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論文

東海再処理工場のフィルタ交換実績に基づく交換周期の最適化

福地 平; 算用子 裕孝; 八戸木 日出夫; 福有 義裕; 伊波 慎一

第7回再処理・リサイクル部会セミナーテキスト, p.170 - 171, 2011/01

東海再処理施設の換気設備には、管理区域内の放射性物質が環境に放出しないように、管理区域の排気側に高性能粒子フィルタ(HEPAフィルタ)を設置しており、このフィルタの交換基準はフィルタ差圧及び表面線量率をもとに定めている。また、交換基準に達しない場合でも、使用開始から5年を目安に定期的な交換を行ってきた。しかし、使用済みのフィルタは、低放射性固体廃棄物として取扱われることから、発生の低減化が求められる。そこで、交換実績の調査及び実際に設置されているフィルタの健全性を確認することにより、交換周期の見直しを行い、最適化を進めたのでその結果について述べる。

論文

Development of maintenance technology for rotating equipment; Condition based maintenance by shock pulse method

竹内 謙二; 算用子 裕孝; 福有 義裕; 伊波 慎一

Proceedings of 7th International Conference on NDE in relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurized Components (CD-ROM), p.37 - 44, 2010/00

東海再処理施設では、放射性物質等を限定された区域に閉じ込めるための負圧維持に送排風機,高放射性廃液貯槽等の冷却にポンプが用いられており、施設の安全確保に重要な役割を果たしている。したがって、これらの回転機器は安定運転が求められており、回転機器の劣化状態を把握した状態監視保全により、信頼性を向上させる必要がある。東海再処理施設の回転機器の保全データを解析した結果、約90%が軸受の不具合による故障であり、軸受故障の主原因は潤滑不良によるものであることがわかった。このため、回転機器を安定的に運転するには、軸受の潤滑や損傷の状態を把握することが重要である。これまで、軸受状態の把握には振動法が用いられており、振動法は軸受の損傷や磨耗の状態を把握することができるが、油膜厚さによる軸受の定量的な潤滑管理は困難であった。このため、軸受の油膜厚さを定量的に測定できるショックパルス法(以下、SPMという)を用いることで、軸受の油膜厚さを測定し、軸受状態の把握を試みた。SPMは、軸受の動作時に発生する圧縮波が、軸受の潤滑状態,傷の有無によって変化することを利用したものであり、この圧縮波を測定することで、軸受の油膜厚さや劣化状態を診断する。SPMにより診断された油膜や劣化状態の情報は、集中監視装置へ伝送され、回転機器の軸受状態を遠隔監視できるようにした。この結果、軸受の油膜厚さに基づいた給油を行うことで、軸受内に油膜厚さを維持し、軸受の劣化の進行を軽減することにより、回転機器の信頼性を向上させ、回転機器の安定運転に寄与することができた。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験-第18回溶解試験-

坂井 敏幸*; 算用子 裕孝; 岩崎 伊佐央*; 栗林 正和*; 根本 慎一; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 95-056, 73 Pages, 1995/01

PNC-TN8410-95-056.pdf:2.83MB

CPFでは,これまでに「常陽」MK-I,MK-IIおよび海外炉照射済燃料等を対象とした多数のホット溶解試験を実施し,高速炉使用済燃料再処理に関する基礎的なデータを取得してきた。これらの結果をふまえて,今回の第18回試験では仏国「Phenix」炉で照射された平均燃焼度が94,000MWd/tの高燃焼度燃料を対象として,高硝酸濃度(8M)条件下において溶解温度を主な試験パラメータとした合計2回の溶解試験を実施した。以下にその概要を示す。1.溶解速度に与える溶解温度の影響高硝酸濃度条件下においても溶解速度は溶解温度に依存し,温度の上昇に伴い速くなる。しかしながら,沸点より5$$^{circ}C$$程度低い温度以上では逆に溶解速度の低下が観察され,既往文献に報告されているウラン溶解挙動と同じ傾向を示すことが確認された。2.不溶解性残渣の発生率本試験結果とこれまでのCPF試験結果を併せて評価した結果,燃料燃焼度の上昇に伴って不溶解性残渣の発生率も増加する傾向にあることが見出された。また,これまでの溶解試験で回収した残渣と燃焼度をパラメータに算出した残渣成分元素(Mo,Tc,Ru,RhおよびPd)の生成量との比較・評価を行った結果,計算値に対して約20%から100%が残渣として回収されている。なお,本報告書は使用済燃料再処理工程のうちのせん断・溶解・清澄試験に関するものであり,これ以降の工程に関する試験結果については別途報告することとする。

