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永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである
古田土 和雄; 江沼 誠仁; 川崎 猛; 野上 嘉能; 金子 一徳; 木村 真則*; 安森 友和*
JAEA-Research 2013-017, 45 Pages, 2014/02
JAEA-Research-2013-017.pdf:3.98MB
核燃料施設におけるグローブボックス用グローブには、素材としてクロロスルフォン化ポリエチレン系合成ゴム(以下、CSMゴムという)が多く用いられている。CSMゴムは、主鎖に2重結合を有しない構造であることから、耐放射線性の観点で優れた素材であるが、直接
線が接触する環境では、劣化の進行が速くなる。プルトニウム燃料製造施設では、グローブボックスにおいてプルトニウム粉末を直接取り扱うことから、グローブの劣化は、主として、グローブ表面に付着したプルトニウム粉末からの線により生じることになる。そのため、グローブ表面へのプルトニウム粉末の付着を減少させることにより、グローブの劣化の進行を遅らせることができる。そこで、グローブ表面の静電気の発生を抑える導電性グローブを開発・試験し、従来のグローブと比較して、粉末が付着しづらいことを確認した。
村上 龍敏; 鈴木 紀一; 畑中 延浩; 塙 幸雄; 篠崎 雄; 村上 真一; 飛田 良正; 川崎 猛; 小林 良仁; 飯村 直人; et al.
JAEA-Technology 2008-017, 97 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-017.pdf:2.76MB
「もんじゅ」用低密度MOX燃料ペレットについては、平成7年度に実施した「もんじゅ」一次取替燃料の製造以降、約9年間製造されていない。この間、プルトニウム燃料第三開発室の主要工程設備の約6割が新設又は更新されるとともに、原料である混合転換粉のAm-241の蓄積が進み、発熱量が増加している。さらに、原料の一つである乾式回収粉末についても、設備の更新によりその粉末特性が大きく変化している。以上を踏まえ、次期「もんじゅ」用低密度MOX燃料ペレット製造を円滑に実施するため、平成16年10月から平成18年8月の間、従来に比べAm-241が蓄積した原料及び粉末特性の大きく変化した乾式回収粉を用いて、低密度MOXペレットの製造条件確認試験を実施した。本報告は、この試験結果をまとめたものである。試験の結果、従来に比べAm-241が蓄積した原料を用いても、製造条件を適切に管理することにより、一次取替燃料製造時と同程度の収率で低密度MOX燃料ペレットが製造可能であることを確認した。
加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10
被引用回数：17 パーセンタイル：74.85(Nuclear Science & Technology)ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。
辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05
被引用回数：57 パーセンタイル：83.02(Physics, Fluids & Plasmas)ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。
濱田 一弥; 加藤 崇; 河野 勝己; 本田 忠明*; 種田 雅信*; 関口 修一*; 今橋 浩一*; 大都 起一*; 田尻 二三男*; 大内 猛*; et al.
低温工学, 33(7), p.467 - 472, 1998/00
SEMSモデル・コイルは、強制冷凍型導体を使用した4層ダブルパンケーキのコイルで、全質量は4.5トンである。ITER CSモデルコイル用に開発された冷凍機を用いて、コイルに過大な熱歪みを加えぬよう感度制御しながら初期冷凍を行い、目標である10日以内に初期冷凍を終了した。熱負荷を測定したところ、7.5Wであり、設計値と比較して同程度であった。
木村 英隆; 菅谷 全*; 加藤 猛彦*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 和田 雄作
PNC TN9450 91-003, 28 Pages, 1991/03
高速炉構造用SUS316の高温強度特性やNa環境効果および中性子線照射効果等の試験が進展している。この結果,本鋼は優れた各種特性を有することが確認されてきており現在実証炉以降の炉容器,配管,中間熱交換器等の構造材料として採用される方向で作業が進んでいる。今後,本鋼を採用したプラントの検討や実際の設計では,本鋼のクリープ破断式とクリープひずみ式,および材料の損傷等を見積もるのに用いる材料評価法が必要となる。現在これらの特性式や評価法の策定に関して検討が行われており,暫定基準が策定されてきている。本報告では,今後必要となる本鋼の特性式や評価法の再検討・再策定に資するように,昨年クリープ破断式とクリープひずみ式の暫定基準策定に用いたクリープ破断データと,現在までに入手できた高温疲労およびクリープ疲労試験データをまとめた。
丸石 芳宏*; 近藤 勲*; 川崎 猛*
PNC TN8410 89-014, 89 Pages, 1989/02
