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小松 征彦*; 藤原 優行*
JNC TJ8430 2000-001, 55 Pages, 2000/03
JNC-TJ8430-2000-001.pdf:4.82MB
ハル等を処理・処分する上で、発火爆発し易い活性金属粉(ジルカロイファイン)の安定化が重要な問題となる。安定化対策の一手段として、ジルコニウムファインを用いて、673
873kにおける水蒸気酸化試験を行った。ファインの酸化安定化状態は、重要変化測定、SEM観察、X線回折、及び簡易な着火試験により調べた。得られた結果を次の通りである。(1)高温水蒸気中での酸化処理後のファインには、ZrO2酸化物とZrH2水素化物が形成された。温度が高くなるほど、ZrO2の形成割合が増加した。(2)重量変化から推定したZrO2形成割合は、673k
7h処理後ファインで約24mass%、873k7h処理後ファインで約96mass%であった。(3)673k7h処理後ファインは試験前ファインと同様に発火したが、723k以上にて処理したファイン(ZrO2形成割合64mass%以上)は発火しなかった。
藤田 玲子*; 中村 等*; 近藤 成仁*; 宇都宮 一博*
JNC TJ8420 2000-004, 41 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-004.pdf:5.08MB
乾式再処理技術の研究開発を進める際には、ウランやプルトニウム等を用いた試験の終了後に発生する使用済塩廃棄物を安全に保管することが重要である。そこで本研究では、乾式再処理試験で使用した塩廃棄物を安定に保管・管理する方法を検討するため、現状の塩廃棄物の保管・管理方法について調査した。溶融塩電解試験に使用した塩廃棄物を保管している研究機関に対する調査から、塩廃棄物は、ポリエチレン製ビニールで二重に包み、ビニールの口をビニールテープで封止して密封に近い状態にしたものをゴムパッキン付のドラム缶に装荷して保管していることがわかった。一方、模擬塩廃棄物を用いた保管試験から、温度および湿度は特にコントロールせず、外気とほぼ同じ状態にしても、多重シール性が確保できれば、塩廃棄物の長期保管ができる可能性のあることがわかった。なお、塩廃棄物が水分と接触すると吸湿し液体となる可能性があることを考慮し、あらかじめ高分子吸湿材を入れておくことが重要である。
岩瀬 正則*
JNC TJ8400 2000-063, 78 Pages, 2000/03
JNC-TJ8400-2000-063.pdf:1.93MB
本研究は、焼却灰を介した溶融金属の酸化反応を制御し、かつそれをスラグ除染に積極的に利用する手段を確立すること最終目的としており、本年は焼却灰の主成分である複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩の物理化学的性質、中でも融体中の酸化物イオンの物理化学的挙動を、溶融塩中のCu2+/Cu+酸化還元平衡によって調査した。2元系、3元系アルカリ金属硫酸塩中のCu2+/Cu+平衡におよぼす諸因子の影響のうち、本年度は特にガス分圧(酸素分圧、SO2分圧)について重点的に調査した。硫酸塩融体中におけるCu2+/Cu+比の酸素分圧、SO2分圧依存の関数形を提示し、その妥当性を熱力学的に検証した。さらに本年度は、高温腐食現象の機構解明の端緒として、複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩中へCr2O3溶解実験を行った。結果から、一定温度および雰囲気において平均イオン半径、換言すれば酸素イオン活量が同じ融体は、同様の酸化物溶解挙動を示すという重要な知見が得られた。
狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫
JNC TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04
本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。
not registered
PNC TN1100 97-003, 114 Pages, 1997/03
