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論文

女川原子力発電所の事例に学ぶ

芳中 一行

技術士, 29(11), p.12 - 15, 2017/11

AA2017-0334.pdf:0.47MB

東日本大震災の際、シビアアクシデントを免れた女川原子力発電所の取組みの事例から学ぶことを目的として、同発電所の見学会及び意見交換を実施した。安全に対する取組みの姿勢を含む組織の文化、経営哲学、技術継承等、さまざまな視点からの意見交換を通じて、シビアアクシデントを免れた背景の一端にあるものを感じとることができた。技術士として、安全文化醸成に通じる彼らの経験を埋もれさせることなく、経験知として整理し社会に発信していくことが重要である。

論文

福島第一原子力発電所の廃棄物処理・処分の研究開発

和田 隆太郎*; 芳中 一行

技術士, 28(11), p.4 - 7, 2016/11

AA2016-0292.pdf:0.44MB

福島第一原子力発電所の廃炉作業を進める上で、放射性廃棄物を安全かつ合理的に処理処分することは重要な課題であり、その実現に向けて研究開発が実施されている。この現状を理解するため、研究開発の実施主体である国際廃炉研究開発機構(IRID)の講師による、同・原子力発電所の事故に伴う廃棄物処理・処分の課題と研究開発状況について講演会を開催したのでその概要を紹介する。

論文

燃料デブリの取り出しに係る検討状況と遠隔技術

芳中 一行

技術士, 28(10), p.4 - 7, 2016/10

AA2016-0264.pdf:0.32MB

福島第一原子力発電所では廃炉に向けた各種検討、取組みが行われている。本稿では、廃炉における最大の課題である燃料デブリの取り出しについて、CPD講座で講演された内容を中心に解説する。現在、各号機では、燃料デブリの位置・状況を含む原子炉内の調査、解析評価、それらの結果を考慮したアクセス方法(上部・側面)及び燃料デブリ取り出し方法の検討、遠隔技術開発等の様々な取組みが進められている。

論文

学校教科書の調査・提言に係る活動について

芳中 一行

技術士, 28(4), p.22 - 25, 2016/04

AA2015-0692.pdf:0.31MB

日本原子力学会により、1995年から約20年間にわたり、学校教育に用いられる教科書に対してエネルギー・原子力・放射線に係る記載内容の調査が行われてきた。2014年度の活動にあたっては原子力・放射線部会に協力要請があり、技術士参加の下で、教科書に関する調査を実施した。今回は、事故後4年が経過した福島第一原子力発電所の事故に関連する記載に焦点を当てた調査を実施した。その結果、客観性を持った表現が必要であること、誤解を与えるような表現があること等を指摘している。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

東海再処理施設における保守管理技術とその展望

芳中 一行; 阿部 定好

技術士, 27(6), p.4 - 7, 2015/06

AA2014-0901.pdf:0.46MB

再処理施設では、沸騰硝酸下の厳しい腐食環境に曝される機器があり、有機溶媒による火災防止等の安全機能も必要となる。それら機器と機能維持のため様々な点検が実施されており、高線量下での対応を要することから、経験で培った遠隔保守に保守管理の特徴がある。2014年、東海再処理施設の廃止措置の方向性が示されたが、高放射性廃液処理のため関連設備を長期に渡り使用していくことから、保守管理の重要性は変わらない。これまで培ってきた遠隔保守技術を更に発展させ、福島第一原子力発電所の廃止措置に寄与することが期待される。

報告書

アスファルト固化体等の浸出試験

芳中 一行; 高野 祐吾*; 木村 之彦*; 菅谷 篤志; 鬼澤 寿和

JAEA-Technology 2008-063, 135 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-063.pdf:5.88MB

本報告書は、固化体処分時の固化体からの放射性核種や化学種の浸出挙動の調査を行うため、平成15年度から平成18年度にかけて実施した、アスファルト固化体及びプラスチック固化体の浸出試験の結果をまとめて報告するものである。本試験において、以下の知見,データが得られた。(1)アスファルト固化体の浸出試験においては、従来は検出困難であったI-129についてピークを検出し、I-129の浸出挙動にかかわるデータを初めて取得することができた。検出されたピーク面積からI-129の放射能量を評価したところ、約50日間の浸出期間で供試体に含まれるI-129の約40%から100%に相当する量が浸出していることがわかった。また、供試体形状や浸出液の温度などを変えて、異なる条件下で浸出試験を実施し、処分時の評価において考慮すべき硝酸イオン等の化学種の浸出挙動にかかわるデータを取得した。(2)プラスチック固化体の浸出試験においては、TBP等の化学種及びI-129等の放射性核種に着目した浸出試験を実施し、TBP等の浸出挙動にかかわるデータを取得することができた。

