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永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである
直井 洋介; 北端 琢也; 川崎 昇; 中村 孝久; 古川 清治
日本原子力学会誌, 38(6), p.511 - 520, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)新型転換炉ふげん発電所では、1989年と1991年の定期検査において我が国の供用中の原子力発電所としては初めて一次冷却系の系統化学除染を行い、大幅な被ばく低減に成功した。使用した除染剤はキレート系の希薄液除染剤クリデコン203で、10年以上にわたる基本性能確認試験、材料健全性確認試験で得られた成果に基づき除染条件は除染剤濃度0.05
0.1%、除染温度摂氏120度、除染時間24時間とした。除染剤の注入と浄化を並行して行う除染中浄化法を適用し、除染剤濃度を管理するとともに、除染中の系統線量を低く抑制した。除去された放射性核種量は1回の除染当たりCo-60で78TBqで、定期検査時の線量当量低減率は50%を超えた。除染中に実施した材料健全性確認試験及び除染後の主要な機器の開放点検では、材料に対する悪影響は観察されなかった。系統化学除染後の約5年以上の運転を経ても除染の影響と考えられる障害は
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.
JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09
現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850
C、高温試験運転時950Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。
北瑞 琢也; 川崎 昇; 小堀 勝
PNC TN3410 90-002, 75 Pages, 1990/01
新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」と略す。)では、平成元年度の第8回定期検査時において計画されていた応力腐食割れ予防対策工事等の原子炉建屋内高線量当量率下での作業被ばく低減を目的として、供用期間中の原子力発電所としては我が国で初めて原子炉冷却系の系統化学除染(以下「系統除染」と略す。)を適用した。 本系統除染は、動燃事業団が昭和52年度から「ふげん」への適用を目指して研究開発を進めてきたもので、使用した除染剤は、国産のキレート系希薄液除染剤クリデコン203であり、これまでの研究開発において各種基礎試験を行うとともに、「ふげん」の機器単体に対し実証試験を行い、材料健全性・除染効果等について問題のないことを確認したものである。また、本系統除染では除染中の線量当量率の上昇を抑制するため、動燃事業団が考案した除染中浄化法を採用した。除染対象範囲は、2系統ある原子炉冷却系の片ループ(Aループ)で、当該ループの燃料は、除染前に全て取り出して除染を行った。除染条件は、これまでの研究開発の成果を踏まえ、材料健全性、除染性能等を考慮し、除染温度120度C、除染剤濃度0.1%(最大)、除染時間24時間である。また、除染作業は、大きく分けて「昇温」
