ビニールバッグ作業用局所排気装置の開発

分析課 ビニールバッグ作業用局所排気装置開発チーム

JAEA-Technology 2023-015, 19 Pages, 2023/08

JAEA-Technology-2023-015.pdf:1.45MB

東海再処理施設の分析所では、施設の運転及び維持管理のために再処理施設内の各所から依頼される試料の分析作業をグローブボックスで行っており、分析作業で使用する試薬や分析備品の搬入、分析作業に伴い発生した放射性廃棄物等の搬出は、グローブボックスに取り付けられたビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトと呼ばれる方法で対応している。当該作業で、万一ビニールバッグを損傷させた場合、グローブボックス内部の放射性物質が漏えいし、ビニールバッグの表面や作業場所の汚染、及び発生した汚染物質が浮遊すると作業エリアの空気汚染にまで進展する可能性があり、これらを防止するためのハード的対策を講じることが望まれていた。そこで、本件では、東海再処理施設の分析所におけるビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトの作業状況、ビニールバッグと類似の取り付け構造を有するグローブに係る既存の局所排気装置であるグローブ交換作業用排気カートの仕様と特徴を精査し、ビニールバッグ作業のための実用的な局所排気装置を開発した。開発した局所排気装置は、従来からビニールバッグ作業で使用してきた作業台であるシーラー台と同じ寸法・形状とし、その内部にグローブ交換作業用排気カートの構成部品であるフード部、HEPAフィルタ、排気ブロワ等を設置した。その結果、開発した局所排気装置を用いることで、従来と同等の作業手順、作業量でビニールバッグ作業における空気汚染の拡大防止措置が図れ、当該装置が汚染拡大防止のための有効な装置であることを確認した。

原子力施設耐震設計における福島・茨城県境を震源とする長周期地震動評価の高度化研究

桐田 史生; 冨永 昌宏; 山崎 敏彦; 瀬下 和芳; 瓜生 満

JAEA-Research 2022-006, 61 Pages, 2023/02

JAEA-Research-2022-006.pdf:6.24MB

核燃料サイクル工学研究所(以下、サイクル研)では、1990年代より地震観測を行っている。内陸地殻内地震について、2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震(以下、3.11地震)までは、茨城県北部福島県において発生頻度が低い状況であったが、3.11地震後、この地域で余震が頻発するようになり、福島県浜通り付近で発生した地震(2011年4月11日福島県浜通りの地震等)では、サイクル研の地震観測記録に顕著な長周期成分が観測された。この地震の震源付近の観測地点の記録には長周期成分は含まれておらず、サイクル研までの伝搬過程で、長周期成分が生成されたものと考えられる。敷地周辺の地下構造探査結果から深部の地震基盤には、盆地状構造が確認されており、この基盤形状を起因とした長周期成分の生成と評価した。原子力施設の耐震設計に用いる地震動評価では、敷地で得られた観測記録を要素地震に用いた経験的グリーン関数法により評価を行っており、サイクル研の観測記録を要素地震に用いて地震動評価を行った場合、震源ではわずかな長周期成分を伝搬過程で増幅したものを震源に戻し波形合成することとなり、長周期成分が過度に増幅される結果となる。このため本検討では、地震動の長周期成分の評価を精緻化するために、震源及び敷地周辺を含む広域の深部地盤の形状を反映できる三次元地盤構造モデルによる地震動評価を実施した。モデルは、浜通り地震の震源域付近から茨城県北部沿岸域を範囲(幅約80km長さ約110km)とし、本研究における長周期地震動評価を適切に行えるよう2秒以上の周期帯の精度を担保するようなメッシュサイズを調整した。三次元地盤構造モデル構築にあたっては、複数の観測記録や震源モデルを用いて、最適な三次元地盤構造モデルを作成し、複数の地震のシミュレーション解析、分析等を行い、その適切性、有用性を確認した。これらの研究成果を実際の許認可業務の基礎資料として活用した。

東海再処理施設小型試験設備の試験セル内廃棄物の搬出作業の完遂

後藤 雄一; 鈴木 快昌; 堀籠 和志; 宮本 敏彦*; 薄井 真人*; 森 英人*; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2022-005, 42 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-005.pdf:4.48MB

