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山本 昌彦; 白水 秀知; 森 英人; 駿河谷 直樹
JAEA-Technology 2016-009, 58 Pages, 2016/05
JAEA-Technology-2016-009.pdf:3.95MB
東海再処理施設の小型試験設備に設置されたグローブボックスは、長期の使用に伴い、透明パネルが劣化して視認性が低下していた。そこで、予防保全の観点からパネルを更新した。多くのパネルには、可燃性のアクリルが使用されているが、平成23年の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では、核燃料物質等を取り扱うグローブボックスに不燃性又は難燃性材料の使用が要求されている。本更新では、プラスチックの燃焼性試験規格であるUL94で高い難燃性を示すV-0級に適合したポリカーボネートでパネルを製作し、新規制基準への適合を試みた。なお、グローブボックスの内部は、放射性物質によって汚染されており、更新作業中も閉じ込め機能を維持する必要があった。このため、事前に、汚染状況の調査、作業者の被ばく評価、作業時の放射線防護具の選定を行った。また、パネル開口部はビニール製シートで囲い、周辺にグリーンハウスを設置することで、作業中の放射性物質の閉じ込めを図った。本更新においては、パネルの材質検査、据付・外観検査、グローブボックスの負圧検査、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。
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ATOMO
, 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。
坂口 忍; 立花 郁也; 越野 克彦; 白水 秀知; 白井 更知; 今本 信雄; 冨田 恒夫; 飛田 祐夫; 山中 淳至; 小林 大輔; et al.
JAEA-Technology 2011-006, 24 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2011-006.pdf:3.07MB
2007年に発生した新潟県中越沖地震において、柏崎刈羽原子力発電所では設計基準を超える地震動が観測されたが、「止める,冷やす,閉じ込める」ための耐震重要度の高い施設,設備については、耐震設計時において発生する荷重や耐震許容に相当な耐震裕度が見込まれていたため、被害はなかった。そこで、耐震裕度とは実際にどの程度あるものなのかがわかれば、施設,設備の安全性が明確になる。このため、定量的な耐震裕度の把握を目的として、東海再処理施設の代表的な機器を一例に、一般的に地震が発生した際に地震荷重が集中しやすい据付ボルトについて、実機を模擬した供試体を用いて耐力試験を実施した。本報告では、耐力試験から得られた耐力値が、耐震許容に対してどの程度裕度があるのかについてまとめたものである。
岡野 正紀; 久野 剛彦; 高橋 一朗*; 白水 秀知; Charlton, W. S.*; Wells, C. A.*; Hemberger, P. H.*; 山田 敬二; 酒井 敏雄
JAEA-Technology 2006-055, 38 Pages, 2006/12
JAEA-Technology-2006-055.pdf:3.33MB
使用済燃料のせん断及び溶解時に発生するオフガス成分の1つであるXeの同位体比は、おもに原子炉内での核反応の進行度に依存し、燃料の特性と相関を持つことが知られている。ロスアラモス研究所では、再処理施設から大気中に放出されたオフガス中のXe同位体比を測定することにより、燃料特性(炉型,燃焼度,核種組成等)に関する情報を算出できる解析コード(NOVA)を開発してきた。Xe同位体比測定とNOVAにより、処理した使用済燃料の炉型,燃焼度及びPu量を評価する技術が確立できれば、再処理施設の遠隔監視等が可能となり、保障措置技術の一つのオプションとして期待できる。しかしながら、再処理工程内のオフガス中のXe同位体比の実測データによるNOVAの検証はなされていない。本件では、東海再処理施設の溶解オフガス中のXe同位体比を測定し、NOVAを用いて、使用済燃料の燃焼度及びPu量の評価手法としての可能性を確認した。この結果、BWR燃料であることが推定され、発電所側から示された燃焼度と-3.8%
7.1%で一致した。Pu量は、燃焼度からORIGENコードを用いて計算した値と-0.9%4.7%の差で一致した。
清水 亮; 高谷 暁和; 白水 秀知; 内田 直樹; 田中 康介; 山口 彰; 青砥 紀身; 綿引 優
日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.203 - 212, 2005/09
東海再処理施設の酸回収工程において、硝酸廃液を送液するスチームジェット(以下SJと呼称する)から硝酸廃液がセル内に漏洩する事象が生じた。SJを回収し観察した結果、構造体内部を貫通する腐食が生じていることがわかった。この腐食事象を解明するため、腐食部位の金属組織観察,計算コードによる構造体の温度解析及びモックアップによる検証,腐食試験による材料評価を行った。その結果、硝酸廃液と接触する加工フローの端面における腐食孔が起点となり約120
の温度域に沿って構造体内部を進展したことが明らかになった。また腐食試験によりSJ材料の加工に起因すると考えられる腐食速度の異方性を確認した。これら一連の調査結果を踏まえ、耐食性を向上させたSJ構造改良を行った。
白水 秀知; 清水 亮; 高谷 暁和; 内田 直樹; 田中 康介; 山口 彰; 青砥 紀身
サイクル機構技報, (21), p.41 - 55, 2003/00
