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廃棄物中の非破壊計量技術の開発黒澤 誠; 大内 正市*; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸
JAERI-Tech 2002-036, 24 Pages, 2002/03
大洗研究所燃料研究棟では、廃棄物中におけるプルトニウムの計量のために、パッシブ
線測定法を採用してきた。近年、ネプツニウムを使用した研究の進展により、プルトニウムとネプツニウムが混在する廃棄物が発生するようになり、パッシブ線測定法では、
Puから放出される線と
Npの娘核種である
Paから放出される線のエネルギーが近似するために、プルトニウムの計量に困難を生じ、計量方法についての検討が必要となった。本試験では、廃棄物非破壊計量試験装置を使用した場合の混在核種による複合スペクトルについて、差引法及び分割法の解析方法を用いてプルトニウムの比較計量を行った。その結果、差引法では廃棄物中のプルトニウム量が100mg以上の場合、約10
15%の誤差となり、また、10mg以下でかつ、プルトニウムとネプツニウムの混在比が1以下の場合、約50%以上の誤差になることがわかった。一方、分割法では100mg以上の場合、約数%15%の誤差となり、また、10mg以下の場合、混在比の変化にかかわらず、約3050%の誤差になることがわかった。以上のことから、アルファ廃棄物中のプルトニウムの計量には、分割法が優れていることがわかり、実廃棄物について応用している。
大内 正市*; 黒澤 誠; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸
JAERI-Tech 2002-026, 35 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-026.pdf:2.32MB
日本原子力研究所大洗研究所の燃料研究棟108号室(分析室)に設置されているウラン・プルトニウム分析試料の秤量等を行うグローブボックス801-W及び電位差滴定法によりウラン・プルトニウムの定量を行うグローブボックス802-Wの2台は、設置後25年以上経過しており老朽化が著しいため、解体撤去を実施して更新することとした。本報告書は一連のグローブボックス解体撤去作業における技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。
木村 仁宣; 明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 14 Pages, 2002/00
再処理特別研究棟(JRTF)に設置されている大型槽類を解体するため、洗浄,切断及び回収等の複数の機能を備えた大型槽類遠隔解体装置を製作した。本装置は、5軸の移動機構によって動作する。また、装置の運転は遠隔操作によって行われる。本装置の解体実地試験への適用性を検証することを目的に模擬槽を用いてモックアップ試験を実施した。この試験において槽内の洗浄,配管及び槽本体の切断,切断片の回収等の性能を確認し、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得ることができた。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-025.pdf:4.73MB
再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03
再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。
岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹; 三森 武男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00
再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。
棚瀬 正和; 黒沢 清行; 藤江 誠; 須貝 宏行; 岡根 章五; 加藤 岑生
Fusion Technology, 14, p.1090 - 1095, 1988/09
実用的なラジオガスクロマトグラフ装置を製作した後考えうる化学的不純物や水素ガス(H
,HT,T)の検量線をとり、トリチウム製造で得たトリチウムガスを検定した。水素ガスの検量線から熱伝導度検出器の精感度はH
HTTの順であることがわかった。トリチウム製造のある過程で得られたトリチウムガスの化学的および同位体純度はそれぞれ、98.5%、95.6%であった。
Li-Al alloy棚瀬 正和; 加藤 岑生; 黒沢 清行; 本石 章司; 岡根 章五; 須貝 宏行; 藤江 誠; 小野間 克行; 山林 尚道
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.198 - 203, 1988/02