「除染中浄化」「循環除染」「浄化」「浄化・フラッシング」の5つの工程で行った。今回実施した系統除染の結果は、以下のとおりである。(l)除染係数(DF)は、2.48.5で、計画値DF2をいずれの箇所も上回った。(2)除染対象系統の点検、工事等に係る線量当量は、約80%低減された。また、これに伴い定期検査全体の総線量当量も約50%低減された。(3)除去放射能量は、Co-60で7.7TBqであり、予測値7.8TBqとほぼ一致した。(4)除去クラッド量は、約50kg(as-Fe)であった。(5)系統除染がプラントの構成材料の健全性に影響を及ぼさないことを確認するため、除染時に系統内に装着していた材料試験片の腐食量等の測定結果も、特に異状は認められなかった。以上の結果より、系統除染は、定期検査全体の総線量当量を大幅に低減することができ、かつ、プラントの構成材料の健全性に影響を及ぼさないことから、原子力発電所における被ばく低減に十分効果的であり有力な手法であることが実証された。本資料は、「ふげん」の第8回定期検査時に実施した原子炉冷却系Aル
川崎 昇*; 中村 孝久*; 北端 琢也*; 他8名*
PNC TN3410 89-011, 617 Pages, 1989/07
新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」と略す)では、運開当時、既に先行軽水炉の状況から、運転経過とともに原子炉冷却系の機器・配管に放射性腐食生成物(以下「クラッド」と略す)が蓄積し、線量当量率の上昇が予測された。そのため系統の化学除染(以下「系統除線」と略す)がいずれ必要になることも考慮して、情報の収集に当り、昭和55年に国内外の化学除染技術の公開情報をまとめ、「ふげん」に最適な除染剤について選定・評価してきた。除染剤の選定・評価するための検討項目は、除染性能、構成材健全性への影響、廃液処理性、施工性等種々あるが、できる限りの検討を加え、最終的に国産品の希薄液除染剤であるクリデコン203を選定した。選定以後、約8年をかけて上記項目に対するクリデコン203の基礎データを確認するとともに、実機熱交換器等の除染実証試験を行い、系統除染への適用の見通しを得た。一方、平成元年7月中旬より実施する「ふげん」の第8回定期検査では、原子炉再循環ポンプの分解点検、応力腐食割れ(以下「SCC」と略す)予防対策のための原子炉再循環系下部へッダ部分取替工事等、原子炉建屋内高線量当量率下での作業を計画している。これらの作業を含めた定期検査時の総線量当量は、これまで以上に増大することが予測され、効果的な被ばく低減策の実施が必要な状況にあることから、第8回定期検査時には、2系統ある原子炉冷却系統のうち主要な点検・工事の対象となるA側の片ループについて系統除染を行い、作業被ばくの低減化を図る計画を立てた。この系統除染を実施するに当り、動燃事業団は、科学技術庁に対し系統除染計画の説明を行い、当該計画の妥当性の確認を行った。これに対し、科学技術庁原子炉安全局原子炉規制課は、化学除染、金属材料、金属腐食・水化学等の専門家からなる「原子炉安全技術顧問ふげん発電所化学除染ワーキンググループ」(以下「顧問会」という)を3回開催し、除染の有効性、材料健全性、除染作業の安全性、材料健全性確認追跡調査の妥当性等について諮問を行った。その結果、「ふげん」の系統除染計画の妥当性は確認され、当該計画は了承された。本資料は、動燃事業団がこれまで行ってきた「ふげん」の系統除染に係る研究開発結果及び系統除染計画検討結果を上記顧問会用資料として新たにまとめたものである。また、合わせて上記顧問会における質問事項の回答資料等を添付
太田 充; 阿部 哲也; 秋野 昇; 安東 俊郎; 新井 貴; 人見 信征*; 平塚 一; 堀江 知義; 細金 延幸; 飯島 勉; et al.
Fusion Engineering and Design, 5, p.27 - 46, 1987/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.61(Nuclear Science & Technology)本稿は、1973年の概念設計から1985年の完成までのJT-60本体の設計と建設を述べたものである。
清水 正亜; 大久保 実; 山本 正弘; 高津 英幸; 安東 俊郎; 中村 博雄; 秋野 昇; 川崎 幸三; 浦川 宏*; 大都 和良*; et al.
