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論文

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。

論文

再処理施設における分析廃液配管のバルブシール材の物性評価

後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 稲田 聡

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.489 - 492, 2018/07

東海再処理施設分析所の放射性廃液は、受入れバルブ付きの配管を介して廃液受槽に一時保管され、送液バルブ付きの配管により廃液処理施設へ移送する。これらのバルブは、平成16年にシール材の劣化(廃液の漏えい)が確認され、シール材の材質をポリエチレン製からテフロン製に変更し、平成28年度には定期更新を行った。本件は、使用済みバルブシール材の物性値を調査し、放射性物質濃度等と劣化度との関連性を評価した。

論文

再処理施設におけるグローブボックスのグローブポートの更新技術

堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08

東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。

論文

東海再処理施設分析設備の保守・更新作業におけるグリーンハウスの設計・適用

鈴木 快昌; 田中 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.385 - 389, 2017/08

東海再処理施設の分析所では、グローブボックス等の分析設備や付帯機器・部品類の点検・更新等において、作業方法上、放射性物質の拡散リスク(作業員の内部被ばくリスク)を伴うものがあり、対策としてグリーンハウス(GH)と呼ばれる汚染拡大防止用のハウスを設置する。本件では、東海再処理施設分析設備において、これまでに様々な保守・更新作業で用いたGHの概要について報告する。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成27年12月$$sim$$平成28年10月

堀籠 和志; 田口 茂郎; 石橋 篤; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2017-008, 14 Pages, 2017/05

JAEA-Technology-2017-008.pdf:1.15MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を平成26年4月から開始し、平成28年7月に終了した。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液等の分析を実施してきた。本報告書は、本処理に係わる平成27年12月から平成28年10月までに実施した約2,200件の分析業務及び分析設備の保守・点検などの関連業務の実績についてまとめたものである。

報告書

プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成26年4月$$sim$$平成27年12月

堀籠 和志; 鈴木 久規; 鈴木 快昌; 石橋 篤; 田口 茂郎; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

JAEA-Technology 2016-026, 21 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-026.pdf:1.14MB

東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、平成26年4月から硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を実施してきた。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液を試料とした各種の分析業務を実施してきた。本報告書は、平成26年4月から平成27年12月までに実施した約3,500件の分析及び分析設備の保守・点検などの関連する業務の実績についてまとめたものである。

論文

Radionuclide release to stagnant water in the Fukushima-1 Nuclear Power Plant

西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.301 - 307, 2015/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:12.68(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算すると共に、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。トリチウム,ヨウ素、そしてセシウムの放出率は数十%であり、一方、ストロンチウムとバリウムはそれよりも一桁から二桁小さかった。これらの放出率はTMI-2事故と同程度であった。

論文

再処理施設分析廃液配管の腐食部の復旧

西田 直樹; 諏訪 登志雄; 田中 直樹; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.121 - 126, 2014/07

東海再処理施設の分析廃液を排水する放射性溶液配管の漏えいの原因の調査のため切取った配管部について、新規に準備したSUS配管を溶接し復旧した。復旧工事においては、配管の周囲をグリーンハウスで覆い、放射線防護措置を施した状態で、配管切断部の除染、開先加工、バックシールガスを流しながらの溶接を実施した。これらの一連の工事について、放射性物質を内包する配管を溶接する際の作業について報告する。

論文

福島第一原子力発電所の滞留水への放射性核種放出

西原 健司; 山岸 功; 安田 健一郎; 石森 健一郎; 田中 究; 久野 剛彦; 稲田 聡; 後藤 雄一

日本原子力学会和文論文誌, 11(1), p.13 - 19, 2012/03

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算するとともに、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。

報告書

垂直照射型蛍光エックス線分析装置のウラン・プルトニウム濃度分析への適用

稲田 聡; 佐藤 宗一; 庄司 和弘; 池田 久; 実方 秀*; 沼田 光央*

JNC-TN8410 2000-022, 55 Pages, 2000/05

JNC-TN8410-2000-022.pdf:1.57MB

垂直照射型蛍光X線分析装置の導入に伴い、ウラン・プルトニウム濃度分析検討を実施した。本装置は、測定部がグローブボックス内に設置され、試料の下部からX線を照射するタイプである。基本条件の検討を実施した。測定に必要な試料量は、容器の形状及び検出効率から3mLとした。励起エネルギーの最適化を図ったところ、繰り返し精度とフィラメントへの負荷を考慮してウラン、プルトニウムともに50kV-30mAと設定した。測定時間については、安定した測定結果が得られた60秒とし、1回の測定は60秒$$times$$2回(合計120秒)の測定を実施し、その平均を測定結果とすることとした。水相中のウラン、プルトニウム混合試料の測定は、マトリクス効果の補正を行うことで誤差4%以内で正確に測定できることを確認した。また、単体試料測定における検出限界値はウランが0.4mg/L、プルトニウムが6.7mg/Lと計算された。定量上限濃度は、蛍光X線分析装置にて分析するために調製した後の測定試料においてウラン、プルトニウムともに9g/Lとした。有機相中のプルトニウム濃度分析は、標準添加を行う希釈法及び試料を直接測定する直接法について検討した。両方ともに良好な結果を示し、検出限界値はそれぞれ、5.3mg/L,0.2mg/Lであった。ただし、直接法においては標準溶液の調製方法に問題が残り、今後の検討課題とした。

