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川口 昭夫; 槇 彰; 山内 孝道; 照井 新之助; 小形 佳昭; 柴田 里見; 狩野 元信
PNC TN8440 97-020, 111 Pages, 1997/03
平成8年度東海事業所安全総点検は、平成8年12月11日(水)及び12日(木)の2日間にわたり実施された。今回の安全総点検では、平成8年7月16日(TVF換気系等の一時停止)、平成8年8月22日(再処理第1変電所の一時停電)に発生した2件の電気関連のトラブルに鑑み、点検項目中の個別重点項目の取組状況として「電気関連設備の安全確保」が盛り込まれ、これに伴い電気関係設備の点検が実施されることとなった。実施の具体的な対応については、特別高圧及び高圧電気設備を運転管理する建設工務管理室と低圧電気設備を運転管理する再処理工場工務部技術課で対応した。又、プル工場設備課の協力も得て実施した。本資料はこの電気関係設備の点検対応のために作成し、説明資料としてとりまとめたものである。
伊波 慎一; 野上 隆雄; 槇 彰; 小形 佳昭; 竹下 健二*; 丸石 正美*; 熊谷 幹郎*
動燃技報, (98), p.32 - 42, 1996/06
東海再処理工場では、より一層のよう素放出量の低減化と同時に廃棄物減容化のため、平成元年度から耐水性に優れかつ廃棄物の減容率が高い銀添疎水性吸着材(AgP)に着目して、これらに関する研究開発を進めてきた。本研究開発では、このAgPについて吸着材の担体構造、銀分散性等の物性及びよう素吸着過程について研究を行い、よう素を吸着する最適条件を明らかにすると同時に、この条件を得るための製造方法、実用化に向けての大量製造方法、安全性及び減容化についての検討、試験を行ってきた。本報告では、これらの内容について紹介する。
福田 一仁; 小形 佳昭; 槇 彰; 福有 義裕; 小林 健太郎; 田中 伸幸
動燃技報, (96), p.71 - 75, 1995/12
再処理工場において放射性流体の液位・密度等の物理量は主にエアーパージ測定法によって測定されている。本測定法は放射性流体に導圧管を挿入するだけで検出部には可動部を全く持たないため、原子力関係施設では、幅広く採用されている。その一方で導圧管先端部に溶液からの塩の析出・蓄積等原因で頻繁に導圧管を詰まらせる問題点もよく知られている。導圧管の詰まりは、液位・密度といった物理量の測定を異常にし、工程監視に影響を与える。そのため、計測系を正常にするための詰まり除去の保全作業は、膨大な量となっている。以上の問題点を解決するため、導圧管の詰まりが計測系に異常をきたす前に予知し、導圧管を開放状態にすることなく詰まりを除去する装置を開発したので報告する。
綿引 誠一; 福有 義裕; 小林 健太郎; 野上 隆雄; 小形 佳昭
動燃技報, (92), p.93 - 100, 1994/12
従来人手により行っていた計装ループの健全性を確認するための点検作業を自動的に迅速かつ適時実施できる自動点検システムを開発したので報告する。自動点検システムは、人手により行っていた計測の停止、インタロックの事前処置、模擬信号の入力、点検データの収集及び作成、点検終了後の計測復帰等をキーボード操作により、予め設定した条件及び順序に従って自動的に行うシステムである。試験の結果から、システムの点検精度、再現性、耐久性及び既設測定系への影響等は従来の人手による点検に劣るものでないことが確認できた。また、点検時間の短縮及び作業員の省力化、ヒューマンエラーの防止等が図れた。
小山 兼二*; 杉山 俊英; 清水 甫*; 加藤 修司*; 由川 幸次*; 小形 佳昭; 舛井 仁一
PNC TN8420 94-016, 19 Pages, 1994/06