論文

蛍光浸透探傷試験装置の開発

芳中 一行; 大塚 正弘*; 星野 昌人; 菊池 憲治; 河田 剛; 滝 清隆

日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.268 - 279, 2008/09

東海再処理施設においては、廃溶媒処理に伴って発生するりん酸廃液を蒸発缶により蒸発濃縮している。当該蒸発缶は、18年間に渡り、加熱温度約105$$^{circ}$$Cで約1800時間の運転を行ってきた。この蒸発缶内部の上部管板と伝熱管の溶接部の健全性確認検査に適用する蛍光浸透探傷試験装置を開発した。この装置は、観察に用いるCCDカメラ,UVライト,蛍光剤,洗浄水,乾燥用空気の噴霧用ノズルで構成され、3軸(挿入量,曲げ角,旋回角)の操作によって検査対象溶接部への位置合わせができる機構を持つ。また、開発した装置は、蒸発缶に設置された予備ノズル(内径60mm)のノズルを介して蒸発缶内に挿入できる構造となっている。当該蛍光浸透探傷試験装置を用いて、検査精度(JISに定められている標準試験片の欠陥が検知できること)を確認した後、りん酸廃液蒸発缶に対して、蛍光浸透探傷試験を実施した。その結果、上部管板溶接部には欠陥は確認されなかった。

報告書

蒸発缶内部点検報告書(1)

星野 昌人; 村山 保美; 芳中 一行; 茂垣 為佐男*

JNC-TN8410 2002-007, 85 Pages, 2002/07

JNC-TN8410-2002-007.pdf:22.55MB

廃溶媒処理技術開発施設(ST施設)は、昭和61年2月の運転開始以降15年が経過しており、経年変化を考慮した機器の点検が必要な時期にきている。ST施設に設置されている機器類のうち、リン酸廃液を蒸発濃縮する蒸発缶は、処理廃液の特殊性及び蒸気加熱という運転面を考慮すると、使用条件の厳しい機器である。そのため、経年変化の確認の対象機器として本蒸発缶を選定し、内部点検を実施することとした。本蒸発缶については、供用期間中の検査として外観検査、自主検査として肉厚測定、浸透探傷試験及び超音波探傷試験をそれぞれ定期的に実施し、その健全性を確認している。今回、経年変化の確認として、従来からの検査に加えて、蒸発缶内のカランドリア加熱部の健全性を確認するため、内部点検を実施した。主な要旨は以下のとおりである。1.内部点検方法を検討するため、蒸発缶の仕様及び現在までに実施した検査実績を整理した。その結果をもとに、加熱用カランドリア管の溶接部について、外観検査及び蛍光浸透探傷試験を実施する計画を立案し、蒸発缶内部の検査装置を設計した。2.検査装置は、CCDカメラによる外観観察が可能な装置であり、一部改造を行えば、蛍光浸透探傷試験も実施可能なように設計した。3.蒸発缶予備ノズルを改造し、検査装置を挿入できるようにした。4.本検査装置により蒸発缶のCCDカメラによる内部観察を実施し、その画像から、カランドリア加熱部が健全であることを確認した。なお、今後は、検査装置を改造した上で、蛍光浸透探傷試験法による検査を実施し、カランドリア加熱部の溶接部の健全性を詳細に確認する計画としている。

論文

Experience of solvent waste treatment in Tokai Reprocessing Plant; Radioiodine behavior in treatment of solvent waste

芳中 一行; 田中 憲治; 古川 登

Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), 20A(15), 0 Pages, 2001/00

廃溶媒処理技術開発施設のドデカン精製工程は、運転開始当初、シリカゲル吸着により実施していた。ドデカン中に放射性ヨウ素が含まれていたことが原因で廃吸着剤が多量に発生したため、それを低減する目的で、放射性ヨウ素の除去を考慮したドデカン精製工程に変更した。これにより、廃吸着剤の発生量を低減することができた。

報告書

アスファルト固化体,プラスチック固化体の健全性確認試験

藤田 秀人; 村山 保美; 日野田 正博; 芳中 一行

PNC-TN8410 92-234, 26 Pages, 1992/09

PNC-TN8410-92-234.pdf:0.49MB

再処理施設から発生する低放射性廃液及び廃溶媒は,それぞれ,アスファルト固化処理,プラスチック固化処理され,貯蔵施設に貯蔵保管されている。貯蔵保管中のこれらの固化体及び固化体パッケージの健全性を確認するため,固化体の硬度,圧縮強度,針入度,含水率等の基本物性及び固化体パッケージの外観観察,材厚測定を実施し固化処理時と貯蔵後の物性等を比較評価することにより変化のないことを確認した。