報告書

CPFにおける高速炉燃料リサイクル試験 高速炉使用済燃料の溶解性に関する研究

根本 慎一; 坂井 敏幸*; 算用子 裕孝; 菊池 憲治; 岩崎 伊佐央*; 栗林 正和*; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 93-283, 86 Pages, 1993/11

PNC-TN8410-93-283.pdf:2.38MB

CPFにおけるホット試験は1982年9月30日に実施した高速炉使用済燃料ピンのせん断作業を皮切りに、これまでの約10年間、ピューレックス法を基本として高速炉燃料再処理に関した各プロセス試験を進めてきた。今回、これらのホット試験のうち、燃料の溶解試験に着目して総合的に評価・解析を加え、シミュレーションコードに反映できる溶解反応速度式を導出することができた。以下にその基本データについての概要を示す。高速炉使用済燃料の溶解速度は、反応表面積および系の硝酸濃度に比例する。また、温度に関してはアレニウスの式で補正できる。溶解速度=速度定数・反応表面積・(硝酸濃度)SUP1.7・e/SUP-E/RT (1)溶解速度は硝酸濃度の1.7乗に比例し、未照射UO/SUB2ペレットの傾向とほぼ同じである。(2)アレニウスプロットにより求めた見かけの活性化エネルギーは11kcal/molであり、UO/SUB2の溶解で報告されている同エネルギーにほぼ近い。(3)燃焼度の影響については、溶解反応速度式に反映できるような形での整理はできなかったが、溶解速度は硝酸濃度の低い系では燃焼度の増加に伴って低下する傾向にあること、また、8M程度の高濃度硝酸系では見かけ上ほぼ一定になることが観察された。(4)溶解速度の変化より溶解反応にかかわる有効表面積を推定し、せん断片および粉末の表面積変化を数式化した。(5)せん断片の"つぶれ"の影響については、約30%以上確保することによりほぼ一定の溶解速度を得ることができる。

報告書

再処理プロセスの高度化に関する研究; ピューレックスプロセスにおけるNpの回収と除去

根本 慎一; 算用子 裕孝; 駒 義和; 坂井 敏幸*; 岡本 隆*; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 93-282, 69 Pages, 1993/11

PNC-TN8410-93-282.pdf:1.23MB

ピューレックス再処理プロセスでNpをPu・Uと共に安定にかつ高効率で回収する方法について検討した。この検討結果をもとにCPFで予備試験を実施し、一つの方向を見出すに至った。検討および予備試験で得られた主要ポイントを以下に示す。(1)共存する亜硝酸は第一サイクルの洗浄部でNp(VI)を抽出性の低いNp(V)に還元させ、回収率の低下をまねく。(2)亜硝酸は条件によりNp(VI)の還元剤として、または、Np(V)の酸化促進剤としての役割を果たす。(3)高率で安定にNpを回収するには、亜硝酸の影響を無視できるプロセス開発が重要である。一方、CPFのデータから、(4)溶解液中に存在する多量のPuは、加温条件下においてNpの酸化に効果的役割を示すことが期待できる。(5)Pu(VI)の存在はNp(VI)の安定剤的効果を示すことが期待できる。これは、Pu(VI)共存系でNpはほぼ全量がPu・Uと共に抽出回収され、抽出器内での亜硝酸との反応に起因するNpのアキュムレーションも観察されなかったことによる。以上、現段階ではメカニズムまで論ずるに十分なデータは確保していないが、高度化ピューレックスプロセス技術開発の一環としてのNp共抽出についての一つの開発方向を見出すことができた。すなわち、現状のピューレックスプロセスではPuをUと共に抽出するためその原子価を最も抽出性の高い4価としてきたが、本研究ではPuの原子価を6価もしくは4価との混合系とすることによりNp(VI)と亜硝酸との反応を阻止し、安定に高率でNpを共抽出できる可能性があることを明らかにするとともに、CPFで予備的試験を行い、その見通しを実験的に確認した。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験-不溶解残渣に関する研究