ピューレックス再処理におけるTBP劣化生成物である硝酸ブチル、ブチルアルコールの化学的挙動について調べた。得られた結果は以下のとおりである。DBP、MBPなど既に知られている劣化物以外のTBP劣化物は硝酸ブチルが主たるものであることが分かった。これについて実際の再処理の分離サイクルにおいて低い濃度の硝酸ブチルが検出されたものの、有機相(30%TBP-ドデカン)への蓄積はないことが確認された。また化学劣化、および放射線劣化両者とも硝酸系における溶液劣化生成物は(ブチルアルコールではなく)硝酸ブチルであることが確認できた。さらに硝酸ブチル/ブチルアルコールともに容易に気相へ移行することが確認できた。これらの結果をもとに、再処理工程内の挙動について説明を行った。
吉岡 龍司; 大谷 吉邦; 小形 佳昭; 榊 健明*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
東海再処理工場では、機械処理工程に集合体せん断機を用いている。せん断片などせん断時の性状に関するデータは少ない。このため、東海再処理工場のせん断機から得られるPWR及びBWRの実せん断片の性状を調査した。調査はテレビカメラによるせん断状況の撮影、せん断の外観観察と長さ、開口率の測定、せん断片及び粉末の重量及びかさの測定、粉末の粒度分布測定について実施した。本件は"RECOD 94"での発表に関わるAbstractとして提出するものである。
小形 佳昭; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄
PNC TN8410 91-276, 76 Pages, 1991/11
使用済燃料受入貯蔵監視システム(RIAS)の開発は,1983年東海再処理工場においてJASPAS(Japan Support Programme for Agency Safeguards) プログラムとして実施された。RIASは,使用済燃料の受入れから払出し区域までの燃料集合体の移動を連続的に監視することにより,使用済燃料の在庫量,移動経路等を即時再現することが可能で,保障措置の実施に対して有効な計測システムである。この装置は1985年10月末に取付けられ,1985年11月より再処理工場でフィードテストが行われた。この結果,RIASは東海再処理工場のプールにおける使用済燃料の在庫量の管理に対して有効で,効果的であることが証明された。1988年2月には,IAEAに対してデモンストレーションが実施された本報告書は,東海再処理工場使用済燃料受入貯蔵区域における燃料ハンドリング,移動操作とRIASの機能について記述している。
小形 佳昭; 大西 徹; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄
PNC TN8410 91-275, 125 Pages, 1991/11
東海再処理工場の使用済燃料移動プール(FTP)R0108内にある使用済燃料は,CCTVを用いた監視システムにより監視される。この監視システムは,カメラ,ランプ,VTR,タイマー,TVモニター,及び異常検出装置から成っている。それらは,連続的な無人監視のために改良された。IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストは,問題なく終了した。JD-8タスクは,最終報告書で終了する。日本とIAEA間で,第8回JASPAS合同委員会において,本監視システムを平成元年末から東海再処理工場で査察用機器として使用することが合意された。本報告書は,本監視システムの機能,IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストの結果等について述べる。
小形 佳昭; 川崎 了*
PNC TN8600 91-002, 13 Pages, 1991/04
筆者らは1991年3月18日から3月22日の間、オーストリアのウィーンのIAEA本部に於て開催されたBEFAST-2最終調整会議に出席した。本報告書は、この会議で最終的にまとめられたBEFAS-IIの成果についてその概略を述べるものである。
両角 勝文*; 伊藤 正彦*; 樫原 英千世*; 小野瀬 庄二*; 大原 清海*; 小形 佳昭
PNC TN9410 89-174, 59 Pages, 1989/02
フランスの高速原型炉フェニックス炉にて、395
620の温度範囲で、最大1.3
1023n/cm2(E