平成8年11月28日、29日の両日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成8年度安全研究成果発表会を動燃アトムワールド(東海事業所)で開催した。核燃料サイクル分野の安全研究成果発表会は平成元年以来、毎年開催され、今回は第8回にあたる。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、動燃事業団が「安全研究基本計画」にもとづいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全76課題)の中から、安全研究委員会の各分科会での検討を踏まえて選定された18課題である。平成7年度の成果について各課題の発表を行った。発表会の第1日目は核燃料施設分野の安全研究成果発表、第2日目は環境放射能分野及び廃棄物処分分野の安全研究成果発表が行われた。発表課題を1)廃棄物処理、回収ウランに関する研究、2)核燃料施設の運転安全性向上に関する研究、3)核燃料施設の安全評価に関する研究、4)環境放射能安全研究、5)廃棄物処分安全研究の5セッションに分けて発表を行なうとともに、特別セッションとして「プルトニウム燃料工場の運転実績と安全」を発表した。また、冨安東京工業大学教授より「マイルドな条件による再処理法」と題してご講演いただいた。発表会の第1日目、第2日目の最後には安全研究委員会分科会主査による総括及び講評、参加者による講評が行われ、盛況のうちに発表会を終了した。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、冨安教授の特別講演、安全研究委員会分科会主査による総括及び講評、参加者による講評等について取りまとめたものである。
平成7年度安全研究成果(成果報告書用調査票) -原子力施設等安全研究年次計画(平成3年度平成7年度)-not registered
PNC TN1410 96-078, 581 Pages, 1996/12
平成8年10月17日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成3年度平成7年度)に登録された研究課題(水炉(新型転換炉);5件、高速増殖炉;23件、核燃料施設;30件、放射性物質輸送;1件、耐震;3件、確率論的安全評価等;7件)について成果報告書用調査票を作成した。本報告書は、国に提出した成果報告書用調査票を取りまとめたものである。
伊東 秀明; 佐々木 俊哉; 青木 裕; 大久保 利行
PNC TN9410 96-298, 177 Pages, 1996/11
高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は、取り扱う燃料集合体に付着した冷却材ナトリウムの酸化防止や放射性ガスの拡散を防止するため、アルゴンガスを封入して密封する構造としている。この密封構造には、2重Oリングシール構造が用いられ、この密封性が維持されていることを確認するため定期的に漏洩試験を実施している。しかし、これまで「常陽」の燃料取扱設備で実施してきた加圧放置法による漏洩試験方法では、所定の漏洩測定精度を得るために多くの時間を要することが課題となっていた。この課題を解決するため、これまで実施してきた漏洩測定方法を整理、検討すると共に、一般的に用いられる容器等の漏洩試験方法及び原子炉格納容器の漏洩測定方法を調査、検討した。これらの検討結果に基づき、使用計器の測定精度を向上させた測定試験装置を製作して加圧法、He加圧法、減圧法、液体窒素冷却減圧法の4つの測定方法による測定試験を行った。この結果から、各測定方法の実用性や測定限界等について明らかにし、以下の結果を得た。(1)燃料取扱設備には、減圧法による漏洩測定方法が、測定精度、測定値の安定性に優れ、適合性が高い。(2)計器の精度を高め漏洩量を統計的手法で計算する機能を付加した小型の自動測定装置を製作し、この装置によれば漏洩測定が所定の精度内で安定して実施可能である。(3)漏洩測定が所定の精度内で安定して実施可能なことから、複数のシール部を一括して測定することにより、100箇所以上あるシール部の測定作業時間を約半分に短縮した。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦
PNC TN8410 96-211, 37 Pages, 1996/07