算用子 裕孝; 坂井 敏幸*; 菊池 憲治; 豊田 修; 根本 慎一; 富樫 昭夫

PNC-TN8410 93-080, 53 Pages, 1993/03

PNC-TN8410-93-080.pdf:3.86MB

CPFでは,昭和57年以来,主として高速実験炉「常陽」の照射済燃料を用い,溶解から抽出プロセスにかかわるホット試験を実施してきた。本報告書では,これら試験のうち溶解試験で回収された残渣に着目し,以下に示す項目についてまとめた。なお,これらの結果は,3.5M$$sim$$8.7Mの硝酸濃度,70$$^{circ}C$$$$sim$$115$$^{circ}C$$の溶解温度および4時間$$sim$$27時間の溶解条件のもとで得られたものである。1.不溶解残渣の形状および粒径分布残渣粒径は燃焼度により若干の差があり,燃焼度の上昇に伴い大きくなる傾向がある。また,1.2$$mu$$m以下の粒子のほとんどは液中に浮遊しており,これは発生した総残渣重量に対して約10w/oに相当することが分かった。2.残渣発生量不溶解残渣発生量として回収残渣重量に対する溶解前の初期Mox重量の比で評価した結果,Pu富化度の上昇に伴い残渣発生量の増加が見られる。ただし,燃焼度の違いによる発生量の関係は,今回の試験範囲内では見出されなかった。3.組成およびPu含有量残渣の主成分は,Mo,Pd,Ru,RhおよびTcであり,燃料の種類にかかわらず同じ成分である。また,Pu含有量は,溶解前の初期Pu量に対して0.01$$sim$$0.09%が検出された以上,残渣発生量やPu含有量は燃料の製造条件(Pu富化度)および溶解条件等により異なり,8M程度の硝酸濃度ではMox重量の0.23%(Pu富化度18%)および0.5$$sim$$1.4%(Pu富化度30%)の残渣が発生するが,Pu含有量としては初期Pu重量の0.01$$sim$$0.09%程度と微量である。一方,組成についてはMo,Pd,Ru,RhおよびTcが主であり,既往文献と一致していることが確認できた。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(15); 第10回ホット試験

岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 大内 仁; 山田 雅人*; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男*; 葉賀 徹*

PNC-TN8410 88-004, 123 Pages, 1987/12

PNC-TN8410-88-004.pdf:3.95MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第10回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 試験には,高速実験炉「常陽」MK-2,燃料度31,700MW-法-,冷却日数約1.8年の燃料ピン3本を対象として再処理試験を実施した。 1.溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて13時間保持したが溶け残りが完全に溶解することは出来ず同じMK-2燃料(P-富化度29%)でも燃焼度13,800MW-法-と31,700MW-法-とでは燃焼度の高い方が溶解性が悪い。 2.小型溶解装置による溶解試験では,酸濃度,温度,U・P-濃度,剪断長による溶解速度の変化を求める為に十数回の試験を実施した。その結果, (1)剪断長の短い方が溶解時間が短いことが分かった。 (2)溶解中のU・P-濃度の高い方が溶解時間が短いことがわかった。 3.共除染・分配試験では,新しいミキサセトラを用いて行った結果抽出段のテーリングは認められなかった。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(13) 第8回ホット試験

大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男*; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 葉賀 徹*; 大西 清孝*

PNC-TN8410 87-011, 253 Pages, 1987/01

PNC-TN8410-87-011.pdf:5.38MB

高速炉使用済燃料の溶解性及び抽出等に関する基礎データを取得する。 本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第8回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,燃焼度31,700MWD法T,冷却日数約1.1年の常陽MK-2燃料ピン3本を用いて実施した。試験の結果,下記の知見が得られた。 1)各工程における85Krの放出率は,それぞれ剪断時に40$$sim$$46%,溶解時に43%,小型溶解時に2%であり,合計で85%$$sim$$91%であった(ORIGEN値比較)。 2)バスケット充填での溶解率は,初期硝酸濃度3.5M,温度97$$^{circ}C$$,加熱時間約10時間の条件下で94%であった。 3)剪断片1ヶの溶解試験では,初期硝酸濃度3.5M,温度約90$$^{circ}C$$の条件下で約6.5時間で全量溶解した。 4)小型パルスカラムを用いた有機相連続抽出試験では,以下に示す結果を得た。 1高飽和度(55%)領域でのDFは80,また相当理論段高(HETS)はUに対して60cm/段,Puに対しては80cm/段であった。 2低飽和度(1.8%)領域でのDFは20,また相当理論段高(HETS)はUに対して130cm/段,Puに対しては140cm/段であった。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(14) 第9回ホット試験

大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男*; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 田中 幸一*; 大西 清孝*

