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水越 保貴; 櫛田 尚也
Proceedings of 47th Annual Meeting of the Working Group "Hot Laboratories and Remote Handling" (HOTLAB 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/09
照射燃料集合体試験施設は、高速増殖炉の高性能燃料の開発を目的として、原子炉で照射された燃料要素のさまざまな研究をするための核燃料物質使用施設(以下、使用施設)である。使用施設では、非密封のプルトニウムやウランなどの核燃料物質の漏えいや作業員の放射線障害を防止するために、放射線の遮蔽,密封,負圧保持といった閉じ込め機能を有する気密型ホットセルやグローブボックスを設置し、その中で核燃料物質を取り扱う。原子炉で照射された燃料要素(ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料等)の破壊試験を実施するため、
核種を取り扱う気密型ホットセル(ホットセル)を有している。このホットセルでは、セル内の負圧を保持するために使用している機器などの補修は、核燃料物質の漏えいを防止し、作業員の被ばく低減に考慮しながら行う必要がある。本報では、FMFで確立したホットセルの核燃料物質の閉じ込め機能を維持(ホットセルを運転)した状態で負圧を調整する排気弁を更新する方法について報告する。
雰囲気セル(金相セル)運転下での排気自動制御弁更新手法の考案水越 保貴; 櫛田 尚也
JAEA-Technology 2010-011, 16 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-011.pdf:1.21MB
金相セルでは原子炉で照射した燃料ピンの切断,研磨及び機器分析等の照射後試験を長年実施しており、セル内部は放射性核種を含む核燃料物質等の放射性物質により高いレベルで汚染されている。このような雰囲気セルは法令上及び安全上から常に負圧を維持する必要があるため、排気自動制御弁などのセル空調機器を更新する際は、常時負圧を維持した状態での作業、もしくはセル内の放射性物質を除染した後での作業が要求される。金相セルの排気自動制御弁を更新する方法としては、設計当初セル内の放射性物質を除染した後、セルの排気運転を停止し排気制御弁を更新する方法としていたが、本方法のデメリットとして整備期間が1年間以上にわたるうえ、核燃料物質使用変更許可申請の手続き等膨大な労力が必要である。当該セルには燃料挙動解析用の分析機器が配備され外部からの試験ニーズも非常に高く、1年間以上もセルの使用ができないことは多方面への影響も大きくなる。したがって、今回セルとして負圧維持を常時行いながら排気制御弁を更新する方法を考案し実施した。これにより、放射性廃棄物の削減,セルの使用停止期間の短縮,排気制御弁更新にかかわる経費の大幅節減を達成した。
坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 勝山 幸三; 永峯 剛
Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/09
日本原子力研究開発機構の照射燃料集合体試験施設(Fuels Monitoring Facility:以下「FMF」)は、高速実験炉「常陽」など高速炉で照射したプルトニウム含有燃料集合体の照射後試験を行うための施設として1978年にホットインした。FMFは、使用済燃料を集合体単位で取扱うために、高い遮へい性能のあるホットセルを有するだけでなく、大型のホットセル(試験セル)を設置している。そして、この試験セル内は、集合体や燃料ピンの解体時に試験試料の酸化等の影響をなくすため、常時、窒素ガス雰囲気になっていることが特徴である。一方、試験セル内に設置されている機器は、経年劣化に加えて高放射線による劣化が著しいため、性能を維持するためには定期的なメンテナンスが必要である。しかし、被ばくの観点から作業員がセル内で作業することは困難であるため、セル外から遠隔でメンテナンスできるように設計されている。本報では、セル内クレーン設備を中心としたFMFの遠隔保守技術の有効性と、この約30年間に渡る遠隔保守の実績について報告する。
坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 中村 保雄; 助川 清志*
日本保全学会第5回学術講演会要旨集, p.226 - 230, 2008/07
宇宙開発分野,海洋技術開発分野などでは、作業環境の特殊性から、遠隔操作技術や遠隔保守技術の開発が不可欠となっている。放射性物質を取扱う施設(ホットラボ)においても、高放射線,封じ込め等特有な環境の中での作業となることから、遠隔保守技術の開発は極めて重要である。特に高速炉で使用したプルトニウムを含有した燃料(集合体)を取扱う施設では、放射線を遮へいしつつ、密封性を確保した大型のセルを配置する必要がある。この大型セルでは、鉛ガラス窓を介したマニプレータによる遠隔操作によりさまざまな試験を実施している。さらにセル内には、試験機のほか、重量物の移送を行うインセルクレーン,試験機などの機器の操作や保守を行うためのパワーマニプレータが備え付けられており、これらの設備においても故障等を想定した遠隔保守技術が取り入れられている。本報では、インセルクレーン,パワーマニプレータを中心とした大型ホットラボにおける遠隔保守技術の概要,操業開始から30年間に渡る運転保守管理の実績に基づく保全方法の確立について述べる。
井上 賢紀; 山本 一也; 櫛田 尚也; 浅賀 健男; 関根 隆; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Materials, 323(1), p.108 - 122, 2002/00