国際放射線防護委員会(ICRP)は、これまでの基本勧告を改訂し、1990年にICRPPublication60を勧告した。この新勧告では、線量限度の変更の他に、線量拘束値や放射線防護の概念等についても新しい考え方を示しているが、個人の被ばく線量の評価上、重要となるのは放射線荷重係数、組織荷重係数の導入及び線質係数の変更である。また、ICRPとICRU(国際放射線単位測定委員会)の合同タスクグループが実施しているOperationalQuantityの体系化の整理が進み、新たに個人線量計の校正用線量という新概念が導入されつつある。これらICRPの新勧告、あるいはICRP-ICRU合同タスクグループの報告が国内法令に適用された場合、これまでの評価線量の値は大きく変わる可能性があるため、本研究では、平成7年度に主にプルトニウム燃料取扱施設で作業を行った放射線業務従事者が着用した個人線量計の測定値から、ICRPの新勧告等が国内法令に導入された場合の被ばく線量を試算し、現行法令の下での線量値と比較した。その結果、中性子線と低エネルギー
線の混在場であるプルトニウム燃料取扱施設においては、中性子線による集団線量当量は現状の約2倍、線による集団線量当量は現状の約0.60.8倍となり、両者を合算した場合では現状とほぼ同程度になることが分かった。今後、本資料が法令改正にあたって円滑な対応を行うための検討資料となることを期待する。
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。
落合 健一
PNC TN8430 92-002, 32 Pages, 1992/06
本書は,グローブボックスのリーク率検査法について新しい提案を述べたものである。その方法については本文で詳細に述べるが,原理的には従来の「洩れなし容器法」の概念を発展させたもので,以下の特徴を有するものである。(1) 洩れなし容器と検査対象であるグローブボックスとは接続しないで測定する。(2) 一つの洩れなし容器を基準とし,同時に並行して複数のグローブボックスのリーク率を測定することができる。(3) 本法による測定誤差の大きさは「洩れなし容器法」よりも大きく,「大気圧比較法」よりも小さい。本法によるリーク率測定のための測定原理,適用の方法などについて本文中で述べている。なお,本法を他の方法と区別するために「洩れなし容器基準法」と称することにする。
平成2年度) (高レベル廃棄物処分分野)not registered
PNC TN1410 92-049, 32 Pages, 1992/01
本報告書は、平成2年度までの高レベル廃棄物処分に係わる安全研究の5年間の成果について、とりまとめを行なったものである。高レベル廃棄物処分分野の安全研究として、(1)人工バリアに係る研究、(2)天然バリアに係る研究、(3)総合安全評価に係る研究、が実施された。本報告書は、上記3分野の研究に、「TRU廃棄物の安全性評価に関する研究」を加え、「動燃における安全研究の成果(昭和61年度平成2年度)(高レベル廃棄物処分分野)」として、とりまとめを行なった。
近藤 利幸; 宮内 賢二; 木村 之彦*; 大箕 英明*
PNC TN8410 92-018, 30 Pages, 1991/11
原子力発電に伴い生成する放射性ヨウ素溶液を正確に定量する方法としては、存在するヨウ素を還元剤で一度ヨウ素イオンに原子価調整する方法が一部で知られていた。しかし、再処理施設等で検討したデータ、レポート等の文献がない状況であったが、アスファルト固化処理施設での低レベル放射性濃縮液処理の過程で揮発するヨウ素を正確に定量する方法の検討を実施した。アスファルト固化処理施設の廃液中に存在する放射性ヨウ素は129Iのみであり、その存在形態は、ほとんどがヨウ素イオンであると考えられていた。しかし、最近ヨウ素イオンの他に相当量のヨウ素酸イオンが含まれていることが判った。そのため、従来行われていたヨウ素イオンに着目した分析法では、全放射性ヨウ素(129I)を評価するには十分ではなく、ヨウ素酸イオンも含めた分析法を確立する必要性が生じた。本報は、特に廃液中のヨウ素酸イオンをヨウ素イオンに還元した後、酸化してヨウ素(I2)として四塩化炭素に抽出し回収することを目的として分析法を検討したものである。その結果は、次の通りである。アスファルト固化処理施設の廃液中の全ヨウ素量の約90%を回収することができ、分析変動率(1
)が
10%以内で分析可能であり低レベル放射性濃縮廃液中の129I量の把握において有効な分析方法である。
篠原 孝治; 三宮 都一
PNC TN8410 91-214, 78 Pages, 1991/08