Nucl.Eng.Des./Fusion, 3(4), p.249 - 264, 1986/00
結界プラズマ試験装置JT-60は主半径3m、副半径0.95m、トロイダル磁場4.5T、プラズマ電流2.7MAの大型トカマク実験装置である。この本体は主として真空容器、トロイダル磁場コイル、ポロイダル磁場コイル及び架台から成る。これら各構造物には超高真空、強大な電磁力、高熱負荷及び複雑な幾何学的条件などにより厳しい設計条件が課せられた。1978年4月に設計を開始し、現場の据付は1983年2月から1984年10月まで行われ、さらに1985年3月まで各種試験が行われた。ここでは、これらの設計、製作、組立および試験について報告する。
川崎 正之; 野村 末雄; 伊丹 宏治; 近藤 達男; 近藤 靖子; 伊藤 昇; 圷 長
JAERI 1035, 42 Pages, 1963/03
50C90Cの温度範囲における静止純水中99.99%Alの腐食に関する動力学的研究並びに腐食生成物としての表面被膜の構造解析が行われた。80C以下では、反応は三段階を経て進行し、反応速度は第一,第二段階では大きく、第三段階ではほとんど無視できるほど小さい。第一段階では、対数則に従って、boehmiteの薄い被膜が生長する。反応速度恒数は温度とともに減少し、これによって、反応の活性化エネルギーは、
=-4.1kcal/moleと計算された。boehmite被膜は二重構造をなしており、外側の被膜は通常のboehmite,被膜の大部分を占める擬boehmiteが内層として存在することが明らかとなった。第二段階ではこのboehmite被膜上にbayerite結晶が析出し、同じく対数則に従って膜状の発達をなし、ついには完全に表面を覆うに至る。同時に反応は、第三段階に移り、腐食反応はほとんど抑制される。90Cでは、第一段階におけるboehmite被膜は、均一構造を持ち、通常のboehmiteから構成されている。その成長は放物線則に従い、約100時間にわたって第一段階が継続する。第二段階において生成されるbayerite結晶は、三次元的な成長を行い、また初期に形成された結晶の成長が優先するために膜状の発達が抑えられ、200時間経過後もbayeriteが全面を覆うに至らなかった。
名原 啓博; 諏訪 友音; 尾関 秀将; 櫻井 武尊; 梶谷 秀樹; 井口 将秀; 辺見 努; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; et al.
no journal, ,
ITER中心ソレノイド(CS)用の導体を用いて、長さ約80mのソレノイド状のサンプル(ITER CSインサート導体)を製作し、那珂核融合研究所にあるCSモデル・コイルによってその導体性能を評価した。CSはITERにおいてパルス運転を行うことから、本試験では16000回の繰返し通電と3回の昇温・再冷却を行い、適宜、性能評価試験を実施した。その結果、分流開始温度は設計値(13T, 40kAにおいて5.2K)に対して1.5K以上の大きな裕度があることを明らかにした。また、2014年にスイスにあるSULTAN試験装置を用いて実施した、長さ約3mの直状サンプルの評価結果と比較し、両者が論理的に整合した結果であることを示した。
礒野 高明; 河野 勝己; 尾関 秀将; 齊藤 徹; 名原 啓博; 諏訪 友音; 下野 貢; 海老澤 昇; 佐藤 稔; 宇野 康弘; et al.
no journal, ,
原子力機構ではITER中心ソレノイド(CS)用導体の調達を進めており、今回、その超伝導性能をCSモデル・コイル試験装置を用いて評価した。試験において、16000回の繰り返し通電、3回の室温までの熱履歴を行い、分流開始温度(Tcs)の変化を測定した。また、試験コイルがフープ力により歪むことのTcsへの影響及びクエンチ試験を実施した。本稿では、これらの試験方法について報告する。
Sn素線の評価技術名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 辺見 努; 吉川 正敏*; 宇野 康弘; 押切 雅幸; et al.
no journal, ,
ITER TFコイルに使用されるNbSn超伝導素線に関しては、既に日本はその分担分の約半分の製作を終えており、順調に調達を進めている。その超伝導素線の調達における品質管理として、素線メーカーで測定された超伝導素線性能を原子力機構でも測定し、その品質を確認している。これまでに多くの超伝導素線の性能を調べた結果、素線メーカーの測定値と原子力機構の測定値はおおむね一致しているものの、差異が生じることもあり、その原因について報告する。
名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 河野 勝己; 吉川 正敏*; 宇野 康弘; et al.
no journal, ,
ITER TFコイルに使用される超伝導導体の量産化が始まっている。まず、100mと415mの試作導体を製作し、これらから切り出した4mの導体の性能試験を行った。その結果、分流開始温度が設計値の5.7Kを上回ることを確認し、量産プロセスを開始した。そして、実機TFコイルに使用する導体を量産し、既に415mの導体を5本,760mの導体を6本製作した。