東海再処理施設の分析所小型試験設備の試験セルでは、昭和49年から平成26年にかけて、再処理技術の高度化等に係る試験を実施したことにより、試験セル内に放射性廃棄物が発生し堆積されていた。このため、交替勤務体制により廃棄物の搬出作業を強化し、試験セル内の廃棄物減少に努めたものの、その後に実施した試験セル内機器の解体工事により再び廃棄物が発生した。平成18年からは、試験セル内の廃棄物搬出方法の改善として、廃棄物缶に未収納の廃棄物を低放射性固体廃棄物として、試験セル側面のグローブボックスからバッグアウトする方法を確立した。これにより、従来のカスクNo.10による年間の廃棄物搬出実績から試算される約14年の搬出期間を約5年に短縮することができた。さらに、平成28年からは、カスクNo.10による試験セル内の廃棄物搬出作業を促進させるため、作業員の意識向上に向けた取り組みとして、関連部署(放射線管理部門、運搬部門、廃棄物取出し部門)を巻き込んだソフト、ハードの様々な改善、改良を実施した。廃棄物搬出作業の促進にあたっては、作業員のスキル向上、増強及びカスクNo.10における設備、機器の点検整備等(予防保全)を実施した。その他、放射線管理部門とは、過去に発生したトラブルの再発防止策等について、検討を積み重ね手順化した。また、運搬部門とは、搬出サイクルを堅持するため、他課の運搬スケジュールを考慮した調整及び運搬に係る安全操作指導を受けた。さらに、主工場における廃棄物取出し部門とは、廃棄物取出し作業が滞らないための日程及び作業場所の確保に係る調整を実施した。これらの様々な改善の取り組み、改良を実施したことで、当初計画した廃棄物搬出期間約5年を約3年に短縮することができ、試験セル内廃棄物の搬出作業を令和2年3月に完遂した。

東海再処理施設高放射性廃液貯蔵場周辺における地盤改良工事

大森 一樹; 山内 祥; 柳橋 太; 佐々木 俊一; 和田 拓也; 鈴木 久規; 堂村 和幸; 竹内 謙二

日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.245 - 248, 2022/07

廃止措置段階に移行した東海再処理施設においては、高放射性廃液貯蔵場に多量の高放射性廃液を保管している。高放射性廃液によるリスク低減のためのガラス固化処置を鋭意実施しているものの、高放射性廃液の処理が完了しリスクが無くなるまでには20年程度の期間を要することから、重要な安全機能(閉じ込め機能及び崩壊熱除去機能)が損なわれることのないよう、地震に対する安全性向上対策を図ることを最優先の課題としている。耐震評価の結果、高放射性廃液貯蔵場建家自体は耐震性を有するものの、建物と地盤に作用する拘束力が不足するおそれがあることから、高放射性廃液貯蔵場周辺の地盤をコンクリートで置換する工事を行こととした。工事にあたっては、既設埋設物を防護する対策や、近傍で実施する他工事との調整など、安全と品質を確保しながら工事を行う必要があったため、専属のチームを設置し、工程管理,保安管理の対応を図った。

東海再処理施設の廃止措置におけるプロジェクトマネジメントの取り組み

田口 茂郎; 田口 克也; 牧野 理沙; 山中 淳至; 鈴木 一之; 高野 雅人; 越野 克彦; 石田 倫彦; 中野 貴文; 山口 俊哉

日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.499 - 502, 2021/07

東海再処理施設は2018年に廃止措置段階に移行した。廃止措置を着実に進めるため、東海再処理施設はプロジェクトマネジメント機能の強化に取り組んでいる。本稿では、将来の本格的な廃止措置への移行に向けて、東海再処理施設が現在取り組んでいる、プロジェクト管理ツールの活用検討及び機器解体計画の具体化方法について報告する。