東海事業所における建家設計用入力地震波については,ELCENTRO等の強震記録や,東海サイトで観測された記録波を用いてきたが,再処理施設安全審査指針(昭和61年2月20日原子力委員会決定)により,解放基盤表面での地震動(基準地震動)の策定が義務付けられた。このため,ガラス固化技術開発施設の設置に伴い,基準地震動のうち設計用最強地震SIを策定し,解放基盤より上の地層を想定し,1次元波動方程式により建家入力地震波を作成した。今回,RETF敷地のボーリング調査により解放基盤までの 300m級ボーリングを行い,解放基盤より上の地質構造を明らかにした。この地質構造を用いて,新たに1次元波動方程式により建家入力用地震波を作成し,従来の建家入力用地震波(S1)との比較を行った。その結果,再処理施設として用いている従来のS1波を用いることがRETFの耐震設計上危険側で無いことが明らかになった。また,RETF建家の検討用として,設計用最強地震S1と同様な手法を用いて,設計用限界地震S2に対する建家入力用地震波を作成した。なお,本報告書は従来の許認可資料をベースに作成しており,資料の継続性,整合性に配慮したものであり,今後のリサイクル機器試験施設の許認可説明に使用する予定である。
間野 正*; 大鷹 秀生
PNC TN1410 91-035, 14 Pages, 1991/05
高レベル放射性廃棄物をステンレス鋼製容器内に固化ガラスとして注入したガラス固化体の落下事故時の挙動や健全性を評価し、プラント設計の資料を得ることを目的として、非放射性の模擬ガラス固化体を用い、落下高さ、落下姿勢及び被衝撃体を変えて落下衝撃試験を実施した。その結果、以下の成果を得た。(1)ガラス固化体の正立と斜正立落下では、被衝撃体の種類、落下高さに関係なく、変形は下部スカート部にとどまり、内容物の放出等は認められない。また、首部での取扱治具の使用に支障をきたさない。(2)水平落下では、変形が胴部にわずかに生じた。
倉上 順一; 大内 祐一朗; 八巻 孝雄*
PNC TN8410 91-087, 4 Pages, 1991/03
動燃核物質管理室では,輸送物の新たな安全解析書の作成を省力化し,既存の安全解析書については,検索,修正,追加,削除等を迅速かつ正確に行うことを目的とした,輸送容器データベースシステムの開発を行った。これは輸送物の安全解析書に記載されている文書,数値,数式等の情報を対象としている。本システムはキャラクタディスプレイ端末を通して計算機で稼働し,プログラム言語はFORTRANを用いた。機能としてはより簡単な操作で情報の出し入れが可能であり,また情報の検索が容易である。このシステムにより既存の安全解析書については輸送物の設計変更のための修正・追加等が迅速かつ正確に行える。更に,業務の効率化,合理化が図られた。また,新たな安全解析書の作成作業が容易になったと報告した。
宮尾 英彦; 池田 諭志
PNC TN9510 91-001, 29 Pages, 1991/01
本資料は、米国原子力学会遠隔技術部会発行の"DESIGN GUIDES FOR RADIOACTIVE MATERIAHANDLING FACILITIES & EQUIPMENT"の内、デコミッショニングに関連する部分を抜粋し、英文和訳したものである。本資料は、放射性物質取扱施設の除染とデコミッショニングをしやすくするための一般的な勧告である。また、デコミッショニング、廃棄物管理および輸送に関する現行の連邦規制を本指針中に示してある。本資料は、今後我が国においてデコミッショニングおよび廃棄物管理方策を策定する上での貴重な資料であると考え、ここに翻訳を試みた次第である。
都所 昭雄*
PNC TN8410 90-006, 24 Pages, 1990/01
放射線作業時の呼吸保護具として半面マスクが広く用いられているが,これを着用した状態においても作業者間の会話による意志伝達が十分となるように,通話機能を付加した通話装置付半面マスクを製作し,実際の作業環境中において通話状況を評価するための試験を実施した。その結果,既存の半面マスクに比べて音量度,明瞭度ともに,通話装置半面マスクの方が優れていることが確認できた。また,マスクマンテストの結果も良好であり防護性についても問題のないことを確認した。放射線作業時に,本通話装置付半面マスクを使用することにより,作業者間の意志伝達が確実となり,作業を進める上での安全性が向上するものと考える。