PNC-TN8410 87-012, 1 Pages, 1986/12

PNC-TN8410-87-012.pdf:1.58MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において中燃焼度燃料溶解性に主眼を置いて実施した第9回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 今回は,英国ドンレイ炉で,平均52,600MWD法T照射後約13.1年冷却した燃料ピン2本相当を対象とし再処理試験を実施した。 溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて10時間保持という条件で行い,溶解性が「常陽」MK-1炉心燃料(40,100MWD法T)と同等であることを確認した。抽出はミキサ・セトラを用い回収されたプロダクト液をマイクロ波により酸化物に転換した。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(10) 第6回ホット試験

堀江 水明; 大内 仁; 橋本 力雄*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 小泉 努*; 大西 清孝*; 安 聡宏*

PNC-TN845 85-08, 164 Pages, 1985/07

PNC-TN845-85-08.pdf:4.3MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第6回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,高速実験炉「常陽」MK-2,燃焼度13,800MWD/T冷却日数約1.1年の燃料ピン3本を用いた。 第6回ホット試験は,燃料ピン剪断から,酸化物燃料転換までの一連の再処理試験を,約3ヶ月かけ行なった。溶解は,初期硝酸濃度3.5M,沸点溶解で,約10時間行なった。また抽出は,ピューレックス法で行ない,ミキサ,セトラを用いた。 試験の結果,下記の知見が得られた。 1)燃料ピン剪断時に放出される85Krガスは,燃料部剪断時に58$$sim$$60%が放出された。 2)U,Puの溶解率は,Uで6時間経過後,Puで7時間経過後にほぼ溶解が終了した。 さらに,85Kr放出パターンと,U,Puの溶解パターンは,よく一致していた。 3)3ピン当たりの不溶解性残渣重量は,約1.9gであり,これは,燃料総重量の約0.7%に相当した。また,残渣表面での線量率は,110R/hrに達した。 4)原子価調整において,過剰のNOxガスを供給した為,共除染工程フィード液硝酸濃度が4.7Nになってしまった。この結果,次の現象が現われたと考えられる。 1Zrのアキュムレーション(図8-62)) 2HAWこの経時変化におけるZrの濃度が共除染工程終了時(約11時間)まで上昇し,平衡に達しなかった。(図8-43)) 3共除染工程でのDF=Rは,4$$times$$102であった。(表8-5) 5)分配工程におけるPuプロダクト液中へ,Uのリークが確かめられた。(図8-41)) 6)HAWへのPuのロス率は0.14%,分配後の有機相へのUのロス率は0.29%であった。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(9) 第5回ホット試験

堀江 水明; 大内 仁; 上田 和隆*; 橋本 力雄*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 小泉 努*; 大西 清孝*

PNC-TN845 85-02, 219 Pages, 1985/02

PNC-TN845-85-02.pdf:4.74MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第5回ホット試験の結果をまとめたものである。▲試験には,高速実験炉「常陽」MK-1,燃焼度40,100MWD法T,冷却日数2.7年の燃料ピン4本を用いた。▲第5回のホット試験においてはコア部及びブランケット部を分割し,各々別個に溶解・抽出(共除染,分配)試験を行なった。溶解は,コア部及びブランケット部共3M硝酸,90$$^{circ}C$$,10時間の条件で行なった。分配後のウラン溶液及びプルトニウム溶液については,コア部及びブランケット部からの溶液を合流させて行なった。▲試験の結果下記の知見が得られた。▲1)コア部およびブランケット部の溶解を同条件で実施した結果,相方の溶解性はほぼ同様であった。▲2)重力沈降により回収された不溶解性残渣の大部分はコア部の場合に観察された。▲3)コア部溶解液の場合,Pu/U比が約0.4と高いが,MIXSETコードによる計算結果に基づき試験したところPu第3相,Pu及びUの異常なロス等は生じなかった。▲4)スクラブ液として3M硝酸を用いたが,Zrの除染件数として103オーダの高い値が得られた。5)抽出器内界面部のクラッドは,ほとんど生じなかった。▲