0.1MeV)まで照射された「もんじゅ」用ラッピングワイヤ試作材、49年度試作のラッパ管及びパッド材について、外観検査,寸法測定,密度測定,引張試験,金相試験等を実施した。得られた主な結果をまとめると以下の通りである。(1)容体化処理ラッピングワイヤのスエリングは、照射量1.31023n/cm2(E0.1MeV)で12.7%であり、定常スエリング期にはいっている。また、20%の冷間加工を施されたラッピングワイヤのスエリングは3.4%で、冷間加工はスエリングを抑制することが明らかとなった。(2)ラッパ管材のスエリングは、9.31022n/cm2(E0.1MeV)の照射量にても観られず、スエリングの潜伏期にある。引張強度は照射温度が500では、未照射材の強度とほぼ同じであるが、照射温度が600では未照射材に比べて低下する。(3)クロムカーバイドLC―1C,インコネル718及びステライトN-6パッド部表面硬化材は、照射によっても母材よりも剥離せず健全な状態を保っていたが、コルモノイN-6は母材より剥離していた。
谷 賢*; 小形 佳昭; 柚原 俊一*
PNC TN9410 86-138, 51 Pages, 1986/02
高速実験炉「常陽」MK-1炉心燃料集合体PPJX12の燃料被覆管(最大中性子照射量6.410E22n/cm
、E0.1MeV)を用いて、「常陽」MK-1被覆管の引張試験において見られた特異破断の原因を究明するための試験を行った。試験雰囲気の影響を調べるため、被覆管内面を窒素雰囲気とした引張試験及び急速加熱バースト試験を実施した。主な結果は以下のとおりである。(1)「常陽」MK-1被覆管の500での引張試験において、燃焼度が約25,000MWD/T以上の場合に見られた特異破断は、試料保管中及び試験中に被覆管内面が空気にさらされたことによることが明らかとなった。被覆管内面を窒素雰囲気に維持すれば、特異破断は生じない。(2)急速加熱バースト試験においても、引張試験の場合と同様、空気雰囲気の影響が認められたが、被覆管内面を窒素雰囲気とすれば、破損温度の低下は見られない。(3)以上の結果から、いわゆるFAE(fueladjacencyeffect:燃料隣接効果)は炉内における燃料ピンの使用条件下では無視できると考えられる。
浅賀 健男*; 新谷 聖法*; 松島 英哉*; 小形 佳昭
PNC TN9410 85-146, 54 Pages, 1985/11
「常陽」MK―I炉心燃料集合体(PPJD2P)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。本集合体は,「常陽」出力上昇試験から75MW第6サイクルの間,炉内装荷位置2A2で装荷位置3A3の制御棒に隣接し照射され,その平均燃焼度は35,000MWD/MTMである。本集合体の照射後試験の目的は,制御棒の隣接効果を含め本集合体の照射挙動を調べることにある。本試験から得られた主な結果を下記に示す。1.照射挙動、下記に示すような照射挙動が得られた。1)集合体外形形状の異常,ピンの破損等はなく集合体は健全であった。2)集合体は,ハンドリングヘッド部が炉心中心から遠ざかる方向に変位した湾曲挙動を示す。3)ピン寸法測定結果,外周ピンの外側への曲がりがみられた。2.制御棒隣接効果、下記に示すような事実に基づき,制御棒の隣接効果は明確にできなかった。1)集合体の曲がりは,制御棒の隣接に影響されず炉心中心と反対方向であった。2)ラッパ管及びピンによる径方向ガンマスキャンの結果,制御棒隣接面で放射線強度の落ち込みがあったが炉心方向との関係から必ずしも制御棒効果と決めがたい。3)ピン内ガス圧は,制御棒に影響されず集合体燃焼度の増加とともに高くなる傾向にある。
浅賀 健男*; 榎戸 裕二*; 長谷川 正泰; 西野入 建治*; 小形 佳昭
PNC TN9410 85-143, 91 Pages, 1985/08