廃液処理装置の開発のため,廃液処理方法の簡略化,装置の性能,除染効率等について,凍結真空乾燥法の有効性を確認するため,凍結真空乾燥試験装置を用いて試験を行う。 硝酸溶液を用いて,冷却温度,硝酸濃度,処理量,熱媒体加温温度等をパラメータとし,物性特性,乾燥速度等について,コールド試験を実施する。 本報告は,転換技術開発施設において,昭和60年8月に製作した凍結真空乾燥装置を用いて,物性特性,乾燥速度等の有効性について,別途報告した「プルトニウム転換技術開発施設,廃液処理技術開発ー凍結真空乾燥装置の開発1)」(PNCSN841086-37)に引き続き,コールド試験を実施した結果,凍結真空乾燥法は,昇華・乾燥法を用いているところから,蒸気分圧に左右される。このことから,運転条件によって物性特性,乾燥速度等への影響が確認できた。 コールド試験結果から,運転条件を確立して行くことによって,凍結真空乾燥法は廃液処理技術として,適用できることが確認できた。今後は,実規模装置に向けて,Hot試験等を実施してデータの蓄積を行っていく予定である。
小原 建治郎; 川崎 幸三; 平塚 一; 黒田 猛*; 太田 和也*; 三代 康彦; 大久保 実; 太田 充
JAERI-M 88-117, 77 Pages, 1988/07
1987年2月に完成したJT-60用その場コーティング装置は、JT-60第1壁上の損耗した炭化チタン膜を、その場、即ちJT-60真空容器内で補修することも主目的とする他、チタンフラッシュ機能、及び観察機能をあわせ持つ。装置は、4軸を有するマニプレータを主体に構成され、高温(~300
C)、高真空(~10
Pa)下で運転される。真空中で物体を駆動する例は、半導体製造工程や、宇宙用機器にも見られるが、その場装置のように、高温、高真空下で駆動する例は他では見られない。本報告では、装置の概要について述べるとともに、本装置を使用して実施したチタンフラッシュの結果についても簡単に述べる。
平塚 一; 川崎 幸三; 三代 康彦; 黒田 猛*; 太田 和也*; 清水 正亜; 浅原 政治*; 小西 一正*
JAERI-M 88-009, 26 Pages, 1988/02
JT-60では、バイモルフ型圧電素子弁(PEV)が使用されている。PEVは、素子やシートゴムの経年変化によるシートリーク、ガス注入量の増減等の欠点がある。そのため、定期的に流量較正試験をおこなう必要がある。そこで、シートリークの発生防止、注入量精度の向上、流量較正試験の時短等を目的として発生力の大きい積層型圧電素子を用いたリフトタイプと、てこタイプの積層型圧電素子弁を開発した。
川崎 幸三; 平塚 一; 三代 康彦; 黒田 猛*; 太田 和也*; 前野 勝樹; 大久保 実
JAERI-M 87-183, 16 Pages, 1987/11
メタングロー放電装置は、放電ガスにメタンと水素の混合ガスを用いたグロー放電によって発表面のカーボナイゼーション及びグラファイト表面の洗浄を目的に昭和62年1月その建設を行なったものである。
太田 充; 阿部 哲也; 秋野 昇; 安東 俊郎; 新井 貴; 人見 信征*; 平塚 一; 堀江 知義; 細金 延幸; 飯島 勉; et al.
Fusion Engineering and Design, 5, p.27 - 46, 1987/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.66(Nuclear Science & Technology)本稿は、1973年の概念設計から1985年の完成までのJT-60本体の設計と建設を述べたものである。
古田土 和雄; 江沼 誠仁; 川崎 猛; 野上 嘉能; 金子 一徳; 吉澤 康介*; 安森 友和*
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核燃料施設におけるグローブボックス用グローブには、素材としてクロロスルフォン化ポリエチレン系合成ゴム(以下、CSMゴムという)が多く用いられている。CSMゴムは、主鎖に2重結合を有しない構造であることから、耐放射線性の観点で優れた素材であるが、直接線が接触する環境では、劣化の進行が速くなる。プルトニウム燃料製造施設では、グローブボックスにおいてプルトニウム粉末を直接取り扱うことから、グローブの劣化は、主として、グローブ表面に付着したプルトニウム粉末からの線により生じることになる。そのため、グローブ表面へのプルトニウム粉末の付着を減少させることにより、グローブの劣化の進行を遅らせることができる。そこで、グローブ表面の静電気の発生を抑える導電性グローブを開発・試験し、従来のグローブと比較して、粉末が付着しづらいことを確認した。
吉田 将冬; 周治 愛之; 川崎 猛; 木村 泰久; 平野 宏志
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【課題】汚染雰囲気に曝される物を最小限に抑えて、汚染雰囲気に対して物品を安全に搬出入可能な物品搬出入システムを提供する。 【解決手段】物品搬出入システムは、汚染雰囲気を囲って非汚染雰囲気から隔離すると共に、汚染雰囲気及び非汚染雰囲気を連通させる開口が形成されたポートを有する建屋と、物品が載置される載置部、及び把持可能な把持部を有する載置台と、可撓性を有する材料で構成されており、開放された両端部のうち、一方側端部が前記開口を囲むようにポートに接続され、他方側端部が載置部を囲むように載置台に接続される筒状部材と、筒状部材から露出した把持部を把持して、ポートを通じて載置台を建屋に搬入し、さらに建屋から搬出する搬出入装置と、載置台が建屋から搬出された後に、ポートと載置台との間で筒状部材をシールするシール装置とを備えることを特徴とする。