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(7) -第4回ホット試験(その2)-

堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 大西 清孝*

PNC-TN845 84-07, 116 Pages, 1984/09

PNC-TN845-84-07.pdf:4.12MB

共除染工程のスクラブ段数を増やし2種のスクラブ硝酸を供給することによるFPの除去及び 95Z-の挙動把握を行う。 本報告書は高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第4回ホット試験のうち,調整工程から共除染・分配,精製,転換の各工程について,その結果をまとめたものである。 試験には高速実験炉「常陽」MK-1,燃焼度40,100MWD/Tの燃料ピン4本を第4回ホット試験(その1)で溶解した溶解液を用いた。今回は第1サイクルにおいてFPの除染及びウラン,プルトニウムの分配を行った。 試験を通して下記の知見が得られた。 1)調整のための下熱によりPuのほとんどが6価に酸化されたが,15倍当量のNOxを供給することにより4価に還元できた。 2)共除染工程でスクラブ段数をこれまでの9段から17段に増やしこの内9段に1.5M,8段に3Mのスクラブ硝酸を供給し試験を行った。この結果FPのDFは6$$times$$105となった。また95Z-のDFは5$$times$$103となった。 3)分配工程でのUプロダクト中のPu量及びPuプロダクト中のU量はそれぞれ0.86ppm, 2,400ppmであった。 4)共除染工程及び分配工程を継げて試験を行ったにもかかわらず,有機相廃液中へのU,Puロス率はUが$$>$$0.05%,Puが$$<$$0.001%であった。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(6) -第4回ホット試験(その1)-

堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 大西 清孝*

PNC-TN845 84-03, 77 Pages, 1984/06

PNC-TN845-84-03.pdf:2.01MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第4回ホット試験のうち,溶解に関する結果をまとめたものである。▲試験には,高速実験炉「常陽」MD-I,燃焼度40,100MWD/T,冷却日数830日の燃料ピン4本を用いた。▲溶解試験は,溶解温度と溶解液(硝酸)濃度を変えた90$$^{circ}C$$,80$$^{circ}C$$,70$$^{circ}C$$-3.5MHNO及び90$$^{circ}C$$-2.5MHNOの4条件で行い,燃料ピンは1条件1本を使用した。▲試験の結果下記知見が得られた。▲1)溶解温度をパラメータとした試験のうち80$$^{circ}C$$以上ではウラン,プルトニウムの溶解挙動に違いはみられなかった。▲2)また,クリプトンの放出量と燃料の溶解量との良い相関関係を得た。▲3)溶解温度を70$$^{circ}C$$にした試験ではウランの溶解がプルトニウムよりも遅れ,燃料の溶解量とクリプトンの放出量にも良い相関関係が得られなかった。▲4)硝酸濃度を2.5Mと低くした試験ではウランの溶解がプルトニウムよりも遅れたが,プルトニウムの溶解とクリプトンの放出には良い相関関係が得られた。▲5)溶解温度70$$^{circ}C$$の場合を除いて溶解中にプルトニウムの6価が生成した。▲6)各溶解試験についてコア部燃料の0.4$$sim$$0.6-/-の不溶解性残渣を回収した。▲

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(4) -第3回ホット試験(その2)-

樫原 英千世*; 堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*

PNC-TN841 84-25, 185 Pages, 1984/04

PNC-TN841-84-25.pdf:4.71MB

高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において,第3回ホット試験(その2)を行なった。第3回ホット試験(その1)に続くもので,既に燃焼度40,100MWD/Tの「常陽」MK-I燃料ピン4本を対象に溶解,抽出第1サイクル試験が終了しており,そのプロダクト液をフィード液として,当試験を実施した。▲抽出第2サイクル,ウラン精製サイクル,プルトニウム精製サイクル,転換等,各工程について基礎特性を把握すると共に,P-還元剤としてのHANの結果について下記の知見を得た。▲すなわち,P-還元剤(HAN)の多量添加により,精製U中のP-含有量を0.3$$sim$$0.5---まで減少できた。▲

報告書

FBR燃料再処理試験設備(CPF/A系列)のウラン試験(第2報)

樫原 英千世*; 篠原 輝寿*; 山本 徳洋*; 根本 慎一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*

PNC-TN841 83-40, 48 Pages, 1983/05

PNC-TN841-83-40.pdf:1.04MB

東海事業所高レベル放射性物質試験施設(CPF)の再処理試験設備(A系列)において,ホット試験に先立ち,未照射天然ウランを用いての最終工程確認試験(ウラン試験)が上記期間中に実施された。これらの試験により,前回のウラン試験からの改良点や遠隔操作システム,種々のプロセス装置等の有効性を確認するとともに,高速炉燃料再処理ホット試験を行うための準備作業を完了した。

報告書

FBR燃料再処理試験設備(CPF/A系列)のウラン試験

小林 重夫*; 樫原 英千世*; 篠原 輝寿*; 根本 慎一*; 上田 和隆*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 算用子 裕孝*