報告書

多成分自動分析システムの開発(2)-電位差滴定法自動分析装置の開発-

稲田 聡; 鴨志田 政之*; 池田 久; 神長 一博; 鈴木 弘之; 庄司 和弘; 久野 祐輔

PNC-TN8410 96-266, 67 Pages, 1996/05

PNC-TN8410-96-266.pdf:2.7MB

[目的]再処理工場における工程管理分析業務の高度化等を目的に,ロボット操作による多種にわたる分析操作の自動化を図る。[概要]東海再処理工場・分析所では,分析操作の自動化に向けて,分析頻度的に最も高いウラン,プルトニウム,酸および放射能濃度等を自動で,同時に測定できる分析システムの開発(多成分自動分析システムの開発という。)を1993年より進めている。本開発は,工程管理分析の高度化,作業効率の向上,個人差による分析値の誤差減少,被ばくの低減化などを目的に,高性能ロボットによる分析操作の自動化を行うものである。具体的には,工程管理分析のうち,6$$sim$$7割を占めると考えられる吸光光度法分析,電位差滴定法分析,放射能法分析を各々,自動化すると共に,複合的に組み合わせることにより分析の総合ネットワーク化を図り,多種目の分析を自動で且つ効率良く行うことができるものである。開発計画としては,第1ステップとして実験台系分析室用の自動分析装置(吸光光度法自動分析装置,電位差滴定法自動分析装置,放射能自動分析装置)を開発する。次に,その基礎データを基にグローブボックス系分析室用の自動分析装置を開発し,最終的には,セル系分析室用の分析を自動化する予定である。本報告は,上記第一ステップのうち,実験台系分析室で処理しているウラン,ヒドラジン,酸,アルカリ濃度等の電位差滴定法分析作業を高性能ロボットを用いて自動で分析ができる装置(電位差滴定法自動分析装置)の開発成果を述べたものである。主な成果は次のとおりである。(1)これまで多大な労力を要していた電位差滴定法の分析作業について自動化が図れた。これにより,これまで作業員が行っていた試料の採取,定量,液定ビーカーのセット等の分析操作が省略でき,分析作業の省力化が図られた。(再処理工場95-2キャンペーンにおいて,定常的に使用できることを確認した。)(2)将来のグローブボックス内への自動分析システムの設置の検討を含め,電位差滴定法の自動化に必要な自動処理機器等をユニット化し,小型化を図った。(3)データ処理装置の分析条件登録ソフトプログラムの効率化を図った結果,測定中であっても分析条件の登録変更や追加,削除を容易に設定できるなど,緊急性を要する分析作業にも十分対応可能なシステムとした。(4)ロボットの操作上生じる無駄な操作や,作業工程上の待ち時間に

口頭

微分パルスボルタンメトリーによる硝酸ウラン溶液中のU(IV), U(VI)同時定量

舛井 健司; 北尾 貴彦; 稲田 聡; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理プロセスにおいて、プルトニウムの還元には、精製された硝酸ウラニルを電解還元した溶液を用いるが、この中には、U(IV), U(VI)、及びU(IV)の安定剤であるヒドラジンが共存する。電解還元後のU(IV), U(VI)濃度は、現在、吸光光度法により各々を分析する必要があり、また、発色試薬等、複数の試薬添加を要することから、煩雑な分析操作に加え、分析廃液が発生する。そこで本研究では、微分パルスボルタンメトリーに着目し、簡便,迅速かつ廃液を発生させないU(IV), U(VI)の同時定量分析を試みた。

口頭

微分パルスボルタンメトリーによる硝酸溶液中のU(IV), U(VI)の同時定量分析

舛井 健司; 鈴木 弥栄*; 北尾 貴彦; 稲田 聡; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理工程において、プルトニウムの還元には、精製された硝酸ウラニルを電解還元した溶液を用いるが、この中には、U(IV), U(VI)及びU(IV)の安定剤であるヒドラジンが共存する。電解還元後のU(IV), U(VI)濃度は、現在、吸光光度法により各々を分析する必要があり、また、そのためには複数の試薬添加を要することから、煩雑な分析操作に加え、分析廃液が発生する。そこで本研究では、微分パルスボルタンメトリーに着目し、簡便,迅速かつ廃液を発生させないU(IV), U(VI)の同時定量分析を試みた。

