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高田 弘; 前川 藤夫; 本村 士郎*; 吉田 勝彦*; 寺奥 拓史*; 明午 伸一郎; 坂井 昭夫*; 春日井 好己; 兼近 修二*; 大竹 秀範*; et al.
Proceedings of ICANS-XVI, Volume 3, p.1115 - 1125, 2003/07
大強度陽子加速器計画で建設する1MW核破砕中性子源はヘリウムベッセル,ベッセルサポートシリンダ,遮蔽ブロック,23本の中性子ビームライン,陽子ビーム窓等の機器で構成される。機器はライナーの内側に配置され、ヘリウムベッセルを中心とし、その周囲を中性子ビームシャッターを含む鉄鋼製の遮蔽で取り囲む。鉄遮蔽の外周には重コンクリートを配置し、その外表面の線量率が12.5
Sv/hを超えないことを設計条件とした。ライナーの外形は直径9.8mであり、重コンの厚さは2.2-2.7mである。ライナー内は遮蔽体の除熱とNOxガスの発生抑制のため乾燥空気を循環させる。このようなステーション構造の概要と機器構造の各論、例えば中性子ビームシャッターは2本ロッド懸垂方式の直方体状で、その一部にガイド管等を装着したダクトを挿入できる構造であること、について報告する。
本村 士郎*; 寺奥 拓史*; 吉田 勝彦*; 高田 弘; 前川 藤夫; 春日井 好己; 日野 竜太郎; 渡辺 昇; 古坂 道弘
JAERI-Tech 2003-054, 62 Pages, 2003/06
JAERI-Tech-2003-054.pdf:9.53MB
大強度加速器計画(J-PARC)の中核施設である物質・生命科学実験施設では、核破砕反応により発生した大強度の中性子を物質・生命科学等の先端分野の研究に利用する。中性子源ステーションの中心部に設置するヘリウムベッセルは、多重防護のための一つのバウンダリを形成する容器であるため、地震等に対し構造健全性を確保することが重要である。また、ヘリウムベッセルは中性子ビームラインの原点並びに方位を規定する構造体であるため、中性子ビームポートの位置・姿勢精度を確保することが重要である。ヘリウムベッセルに収納するターゲット,モデレータ,リフレクタ、並びにヘリウムベッセルに組付ける機器である陽子ビーム窓は放射線損傷を受けるため一定期間運転後にリモートハンドリングによる交換が必要となる。したがって、これら機器の遠隔操作による交換が容易かつ確実に実施しできるように支持構造,位置決め構造及びシール構造を与えることが重要である。本報告書は、このようなヘリウムベッセルについて、設計方針・設計条件の策定を行うとともに強度及び温度解析評価を行い、基本構造仕様を得た結果をまとめたものである。
川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05
将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。
助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 大木 耕一; 入之内 重徳
JNC TN8440 2002-019, 91 Pages, 2002/11
JNC-TN8440-2002-019.pdf:15.13MB
本報は、パッシブガンマ法によりウラン廃棄物中のウランを測定評価するために実施した、測定試験及び校正等についてまとめたものである。試験の結果、以下のことを確認した。1.電離箱サーベイメータによる表面線量率からのウラン量評価は、約50g以下ではガンマ線強度が少ないため難しい。2.NaI検出器によるウラン廃棄物中のウラン量評価は、核種がウランのみの場合は、評価可能であるが、外部透過線源(Co60)との混合スペクトルからはピーク確認ができないため、評価は困難である。3.また、NaI検出器による測定では、ウラン鉱石等のウラン系列、トリウム系列の娘核種が存在する場合は、娘核種からのガンマ線の影響が大きく、ウラン量の評価は困難である。4.Ge検出器によるウラン廃棄物測定においては、ウラン及びその他の核種評価が可能であることを確認した。5.ウラン量評価においては、他の核種と重複しないウラン238と放射平衡であるプロトアクチニウム234mから放出される1,001kevのエネルギーが有効であることを確認した。Ge検出器を用いた測定装置の校正を行いバックグランドの評価から以下の測定感度・精度であることを確認した。1.測定システム1(GS1)の測定感度は、ウラン238で約4g/600秒であり、200リットルドラム缶の測定精度は約
50%である。2.測定システム2(GS2)の測定感度は、ウラン238で約2g/600秒であり、200リットルドラム缶の測定精度は約100%である。
吉田 充宏; 三代 広昭; 加藤木 賢; 石橋 祐三; 入之内 重徳
サイクル機構技報, (10), p.43 - 49, 2001/03
廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置として、ウランで汚染されていたピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能レベルまで、はつり除染を行った。今回採用した除染方法は、今後のデコミショニングに反映できることを確認した。
加藤木 賢; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 野原 尚史; 松野 洋一*; 三代 広昭
JNC TN8440 2000-022, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-022.pdf:12.16MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。その後、改善措置に取り組み、廃棄物の取り出し作業を平成10年4月10日に終了し、平成10年12月21日の漏水調査等報告をもって改善措置を終了した。その後、廃棄物屋外貯蔵ピット内を一般のコンクリート中の放射能程度まではつり除染し、管理区域を解除したのち、コンクリートを打設してピットを閉鎖した。本データ集は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、ピットの閉鎖措置に係る作業において実施した汚染検査等についてまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集がある。
吉田 充宏; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*; 三代 広昭
JNC TN8440 2000-021, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-021.pdf:42.37MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。ピット内へのコンクリート打設を平成12年8,9月に実施し、ピットを閉鎖した。本報告書は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、平成9年8月のピット内滞留水問題の確認時から平成12年9月のピット閉鎖終了までのピットの改善措置等に係る工事、作業等の状況を写真にまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集がある。
加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*
JNC TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。
清水 薫; 富樫 昭夫; 入之内 重徳; 吉田 充宏; 植野 和浩; 会沢 正則
JNC TN8440 99-027, 155 Pages, 1999/07
本報告書は、平成11年6月29日に実施したUWTF業務成果報告会での質疑応答や講評等の内容をまとめると共に、配布した要旨集や報告に用いたOHPをとりまとめたものである。UWTFとは第二ウラン廃棄物処理施設の略称であり、東海事業所で発生するウラン系固体廃棄物のうち、金属廃棄物と使用済フィルタの減容処理を行うため、既存施設のM棟を利用して建設した施設である。UWTFは平成10年6月4日に廃棄物処理運転を開始し、1年間経過した現在も、無事故・無災害で廃棄物の処理運転を継続している。今回実施したUWTF業務成果報告会では、この1年間の運転実績に基づき、廃棄物処理における苦労話と廃棄物発生元への提言を行うことを中心に置き、導入としてUWTF建設までの概要と廃棄物処理工程の説明及び平成10年度の運転実績を報告するよう構成した。報告会では、質疑の他に貴重なコメントを聴講者から頂くことができ、今後のUWTF運転に励みとなるものであった。
三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*
PNC TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03
本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。
稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄
PNC TN8450 91-006, 77 Pages, 1991/03
東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先の昭和62年度調査と同様に昭和63年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和63年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約4%、難燃物Iが約10%、難燃物IIが約7%、不燃物が約79%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で505kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で
稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄
PNC TN8450 91-005, 103 Pages, 1991/02
東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先ず昭和62年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和62年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約9%、難燃物Iが約14%、難燃物IIが約8%、不燃物が約69%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で325kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で272.5kg(不燃物)であった。
