核燃料再処理施設におけるグローブボックス用グローブの物性調査; 定期交換したグローブの物性と使用可能年数の推測

山本 昌彦; 西田 直樹; 小林 大輔; 根本 良*; 林 宏幸*; 北尾 貴彦; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2023-004, 30 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-004.pdf:1.94MB

日本原子力研究開発機構の東海再処理施設において核燃料物質の取り扱いに使用するグローブボックス用グローブ(以下、「グローブ」という。)は、内部規則にて使用期限が定められており、グローブボックスに取り付け後、異常の有無に係わらず最長4年で交換している。一方、グローブの材質は合成ゴムであることから、使用環境(使用頻度、薬品、放射線量等)によってその劣化度合は異なる。そこで、本件では使用環境毎にグローブを分類し、その物性値を測定すること等により、グローブの劣化状況に応じた使用可能年数の技術的評価手法を確立するとともに、グローブの使用可能な年数を推測した。外観上の異常もなく定期交換したグローブについて、測定した物性値は、新品のグローブの納品時に確認している受入基準値を満足し、新品のグローブと同等の物理的特性を有していることが分かった。このため、使用期限を迎えたこれらグローブは、新品のグローブの最長使用年数である4年を追加した合計8年間の使用が可能であると考えられた。また、グローブの物性値と使用年数をプロットして外挿線を作成した結果、使用年数8年における物性値は、過去にグローブの破損等が報告されている物性値よりも安全側の値を示し、非管理区域の倉庫にて8年及び23年間保管した長期保管グローブの物性値と有意な差は見られなかった。これらより、東海再処理施設におけるグローブの最長使用年数は8年と設定した。なお、グローブの点検頻度、項目は従来の実施内容から変更せず、異常が確認されれば使用年数に関係なく速やかに交換される管理であることから、使用年数を8年に延長した場合でもグローブ使用に伴う安全性の低下(リスクの上昇)は生じない。また、使用年数の延長に伴い、グローブの購入費、グローブ交換等の作業労力、廃棄物発生量を従来よりもそれぞれ約4割低減させることができ、定期のグローブ交換に伴う汚染発生のリスク、作業者の被ばくのリスクも低減され、グローブ管理の効率化・合理化が図られた。

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 友貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

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。

Nuclear heat supply fluctuation test by non-nuclear heating using HTTR

高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。

樹脂溶液の硬化による体積線源の製造方法の開発

本木 良蔵; 根本 正弘*

JAERI-Tech 2002-030, 46 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-030.pdf:3.17MB

Ge半導体検出器による水や土壌など、環境試料等の放射能の測定には寒天製やアルミナ粉末製の規準線源である体積線源が市販されている。この両体積線源の容器はプラスチック製であり、容器が破損した場合、放射能汚染を生じ、測定値に誤差を生じさせる。そこで不飽和ポリエステル樹脂やビニルエステル樹脂とこれの硬化剤を用い、RI溶液を硬化させる方法、並びにRIを吸着させたアルミナ粉末を固化する方法を開発した。この方法による体積線源は堅牢であり、長期的な健全性や安全性を保証できるものである。また、本方法により製造した水試料用の体積線源は均一性に優れたものである。

JT-60真空容器壁の建設段階の清浄化処理

山本 正弘; 中村 博雄; 清水 正亜; 荻原 徳男; 新井 貴; 高津 英幸; 能代谷 彰二*; 大都 和良*; 原 泰博*; 森田 隆昌*; et al.