口頭

微量プルトニウム分析用固体シンチレータの開発

小椋 浩; 稲田 聡; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優

no journal, , 

再処理施設における工程管理のための微量のプルトニウムの分析は、プルトニウムをTTA等により抽出し、試料液を一定量、直径1インチのSUS製試料皿上に滴下した後に加熱器を用いて、試料を焼付け、ZnS(Ag)シンチレーション法で行っている。この方法では、SUS製の試料皿が廃棄物として多く発生するという課題を有していた。そこで、$$alpha$$計測用ZnSシンチレータを粒状にし、可燃性(プラスチック)の試料容器底面に充填した固体シンチレータを開発し、試料液を直接添加して測定する固体シンチレータ法による再処理プロセス溶液中の微量プルトニウム分析を試みた。

口頭

マイクロ化学チップ分離/$$alpha$$液体シンチレーションカウンタによるプルトニウムの定量

山本 昌彦; 田口 茂郎; Do, V. K.; 稲田 聡; 久野 剛彦

no journal, , 

マイクロ化学チップとはガラス基板に100$$mu$$m以下の微細流路を作製したものであり、この流路に試料を通液することでさまざまな化学操作をフロー系で行うことができる。マイクロ化学チップの利用法の一つとしては溶媒抽出があり、Puの分析等へ適用することができれば廃液発生量の低減、被ばくの低減、操作の簡便化などを期待できる。本研究では、このマイクロ化学チップを分析前処理の分離場に応用したオンライン$$alpha$$液体シンチレーション測定システムを開発し、プルトニウムの定量を試みた。本発表会では、これらの試験結果について報告する。

口頭

液体電極プラズマ発光分光法による再処理工程試料中の金属元素の分析技術開発,2; 高放射性廃液中のセシウム、テクネチウムの定量

Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

本研究では、高レベル放射性廃液中のCs, Tcを分析するため、液体電極プラズマを利用した発光分光分析法を検討した。各元素の発光強度に対する印加電圧、電圧印加時のシーケンス、硝酸濃度の影響を調査し、測定条件を最適化した。その後、当該法を東海再処理施設から採取した高レベル放射性廃液試料中のCs, Tcの分析に適用した。

口頭

液体電極プラズマ発光分光法による再処理工程試料中の金属元素の分析技術開発,1; 再処理工程試料の液体電極プラズマ発光スペクトル

田口 茂郎; Do, V. K.; 山本 昌彦; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

模擬高放射性廃液の液体電極プラズマ(LEP)による発光スペクトルを測定した結果、セシウム、テクネチウムなどの主要FP、鉄等の良好な発光ピークが観測され、LEP発光分光法を再処理工程試料中の金属元素分析に適用できる見通しを得た。

口頭

東海再処理施設における排気中のヨウ素129分析

三枝 祐; 山本 昌彦; 西田 直樹; 田口 茂郎; 渡邊 伸久; 稲田 聡; 久野 剛彦

no journal, , 

再処理施設における排気中のヨウ素129(I-129)の分析は、活性炭フィルタにヨウ素を捕集し、Ge半導体検出器を用いたI-129の放射能測定により行われている。本研究では、活性炭フィルタに捕集されたI-129濃度評価法として、活性炭フィルタの線吸収係数を求め、自己吸収の影響を補正するとともに、活性炭フィルタの排気流入側(表面)と排出側(裏面)の$$gamma$$線を測定して活性炭フィルタの捕集効率を算出しI-129濃度を評価する手法を考案した。本発表では、この評価手法について報告する。

口頭

液体電極プラズマ発光分光法による再処理工程試料中の金属元素の分析技術開発,3; 再処理工程内試料中のテクネチウムの定量

山本 昌彦; Do, V. K.; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

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)により再処理工程試料中のテクネチウム(Tc)の定量を試みた。測定条件として、印加電圧、パルス出力のシーケンス、及び硝酸濃度の影響を調査した結果、印加電圧1000V、パルス幅2ms、パルス間隔8ms、パルス回数50回、硝酸濃度0.4Mで、最も再現性良く、強度の高いTcピークが得られることがわかった。また、Tcの254.3nm、261.0nm、264.7nmのピークについて、再処理工程試料中に共存する元素によるスペクトル干渉を調査した。その結果、254.3nm、261.0nmのピークでは鉄による干渉が見られたが、264.7nmでは干渉は確認されず、このピークを用いることでTcを定量可能であることがわかった。

口頭

Development of analytical methods for metal elements in reprocessing solution by optical emission spectrometry based on liquid electrode plasma, 4; Determination of strontium in highly active liquid waste

Do, V. K.; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 稲田 聡; 高村 禅*; 久野 剛彦

no journal, , 

液体電極プラズマ発光分光法(LEP-OES)による高放射性廃液(HALW)中のストロンチウムの分析法を開発した。LEP-OESの機器は、グローブボックス内に設置して使用した。印加電圧と試料の酸濃度等の測定条件を最適化し、模擬HALWの測定結果について、ICP-OESと比較して検証した。本発表では、これらの結果を述べるとともに、現在実施中の実試料の測定結果について報告する。

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