「常陽」MK-II炉心第2、第3サイクルまで使用された制御棒(MCR006、MCR002)2体を受け入れ、構造体の健全性確認、照射挙動把握の観点から制御棒試験、吸収ピン試験を実施した。MCR006については中性子束ゆらぎ原因調査のための特別試験を実施した。試験結果の概要は以下の通りである。1)制御棒試験の結果、「常陽」MK-II炉心定格第3サイクルまでの所、新規に採用された流力振動防止機構部を含め制御棒外形形状、内部状況に製造時からの有意な変化は認められず、使用中健全であったことが確認された。2)吸収ピン試験の結果、ペレットスタック下部の被覆管外径及びB、Cペレットスタック長に照射によると思われる変化が認められた以外、大きな変形、破損等はなく定格第3サイクルまでの吸収ピンの健全性が確認された。またベント機構部についても構造上は何ら異常は認められなかった。3)吸収ピン被覆管に認められた外径増加はMCR002の場合で約0.2%であり、被覆管材質、照射量レベルから推定してB/4Cペレットスエリングによるペレット-被覆管相互作用(PCMI)によるものと思われる。4)制御棒保護管上部の等間隔の傷跡は制御棒流力振動による制御棒下部案内管頂部内面との衝突跡と推定される。但し傷は浅いものであり制御棒の強度に影響を及ぼすものではない。
小高 英男*; 浅賀 健男*; 小形 佳昭; 松島 英哉*
PNC TN9410 85-141, 85 Pages, 1985/07
「常陽」MK―I炉心燃料集合体(Fab.No.PPJD2S,平均燃焼度35,000MWD/MTM及びFab.No.PPJD2Y,平均燃焼度30,400MWD/MTM)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。両集合体とも「常陽」低出力試験から75MWt第6サイクルの間,照射されたものである。両集合体は,炉心半径方向に炉心位置(000)から最外列ブランケット部(8D1)までの集合体において,燃焼度,集合体の曲り,バンドルの変形等を調べることにより炉心核設計データを取得することを自的とした炉心核設計確認用集合体のうちの2体であり,PPJD2Sが2D1,PPJD―2Yが3D1に装荷されたものである。本試験から得られた主な結果を下記に示すI.集合体の健全性1)両集合体とも集合体部材の損傷,変形,変色等はなく,燃料ピンの破損,集合体内への異物の混入もなく集合体,燃料ピンは健全であった。II集合体の照射挙動1)ガンマスキャンにおいて,両集合体とも燃料ピンの上,下部ブランケット部へ137C/sの移動が確認された。2)ピンパンクチャ試験のガス圧は,PPJD2Sが最大4,500Torr.PPJD2Yが最大4,380Torr.である。この差は主に燃焼度の差によるものと思われる。ガス分析,ガス放出率の結果は,燃焼度をパラメータとした場合これまでのMK―I炉心燃料の傾向と合致している。III.炉心核設計確認用集合体(全9体)の照射挙動1)炉心燃料集合体の曲がりの照射中の曲り挙動としての方向は炉心中心向と反対方向と考えられる。これに対しブランケット燃料集合体は,有意な変化を示していない。
小高 英男*; 浅賀 健男*; 小形 佳昭
PNC TN9410 84-126, 78 Pages, 1984/10
「常陽」MK-I炉心燃料集合体(PPJX12、平均燃焼度38、9OOMWD/MTM)の集合体及び燃料要素の非破壊試験を実施した。本集合体は、「常陽」で照射された炉心燃料集合体の中では、炉心位置OOOに装荷された集合体(PPJX13、平均燃焼度40、100MWD/MTM)に次ぐ高燃焼度を有するものである。又、本集合は、水中保管における集合体部材のアルカリ腐食を主とする燃料の挙動を調べるため、意図的にナトリウム洗浄不足状態で水封管中に長期保管させておいたものである。照射燃料集合体試験室における試験の自的は高燃焼度での照射挙動に関する基礎データを取得し、高燃焼度集合体の同種データを補充するとともに、集合体部材のアルカリ水中保管による影響を調べることである。本試験から得られた主な結果を下記に示す。I集合体の健全性本集合体は、最高燃焼度集合体(PPJX13)に次ぐ高燃焼度集合体であるが、集合体部材の損傷、有害な変形、変色等もない。又、ピンの破損、集合体内の異物の混入等もなく、集合体及びピンは健全であった。II照射挙動(PPJX13との比較において)1)集合体対面間距離で有意差を超える0.19mmの増加が炉心部付近で認められた。