真空, 29(4), p.187 - 193, 1986/00

https://doi.org/10.3131/jvsj.29.187

JT-60真空容器内壁の、工場製作から現地据付けまでの清浄化処理について報告する。内容は、1章に概要、2章にJT-60の構造の概要、3章に真空容器壁の清浄化処理方法、4章に清浄化処理後の真空性能についてまとめを述べたものである。

ショートプロセス技術開発の粉末流動性改良について

向 泰宣; 加藤 良幸; 木村 雄一*; 根本 良*

no journal, , 

ショートプロセス技術開発のうち、粉末流動性改良技術について転動造粒法によるMOX粉末試験を実施した。試験には3種類の状態(焙焼還元粉末,前熱処理済脱硝粉末,脱硝粉末)のMOX粉末を使用した。この結果、水分添加率の設定がクリティカルであること,脱硝粉末では残留硝酸率が水分添加率に影響を与えるなどの課題はあるものの、MOX粉末の粉末流動性を改良できることを確認した。

MOX燃料製造簡素化プロセス(ショートプロセス)における基礎試験の成果,2; 粉末流動性確認試験

加藤 良幸; 吉元 勝起; 木村 雄一*; 根本 良*

no journal, , 

ショートプロセスは、実用化戦略調査研究(以下、FS)フェーズ2の評価において主概念に選定された簡素化ペレット法燃料製造の主要技術である。本報告では、3種類の流動性改良手法を検討した粉末流動性改良試験、並びに流動性指標の検討や簡便な流動性評価手法の検討を行った粉末流動性評価の成果について報告する。

JT-60U中性粒子入射装置の解体・改造手順

藻垣 和彦; 花田 磨砂也; 河合 視己人; 椛澤 稔; 秋野 昇; 小又 将夫; 薄井 勝富; 大麻 和美; 菊池 勝美; 清水 達夫; et al.

no journal, , 

JT-60Uの次期装置である超電導コイル核融合装置(JT-60SA)において、既存のNBI加熱装置は再使用される。このため、同装置は解体撤去された後、長期保管される。同装置を含むJT-60U装置は平成22年度より本格的に解体撤去されるが、本体室からの物品の搬出ルートの確保を目的に、平成21年11月平成22年1月中にかけて、搬出ルートの中央にある負イオンNBI用高電位テーブル(HVT)を撤去する。撤去対象となるHVTは負イオン源へ電力を供給する電源盤を収納するものであり、4階構造の超大型構造体である。HVTは2-4階の電源収納筐体とその筐体を大地から絶縁し支持する絶縁柱で構成されている。HVTの大きさは長さ13.1m,幅5.6m,高さ10mであり、電源を含めた総重量は約150トンである。コスト削減や工期短縮のために、ソース電源収納用筐体と絶縁柱を含む支持筐体に2分割し、撤去する。HVT内部の電源を含めた収納用筐体の重量は130トンであり、一括撤去のために筐体の構造材であるH鋼を補強するとともに、吊り金具を8か所溶接した。その後、吊り位置を自由に変えることが可能な天秤を用いて仮吊りすることによって、収納用筐体と支持筐体を分割した。分割作業期間中はHVTの転倒防止のため、分割した箇所を専用の仮受け架台で支持しながら作業を進めた。すべての連結ボルトを取り外した後、仮受け架台を外し、除染後に別の建屋に運び出し、残った1階の支持筐体を撤去する。本稿では、超大型構造体であるHVTの放射線管理区域からの搬出について報告する。

オーステナイト系ステンレス鋼の応力腐食割れ感受性に関する微視的組織の電磁非破壊評価

内一 哲哉*; 及川 諒太*; 高木 敏行*; 浦山 良一*; 根本 義之; 高屋 茂; 欅田 理*

no journal, , 

This paper discusses the feasibility of nondestructive evaluation of micro-structure related to susceptibility to stress corrosion cracking in austenitic stainless steels. For the purpose, tensile tests at elevated temperatures were conducted using model alloys simulating radiation-induced segregation (RIS), and magnetization curves of the tensile test specimens were measured by vibrating sample magnetometer (VSM). Microstructure of magnetization of the tensile test specimens was observed by magnetic force microscopy (MFM). The mechanism of magnetization change was discussed through these observations. Finally, non-linear eddy current method was carried out for the tensile test specimens. It is shown that the 3rd higher harmonic ratio of the pick-up signal is related to the targeted nominal strain.