東海再処理施設と環境中のヨウ素-129

中野 政尚

保健物理(インターネット), 56(1), p.17 - 25, 2021/03

https://doi.org/10.5453/jhps.56.17

東海再処理施設は1977年にホット試験を開始した日本で初めての再処理施設であり、2007年5月までに1140トンの使用済核燃料を再処理してきた。その際には気体及び液体放射性廃棄物を環境へ放出している。その中でもヨウ素-129(I)は環境影響評価上重要な核種の一つと位置づけられるため、排気及び排水中Iを管理するとともに、環境試料中Iの精密分析法の開発や環境中のI濃度調査等を行ってきた。本報告では、それらの概要について紹介する。再処理施設におけるIに限らず、原子力事業者はALARAの精神で環境への放出量を低減するとともに、環境モニタリング手法や評価法等の更なる高度化に絶えず取り組んでいくことが、施設周辺住民の安全安心感を醸成するために不可欠である。

Visual Basic for Applicationsを利用した放射性試料分析のための前処理法の自動化技術

山本 昌彦; 家老 克徳*; 小高 典康; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2019-014, 68 Pages, 2019/10

JAEA-Technology-2019-014.pdf:2.93MB

グローブボックス, 遮蔽セル内で実施している放射性試料分析の前処理法であるカラム分離操作を自動化するため、Microsoft製Excel Visual Basic for Applications(VBAマクロ)でプログラムを作成し、シリンジポンプ, 電動ビュレット, フラクションコレクター, 電動バルブを制御した。各機器に合わせてケーブルを製作し、通信設定を調整した結果、プログラム通りに操作できることがわかった。そこで、VBAマクロで各機器を逐次的に制御した自動コンディショニング装置と自動分離装置を製作した。自動コンディショニング装置では最大8本のカラムへ、硝酸の添加と静置の操作を繰り返し自動で行うことができた。また、自動分離装置では、Srを吸着・溶離可能なEichrom Technologies製Srレジンを用いて、模擬高放射性廃液中のSrを良好に分離・回収することができた。汎用ソフトであるVBAマクロを利用した本法は、作業の省力化、作業者の被ばく低減、分析の誤操作を防止することができ分析操作の自動化に有効であると共に、自動化に係るコストの大幅な削減も期待できる。

再処理施設における分析/試験由来の高放射性固体廃棄物の処理技術

後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07

東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。

Spectrochemistry of technetium by liquid electrode plasma optical emission spectrometry and its applicability of quantification for highly active liquid waste

山本 昌彦; Do, V. K.; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 高村 禅*

Spectrochimica Acta, Part B, 155, p.134 - 140, 2019/05

https://doi.org/10.1016/j.sab.2019.03.014

本研究では、発光分光分析装置の小型化に有効な液体電極プラズマに着目し、これに基づく発光分光分析法(LEP-OES)によりテクネチウム(Tc)の発光スペクトルについて調査した。その結果、200-500nmの波長範囲において合計52本のピークを確認し、全てTcの中性原子線とイオン線に帰属された。最も発光強度の高いピークは、254.3nm, 261.0nm, 264.7nmで確認された。模擬試料を用いて、高放射性廃液中に共存する成分による分光干渉の影響を評価した結果、264.7nmのピークでは干渉なく測定できることがわかった。そこで、264.7nmのピークを用いて分析性能を評価した結果、検出限界値は1.9mg/L、Tc標準試料(12.0mg/L)の繰り返し測定時の相対標準偏差は3.8%(N=5, 1)であった。

表面電離型質量分析計に用いられるフィラメントの表面状態のウラン同位体比測定に及ぼす影響

田口 茂郎; 宮内 啓成*; 堀籠 和志; 山本 昌彦; 久野 剛彦

分析化学, 67(11), p.681 - 686, 2018/11

https://doi.org/10.2116/bunsekikagaku.67.681

表面電離型質量分析法において、フィラメント中の不純物を放出し、バックグラウンドの影響を最小限に抑えるために、脱ガスは重要な処理方法の1つである。本研究では、通電加熱処理によるタングステンフィラメントの表面変化が、ウラン同位体(U/U)測定へ与える影響について調査した。その結果、タングステンフィラメントの通電加熱処理は、フィラメント表面を平滑にする効果があり、試料固着状態の改善効果もあることが判明した。さらに、これに伴い、ウラン同位体(U/U)の測定精度も改善された。