PNC-TN841 83-29, 112 Pages, 1983/05

PNC-TN841-83-29.pdf:2.44MB

東海事業所高レベル放射性物質試験施設(CPF)の再処理試験設備(A系列)において,ホット試験に先立ち,未照射天然ウランを用いてのウラン試験が上記期間中に実施された。A系列には,高速炉燃料再処理技術の基礎的試験を行うべく,小型の溶解槽やミキサセトラなどの試験機器が4つのセルに設置されており,これらは全てマスタスレ-ブマニプレ-タなどにより遠隔で操作されるよう考慮されている。高速実験炉「常陽」の照射済燃料を使用するホット試験に先立ち,3次にわたり,天然ウランを用いて,セル内各種機器類の特性や,それらの遠隔操作性を確認するための試験を実施した。これら一連のウラン試験の結果,機器特性や遠隔操作性に根本的な問題がないことが確認されたが,いくつかの改良することが望ましい点が指摘された。これらの対策について検討を進め,適切な処理を施すことにより,ホット試験が支障なく進められることを確認した。(JAERI M-83-158)

口頭

東海再処施設における換気設備の負圧監視と保全管理

堂村 和幸; 算用子 裕孝; 福有 義裕; 伊波 慎一

no journal, , 

原子力プラントでは、換気設備により施設内の気圧を大気より負圧にすることにより、放射性物質を閉じ込めている。このため、常に負圧を維持すること、この負圧状態と換気設備の運転状態を日常監視すること、また、換気設備が故障した際には速やかに復旧できるような保全管理が重要である。東海再処理施設では、負圧の監視と換気設備の運転状態の監視において、合理的かつ効率的な方法として集中監視システムを導入している。また、保全管理では、過去の保全実績から設備の故障履歴を解析することと、状態監視保全方法を導入してきた。この結果、換気設備における故障率の低減化を図ってきた。本件では、換気設備の運転状態の監視方法と保全管理について報告する。

口頭

東海再処理施設における高性能フィルタ交換周期の適正化

川澄 裕之; 算用子 裕孝; 八戸木 日出夫; 福有 義裕; 伊波 慎一

no journal, , 

東海再処理施設の換気設備には、給気及び排気の両系統にフィルタが設置されており、給気系統では、空気中のじんあいをろ過して施設内へ供給し、排気系統では、放射性物質を捕集することで環境中への放出を防いでいる。このため、排気系統のフィルタは、捕集性能が非常に優れているHEPAフィルタ(High Efficiency Particulate Air Filter)が使用されている。このHEPAフィルタは、目詰まり等でフィルタ差圧が上昇した場合に交換を行うほかに、経年劣化対策として時間基準による交換を行っている。本報告では、過去のフィルタ交換実績の解析をもとに、定期的に行っていたフィルタの交換周期の適正化を図ったので、その結果を述べる。

口頭

クランプを用いた埋設配管補修技術

綿引 健二; 石井 貴広; 鋤柄 光二; 算用子 裕孝; 伊波 慎一

no journal, , 

東海再処理施設では、浄水(工業用水)を施設の運転維持に必要な冷却水のほか、消火栓用水に用いており、地中埋設及び共同溝内に敷設した配管により、各施設に供給している。この浄水を供給する配管(以下、「浄水配管」という。)のうち、建家近傍に埋設している消火栓用の浄水配管の鋳鉄製管フランジ部が損傷して漏水が発生した。これは、東北地方太平洋沖地震で生じた地盤沈下の影響から浄水配管も地盤と共に沈下し、フランジに引張許容応力以上の力が継続的に作用したことが原因であった。この漏水した浄水配管の補修には、建家境界部と配管を埋設する地盤に生じる変位に追従、吸収できる措置として、可とう管継手で接続する工法を採用することとした。また、選定にあたっては、当該配管が設置されている埋設環境における作業性も考慮した。本報では、多種多様な可とう管継手の中から、N-1型クランプの選定に至るまでの技術的評価等について述べる。

口頭

東海再処理施設の換気系統の保全

川澄 裕之; 竹内 謙二; 堂村 和幸; 算用子 裕孝; 伊波 慎一

no journal, , 

核燃料を取り扱う再処理施設では、建設から約40年が経過したものの、施設の重要性から核燃料物質の臨界を防止する機能や放射性物質を閉じ込める機能を維持し、施設の安全性を確保する必要があるため、高経年化に着目した対応が進められている。本報告では、東海再処理施設において放射性物質の閉じ込め機能を担う換気系統を対象に、構成機器毎に想定される高経年化と現状の保全を照合し、それを基に実施した点検の結果を踏まえ、今後の換気系統の保全について見直した状況を紹介する。

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