この値は、PPJX13の0.03mmより若干低めであった。2)ピンの寸法則定では、全最、外径でR材の増加量がK材、S材に比べて大きい。この傾向は、は、PPUX13の場合と同じであった。3)ピン重量について、PPJX12は有意差を超えるピンは測定されていない。4)ピンパンクチャー試験でのガス圧は、PPJX12はPPJX13よりガス圧が低い。これは、燃焼度の差によるものと思われる。ガス分析、ガス放出率についても、MK-I炉心燃料集合体のこれまでの傾向と合致している。III部材の水中保管による影響通常の集合体より、若干、付着ナトリウム量が多いものの、集合体外観、ピン詳細外観及びパンクチャー試験が主な観察手法であるが部材の表面腐食、有害な変色、ガス圧の異常な変化等はなく、非破壊検査で見る限りその影響はないものと判断される。
吉岡 龍司; 中島 節男; 小形 佳昭; 古川 鉄利*
BEFAST-3, 1st, ,
IAEAとの研究協約(Research Agreement No.7024/CF)「使用済燃料及び貯蔵施設の構造材の長期貯蔵時の挙動」(BEFAST-III,Behavior of Spent Fuel and Storage Facility Components during Long-term Storage)に基づき、プール構造材に関する調査研究としてプール構造材の補修技術である「水中溶接技術の開発」について発表を行う。本水中溶接装置は、小型チャンバー式TIG溶接により、プール欠陥部に
100mmのパッチを全周隅肉溶接が可能か否かの検討を行った。この結果、水深15m相当下で良好な溶接が可能なことが確認できた。
吉岡 龍司; 中島 節男; 小形 佳昭; 古川 鉄利*
BEFAST-3, 1st, ,
IAEAとの研究協約(Research Agreement No.70241CF)「使用済燃料及び貯蔵施設の構造材の長期貯蔵時の挙動」(BEFAST-III,Behavior of Spent Fuel and Storage Facility Components during Long-term Storage)に基づき、BEFAST-IIより継続して実施している使用済燃料の長期貯蔵時の環境条件を評価するための運転データ(燃料受入量、プール水の放射能濃度、pH及び温度)についての報告を実施する。
大谷 吉邦; 小形 佳昭; 中島 節男; 古川 鉄利*
BEFAST-3, 2nd, ,
IAEAとの研究協約(Research Agreement No7024/CF)「使用済燃料及び貯蔵施設構造材の長期貯蔵時の挙動」(BEFACIII:Behavior of Spent Fuel and Stonage Facility Companeats during long-term Storage)に基づき、プール構造材に関する調査研究として、プール構造材の補修技術である「プールライニング用水中溶接システムの開発」について発表する。水中溶接システムは、溶接・検査装置及び溶接補修対象部分への同装置の移動、固定を行うマニプレータから成る。本報告においては、マニプレータの設計内容と機能試験について述べている。マニプレータは、位置調整テーブル、多段マスト及び溶接装置保持部から構成されている。水中10mでの機能確認試験を行い、X-Y方向の移動、多段マストの伸縮、首振り・施回性能、ライニン
大谷 吉邦; 小形 佳昭; 中島 節男; 古川 鉄利*
BEFAST-3, 2nd, ,
IAEAとの研究協約(Research Agreement No7024/CF)「使用済燃料及び貯蔵施設構造材の長期貯蔵時の挙動」(BEFASTIII:Behavior of Spent Fuel and Storage Componeuts during long-term Stovage)に基づき、東海再処理工場燃料貯蔵プールの運転データについて報告する。運転データとしては、水中放射性物質濃度の年度毎の推移、プール水温度及びPH値である。尚、本データは従来より、BEFAST会合にて報告してきている。
