4月1日から令和3年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

平成30年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤井 朋子; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 山田 椋平; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; et al.

JAEA-Review 2019-045, 120 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-045.pdf:2.54MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成30年4月1日から平成31年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

Study on piping response under multiple excitation, 1; Triple shaking table test of piping having three-supporting points

渡壁 智祥; 金子 尚昭*; 相田 重一*; 大谷 章仁*; 森泉 真*; 月森 和之; 北村 誠司

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

現行の配管耐震解析に多入力解析を適用することで配管強度評価の合理化が期待できる。本件では、3点支持配管供試体及び3振動台を用いた加振試験を実施し、多入力を受ける配管の実挙動について調査した結果をまとめたものである。

「常陽」照射炉心第6次取替燃料集合体用 下部端栓溶接及び試験検査報告書

梶山 登司; 沼田 和明; 大谷 誠二; 小林 浩美*; 渡辺 浩明*; 後藤 達朗*; 高橋 秀樹*

JNC TN8440 2000-010, 45 Pages, 2000/02

JNC-TN8440-2000-010.pdf:1.45MB

高速実験炉「常陽」照射炉心第6次取替燃料集合体用(46体)として、プルトニウム燃料センター技術部品質保証質(旧:プルトニウム燃料工場検査課)玉造部材検査所において、平成5年1月から平成8年7月にかけて実施した下部端栓溶接工程、試験検査工程及び出荷工程等における作業内容と結果等を、とりまとめ報告するものである。なお、「常陽」照射炉心第6次取替燃料集合体は、その1燃料集合体用と、その2燃料集合体用に分割されており、その1燃料集合体用に使用する下部端栓及び被覆管の材質は、従来のSUS316相当ステンレス鋼(以下、SUS316相当材と略称する)と、新しい材質の高Niオーステナイト系ステンレス鋼(以下、PNC1520材と略称する)の2種類である。その2燃料集合体用については、従来のSUS316相当材の1種類である。今回、溶接加工及び試験検査を実施した数量は、その1燃料集合体用(8体分)がPNC1520材(5本)696本とSUS316材(3体)399本の計1,095本、その2燃料集合体用(38本分)がSUS316材の4、952本であり、第6次取替燃料集合体用合計では6,047本であった。しかし、最終的に燃料要素加工工程へ出荷した下部端栓付被覆管は、その1燃料集合体用のPNC1520材で694本、SUS316相当材で397本の計1,091本、その2燃料集合体用のSUS316相当材が4,938本であり、合計6,029本であった。試験検査の不合格品は18本発生し、その大部分は溶接部の不合格によるものであり、不合格率は、0.3%であった。

常陽MK-III用下部端栓溶接部欠陥発生調査報告書; インクルージョン発生に関する調査報告

梶山 登司; 沼田 和明; 大谷 誠二; 後藤 達朗*; 高橋 秀樹*

JNC TN8430 2000-007, 44 Pages, 2000/02

JNC-TN8430-2000-007.pdf:5.32MB

高速実験炉「常陽」及び高速増殖炉原型炉「もんじゅ」の炉心燃料集合体の下部端栓付被覆管の加工は、プルトニウム燃料センター技術部品質保証室玉造部材検査所において、1989年から実施している。下部端栓付被覆管の加工は、下部端栓への燃料要素番号の刻印、下部端栓と被覆管の溶接、溶接後の検査(外観検査、寸法検査、X線透過検査)からなる。「常陽」MK-IIIの初装荷炉心燃料集合体に用いる下部端栓付被覆管の加工を1996年5月から8月に実施した。この期間のうちの1996年7月から8月にかけて加工した第4製造キャンペーンに用いる下部端栓付被覆管において溶接部に多数のタングステン・インクルージョンがX線透過検査によって確認された。発生原因と推定される下部端栓溶接の作業工程について、作業記録を参考に原因の調査を行った。その結果、以下の事象が確認された。1.X線透過検査で溶接部に確認されたインクルージョンは、EPMA(Electron Probe X-ray Microanalyzer)分析によるタングステン電極と同じ成分であることが分かった。2.下部端栓溶接に使用した電極の先端に割れの入っているもの(以下、「ワレ」と略す)、欠けているもの(以下、「カケ」と略す)、著しい消耗のあるものが確認された。また、未使用の電極においてもワレ、カケが存在しているのが確認された。3.電極先端と被溶接物との距離(以下、「電極間距離」と略す)が、約0.08mm以下になると電極先端が著しく消耗することが分かった。以上の結果をもとにインクルージョンが発生した時と同じワレ、カケの形状及び溶接条件の下で再現試験を実施した。しかし再現ができず、原因を究明することができなかった。このため当面の対策として、電極の消耗及びスパッタの発生を抑制するために電極先端と溶接部の距離を0.08mmから0.1mmに変更した。(これまでの経験において、電極との距離が大きいとスパッタの発生は増加する)。また、電極は使用前に顕微鏡により確認し、カケ及びワレのある電極は使用しないこととした。その結果、インクルージョンの発生は見られなくなった。

ティの極限解析と一次応力の裕度比較

金子 尚昭*; 北村 誠司; 神保 昇*; 水谷 拓海*; 大谷 章仁*

no journal, , 

原子力配管の耐震安全性評価では、近年、基準地震動が増大してきており、従来の評価手法では設計の成立性が厳しくなってきている。特にティはその傾向が顕著であるが、従来評価手法である梁モデルでの応力計算式や応力係数には余裕が含まれていることが知られている。従来評価手法よりも詳細で、より現実的な評価手法であると考えられる極限解析による評価を実施し、従来評価手法における実態的な裕度を探った。