改良したトリチウム分離捕集試験装置で、中性子照射したLi-Al合金ターゲットから1000Ci規模の製造試験を実施した。抽出、精製、回収工程で得られたトリチウムガスは、回収率約100%、化学的純度99%以上、同位体純度約95%と以前に報告した100Ciレベルでの結果を上回った。また、この試験中、設備外へのトリチウムの移行は、全く見られず、トリチウムの安全取扱い技術面でも向上した。
岡根 章五; 加藤 久; 反田 孝美; 大杉 稔; 鈴木 恭平; 伊藤 康博; 介川 達
JAERI-M 8752, 43 Pages, 1980/03
製造部では昭和52年5月から昭和54年1月の約2年間にわたり、改正された「放射性同位元素等車両運搬規則」に従ってB(M)型輸送容器の製作および整備を実施した。輸送容器は、引出型線源収納容器用(鉛厚15cm)と円筒型線源収納容器用(鉛厚15cmと8cm)の2種類に分類される。また、B型適用核種としては
Ir(6540Ci)と
P(188Ci)がある。輸送物の全重量は、引出型用で1800kgあり、円筒型用のうち鉛厚15cmのものは1500kgで8cmのものは840kgである。これらを使っての実証試験結果および理論解析結果から、改正された規則に適合し十分安全性をもっていることを確認した。同時に製作したA型輸送容器に関しても簡単に附記した。
一色 正彦; 宮内 武次郎; 笹島 文雄; 飛田 敏雄; 岡根 章五
JAERI-M 8539, 37 Pages, 1979/11
JRR-2における硫黄ターゲットの照射は、VT-1孔および円筒燃料内両照射孔を使用し昭和38年からこれ迄17年間に亘って実施されてきた。2年間の予備照射試験を経て、本格的な実用照射は昭和41年にVT-1孔で開始された。その後円筒燃料内照射装置およびキャプセルの開発と改良によってP製品の定常的な製造頒布体制を確立することができ、これまでにJRR-2で照射したキャプセル総数は434本、硫黄ターゲット重量にして約16kgに達する。本報告書は、これら硫黄照射の実績を中心として、主に照射キャプセルの開発の推移についてまとめたものである。さらに、最近測温型キャプセルを用い孔中性子束6B照射孔で行った高比放射能P製品の開発のための試験照射についても結果の概要を併せて記述した。
岡根 章五; 立川 克浩
JAERI-M 8084, 45 Pages, 1979/02
日本原子力研究所アイソト-プ事業部製造部では、昭和52年10月に改正された放射性物質等車両運搬規則に従い、B(M)型、L型およびA型輸送物の安全性試験を実施した。本報告はその結果をまとめたものである。B(M)型輸送物の構成は、円筒形の積層板、アルミニウムハニカム吸収体および内枠に固定された引出型15cm厚鉛容器からなる。重量は1841kgで、照射したIr6540CiとP188Ciを輸送するために使われる。この輸送物で事故試験項目の9m落下と1mピン上落下および耐火試験を行った。落下試験での最大衝撃力は9m落下と1mピン上落下では2590Gと735Gであった。また、耐火試験では鉛容器表面の温度は19.1
Cの上昇であった。これらの一連の試験は1個の試験体で実施した。L型とA型輸送物の12.2mからの落下試験では模疑の溶液を入れたバイアルは何ら影響を受けなかった。
Mo製造施設の換気設備; 放射性ヨウ素の挙動と活性炭フィルタの除去性能出雲 三四六; 岡根 章五; 反田 孝美; 青山 三郎
JAERI-M 7619, 40 Pages, 1978/04
Uの核分裂生成物よりMoを分離、製造する際には大量の放射性ヨウ素を取扱う。このうち排気系に漏洩するヨウ素を除去する目的で、排気設備に活性炭フィルタ(KI
添着炭、2インチ層厚)を設置し、その除去効率と経時変化を連続15ケ月間調べた。またヨウ素のMo製造装置からの漏洩量、性状、漏洩の時間変化およびスタックからの放出量をMo製造ごとに観察し、その安全性を調べた。その結果、装置からR排気系へ漏洩するヨウ素量は取扱量に対し約10
%、フィルタの除去率は平均98%以上、環境へ放出されるヨウ素は取扱量に対し、約10%、製造ごとのスタックからの放出量は平均2
Ci以下であった。排気系へ漏洩したヨウ素の性状は、無機ヨウ素95%、浮遊性ヨウ素はそれぞれから5%以下であった。また活性炭フィルタから活性炭微粉末が脱離する現象を観測したが、これによるヨウ素除去効率の顕著な低下は認められなかった。
山林 尚道; 四方 英治; 正木 典夫; 岡根 章五
日本原子力学会誌, 16(5), p.276 - 281, 1974/05
原子炉内照射中、放射性気体を発生したり、蒸気圧が高くなる物質を安全に照射するために、冷却圧接法(cold weld)による原子炉照射用気密・耐圧アルミニウム製試料容器を数種製作した。これらの容器について、容器材質やダイスの構造を検討するとともに、冷間圧接後の気密性と耐圧強度を、室温・高温下・落下衝撃後・原子炉照射後などの条件下で試験した。その結果、気密性は高温下以外いずれの条件下でも十分信頼性が高く、製作した容器の95%以上はヘリウム漏洩試験法で検出限界(1
10
atm・cc/sec)以下であった。耐内圧強度実験値はラップ圧接型容器では、容器蓋板の強度を求める計算式と、引抜圧接型容器では円筒の破壊圧力を求める計算式と、室温から300C以上にわたって良く一致した。