東海再処理施設の酸回収工程において送液装置であるスチームジェット(273J202)で生じた故障の原因について調査した。回収されたスチームジェットの観察結果から、スチームジェット吸引室内の蒸気ノズル付け根付近を起点に、構造体内部を貫通する腐食による欠陥が生じたことがわかった。スチームジェットが故障に至った要因を調査した結果について報告する。
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。
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。
宮本 正紀; 白水 秀知; 森田 稔; 藤咲 栄; 栗田 勉; 木村 雄一; 片岡 諭; 瀬谷 勝則*; 佐々木 俊一
no journal, ,
硝酸Pu溶液の固化安定化を目的とした運転を実施するため、Pu転換施設(以下「PCDF」という)の津波及び地震に対する安全性向上を図るために実施した内容について報告する。
片岡 頌治; 高野 雅人; 永山 峰生; 鹿野 祥晴*; 鈴木 達也*; 宮部 慎介*; 佐久間 貴志*; 白水 秀知
no journal, ,
東海再処理施設より発生する低放射性廃液は、LWTFにて共沈・限外ろ過及びCs/Sr吸着処理が行われた後、セメント固化する計画である。このうち吸着処理については、低放射性廃液中に含まれる高濃度の硝酸ナトリウム中においてもCs/Srの吸着性能が高い結晶性シリコチタネート(ピュアセラム)の適応を検討している。本報では、ピュアセラムを用いたカラム通液試験及びガンマ線照射試験結果について報告する。
松島 怜達; 高橋 清文; 齋藤 恭央; 菊地 幸弘*; 新 大軌*; 白水 秀知
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、東海再処理施設で発生した炭酸塩廃液についてセメント固化を計画している。既報にて、炭酸ナトリウム及び硝酸ナトリウムを成分とする炭酸塩廃液を模擬した廃液に対して固化試験を行うことにより、炭酸塩廃液が固化可能であることを示してきた。一方で、炭酸塩廃液には微量ながら夾雑物として硫酸ナトリウムが共存することが予想されており、その影響を調査するために、これまでに、ビーカー規模での試験より、硫酸ナトリウムが共存した際の影響がないことを確認している。本報は、実規模大での試験を実施し、硫酸ナトリウムが共存した際の影響がないことを確認し、その結果を報告するものである。廃液内の硫酸ナトリウムの有無により、混練後の試料の流動性や硬化後の試料の圧縮強度等に影響がないことから、固化体性状に与える影響はないことを確認した。
佐藤 史紀; 片岡 頌治; 松島 怜達; 大竹 克巳*; 白水 秀知
no journal, ,
LWTFでは、東海再処理施設で発生した低放射性廃液やリン酸廃液をセメント固化する計画である。リン酸廃液については、リン酸を不溶化後に直接固化、低放射性廃液は核種分離(共沈・限外ろ過, Cs・Sr吸着)を実施してスラリ廃液と硝酸塩廃液に分離した上で、スラリ廃液は直接固化、硝酸塩廃液は硝酸根を分解して炭酸塩廃液とした後に固化する計画である。セメント固化設備の安全評価に向けて、固化体から発生する水素ガス量を評価する必要があるが、固化体の水素生成G値[G(H
)]は使用するセメント材の組成や対象廃液の成分等によって異なる。現在、LWTFの設計では、TRU廃棄物処分に係る検討で採用されている保守的なG(H)値を設定しているが、本報では、実際に模擬廃液の固化体を作製した上でガンマ線を照射し、発生する水素ガス量からG(H)を測定して、現在設計で想定しているG(H)と相違ないかを確認した。炭酸塩廃液の固化体のG(H)は0.02-0.05n/100eV、スラリ廃液の固化体のG(H)は0.03-0.04n/100eV、リン酸廃液の固化体のG(H)は0.05-0.06n/100eVであった。現在、LWTFの設計で想定しているG(H)は各固化体に対して0.05であり、適切な値が設定されていることを確認した。
佐藤 史紀; 片岡 頌治; 松島 怜達; 大竹 克巳*; 白水 秀知
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、東海再処理施設で発生した低放射性濃縮廃液やリン酸廃液をセメント固化する計画である。リン酸廃液については、リン酸を不溶化後に直接固化、低放射性濃縮廃液は核種分離(共沈・限外ろ過、Cs・Sr吸着)を行ってスラリ廃液と硝酸塩廃液に分離した上で、スラリ廃液は直接固化、硝酸塩廃液は硝酸根を分解して炭酸塩廃液とした後に固化する計画である。セメント固化設備の設計(安全評価)に向けて、固化体から発生する水素ガス量を評価する必要があるが、固化体のG(H)は使用するセメント材や対象廃液の成分等によって異なる。本報では、模擬廃液の固化体を作製した上で
線を照射し、G(H)を測定した。
佐藤 史紀; 片岡 頌治; 鈴木 達也*; 宮部 慎介*; 佐久間 貴志*; 白水 秀知
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の液処理系で使用するCs及びSr吸着剤を検討している。本報では、これまでの結晶性シリコチタネート(ピュアセラム)の適応を検討したCs及びSr吸着試験の結果について、実機適用に向けて解析検討を行った。
片岡 頌治; 角田 弘貴; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 白水 秀知
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設である。LWTFで処理する液体廃棄物は、低放射性濃縮廃液とリン酸廃液であり、これらはセメント固化する計画である。低放射性濃縮廃液については、既設の核種分離設備及び新設する硝酸根分解設備によりスラリ廃液と炭酸塩廃液に分離した後、セメント固化する。現在、硝酸根分解設備及びセメント固化設備の導入に向けて検討、設計を進めている。本報告では、炭酸塩廃液,リン酸廃液,スラリ廃液の模擬廃液を用いた実規模でのセメント混練試験を行った結果を報告する。