報告書

「常陽」MK-2炉心C型特殊燃料集合体PFC020の照射後試験 燃料被覆管の透過型電子顕微鏡観察

芳中 一行*

PNC-TN9410 89-191, 1 Pages, 1989/12

PNC-TN9410-89-191.pdf:3.76MB

C型特殊燃料集合体PFC020「常陽」MK-2炉心(炉心内位置3A2)において第3サイクル$$sim$$第11サイクルまで照射(集合体平均燃焼度54.100MWD/T)された。この燃料ピン用いられた55年試作材の「もんじゅ」実機相当燃料被覆管(改良SUS316網、科学成分の異なる2網種:55MK材、55MS材)について、微量元素が及ぼすスエリング等へ影響を調べることを目的とした。照射後試験が計画されている。これらの試験の一環として、照射による微量元素が及ぼす微細組織の変化について、エネルギー分散型X線分析装置を備えた200KV透過型電子顕微鏡を用いて観察を実施した結果、以下のことが明らかになった。尚、55年試作材の微細組織の観察は、本報がはじめてのものである。(1)ボイドは7.7$$times$$1022N/CM2(E$$>$$0.1MEV)以上照射された試料に観察された。55MK材に比べ55MSに多くのボイドが観察された。また、HEバルブについても、55MKに多く観察された。これは、微量添加元素(TI、ND)量の違いによりHEのトラップサイトとなるMC相の量に違いを生じたためと考えられる。

報告書

「常陽」MK-2反射体(SMIR-5,6)で照射した構造材料の照射後試験; 第5報 SUS304鋼圧延材、鍛造材、インコネル718材の引張試験

酒向 博*; 久木田 真平*; 芳中 一行*; 秋山 隆*; 新谷 聖法*; 柴原 格*

PNC-TN9410 89-190, 1 Pages, 1989/11

PNC-TN9410-89-190.pdf:3.48MB

高速原型炉「もんじゅ」の設計基準の確認をするとともに,実証炉以降の高速炉設計に必要な構造材料の照射データを拡充する自的でR&D試験が策定されている。これらの試験の一環として,高速実験炉「常陽」MK-2炉心の構造材料照射用反射体を用いてSUS304鋼圧延材,鍛造材,インコネル718材の材料強度試験片を照射した。照射後の試験片について引張試験を実施した結果,以下のことが明らかになった。1)SUS304鋼圧延材及びリング状鍛造材・0.2%耐力及び引張強さは「もんじゅ」構造設計方針の材料強度基準に示されている設計降伏強さ(Sy)及び設計引張強さ(Sy)を上回り,破断伸びは延性材料の目安である10%を満足していた。・照射量依存性については,照射量が1$$times$$10$$times$$21n/cm$$times$$2(E$$>$$0.1MeV)を超えると0.2%耐力及び引張強さは増加し,破断伸びは低下する傾向を示していた。また,電顕観察の結果,金属組織内にはフランクループの形成が認められた。鍛造材の引張特性は圧延材の照射挙動と一致した傾向が得られた。・「もんじゅ」構造設計方針に示される破断伸びの下限値10%に対応する限界照射量については,現行のデータからみて限界照射量を引き上げることが可能であるという見通しが得られた。2)インコネル718材・0.2%耐力及び引張強さは,照射により高温側(500$$^{circ}C$$以上)で強度の増加が認められ,破断伸びについては低下が認められた。

口頭

リン酸廃液蒸発缶溶接部の蛍光探傷試験装置の開発

芳中 一行; 星野 昌人; 菊池 憲治; 河田 剛; 滝 清隆; 大塚 正弘*

no journal, , 

リン酸廃液蒸発缶は、再処理施設の廃溶媒の処理により発生するリン酸廃液を蒸発濃縮するための設備であり、運転開始後約18年間に渡り、腐食性のあるリン酸塩を含む廃液を沸騰状態で蒸発濃縮してきた。国内の原子力施設において、リン酸ナトリウムを取り扱った蒸気発生器伝熱管部に腐食による割れが確認された事例が報告されたことから、当該蒸発缶内部の健全性の調査を行うこととした。当該蒸発缶は、SUS316L製で、内部にカランドリア構造の伝熱部、上部に点検用のノズルを配している。健全性の調査方法として、割れ等の欠陥の検出に有利な蛍光浸透探傷試験法を採用し、点検ノズルから蛍光浸透探傷試験を実施できる装置を開発した。開発した試験装置を用いて、伝熱部の管板溶接部について蛍光浸透探傷試験を実施した結果、割れ等の異常は認められなかった。

口頭

日本原子力学会 教育委員会の進めるCPD(継続研鑽)登録制度の現状と課題

浜崎 学*; 芳中 一行

no journal, , 

日本原子力学会では2008年にCPD登録システムの運用を開始したが、利用が伸びず約1年で運用を停止。その反省を踏まえ、2015年秋に教育委員会として「太陽政策的」CPD登録システムとして運用を再開した。既に多くの登録者がある反面、繰り返し登録を希望する者(リピーター)が少なく、課題が浮き彫りになっている。

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