被引用回数：10 パーセンタイル：56.43(Materials Science, Multidisciplinary)「常陽」B5D-2試験の燃料ピン製作・照射・照射後試験を総括した後,試験目的である溶融限界線出力の判定結果を紹介する。判定作業に先立ち,判定基準選定根拠となる燃料ペレット中心溶融挙動について、凝固組織の金属組織学的特長と溶融燃料の軸方向移動の影響を実験的に明らかにした。燃料組織形態の分類を行って燃料溶融開始位置を精度良く判定し,溶融限界線出力を導出した。溶融限界線出力に及ぼす燃料ペレット仕様と照射挙動の影響を考察した結果,燃料ペレットのクラッキング・リロケーション挙動の影響が大きいことを明らかにした。
山本 一也; 櫛田 尚也
サイクル機構技報, (11), p.105 - 117, 2001/06
燃料溶融限界線出力評価に資するために、「常陽」における燃料溶融限界線出力試験(PTM:Power-To-Melt試験)に供せられた試験体B5D-2の照射後燃料の試験方法を確立した。また、その試験結果から炉内で燃料溶融が発生する線出力値(PTM値)の評価を行った。本研究において、線出力ピ-ク部位における最大燃料溶融割合は10.7%で、本PTM試験の目標最大燃料溶融割合20%の約半分であったこと、PTM試験評価において決め手となる燃料溶融境界の判定は、金相組織観察に加えてPu濃度の分布を組み合わせることが非常に有効であることを示した。また、PTM値に与える燃料ペレット密度の効果は過去の報告よりも大きいことが示唆されたが、燃料ペレット-被覆管ギャップやO/M比の依存性は明確には認められなかった。
近藤 等士; 櫛田 尚也; 滑川 卓志; 青木 法和; 宮崎 仁; 谷本 健一
JNC TN9410 2001-006, 43 Pages, 2000/12
JNC-TN9410-2001-006.pdf:1.49MB
国で検討されているRI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル策定作業に資するために、現存施設解体時の廃棄物量(材質による区分、放射能レベルによる区分)の試算とそのクリアランスレベル物量の評価を行った。評価は、燃料材料試験施設(3施設)及び固体廃棄物前処理施設の4施設を対象として実施した。解体廃棄物量の試算及び評価結果は以下のとおりである。(1)燃料集合体試験施設(FMF)で発生する廃棄物量は約71,500t(コンクリートは約67, 500t、金属は約3,600t、その他は約300t)である。(2)照射燃料試験施設(AGF)で発生する廃棄物量は約14,200t(コンクリートは約13,300t、金属は約600t、その他は約200t)である。(3)照射材料試験施設(MMF)で発生する廃棄物量は約18,000t(コンクリートは約17,100t、金属は約700t、その他は約100t)である。(4)固体廃棄物前処理施設(WDF)で発生する廃棄物量は約28,600t(コンクリートは約27,900t、金属は約700t、その他は約20t)である。(5)評価の結果、各施設とも上記廃棄物のうちコンクリート廃棄物の全てと金属廃棄物の70%以上がクリアランスレベル以下の廃棄物となる。(6)クリアランスレベルが適用された揚合には、クリアランスレベル以下の廃棄物を放射性廃棄物から除外することにより、施設解体時における放射性廃棄物の発生量を大幅に低減できる。
山本 一也; 櫛田 尚也; 小泉 敦裕
JNC TN9400 2000-029, 87 Pages, 1999/11
JNC-TN9400-2000-029.pdf:5.11MB
「常陽」における燃料溶融限界線出力試験(PTM: Power-To-Melt試験)であるPTM-2試験に供せられた試験体B5D-2の試験燃料ピン24本について、燃料溶融限界線出力評価に資するために照射後燃料の試験方法を確立し、その試験結果の妥当性評価を実施した。本研究により、以下の結果が得られた。・試験によって確認されたB5D-2の線出力ピーク部位における最大燃料溶融割合は10.7%で、「常陽」PTM試験の最大燃料溶融割合制限値20%の約半分であった。線出力ピーク部位以外の部位において最大の燃料溶融割合が認められ、11.8%に達していたが、これは溶融燃料が移動し、二次溶融が発生したものと考えられる。・PTM試験評価において決め手となる燃料溶融境界の判定は、基本的に金相組織観察によって可能であるが、金相組織だけでは判別の困難なケースでは、X線マイクロアナライザーによるPu分布分析を組合せて評価することが非常に有効である。・燃料溶融境界における線出力値に与える燃料ペレット密度の効果は過去の報告よりも大きいことが示唆されたが、燃料ペレット-被覆管ギャップやO/M比の依存性については明確には認められなかった。さらに、被覆管内面温度の影響やタグガスの影響についても本試験では認められなかった。
三次 岳志; 櫛田 尚也; 菊池 圭一
Proceedings of International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, p.54 - 61, 1997/00
熱中性子炉で使用される高燃焼度MOX燃料の照射挙動を把握するため、3体のMOX燃料集合体をふげんにおいてわが国のMOX燃料照射としては最高レベルの最高33.1GWd/tまで照射し、そのうち2体について、照射後試験を実施した。得られた試験結果から主として高燃焼度燃料特有のふるまい、UO2燃料とMOX燃料との違い、及び設計手法の妥当性について検討した結果、1)動燃が製造したMOX燃料のFPガスの放出率は軽水炉のUO2燃料と差がないこと、2)MOX燃料では高燃焼度でHeの放出が有意であること、3)燃料ペレット最外周及び高Pu濃度部では、高燃焼度の軽水炉燃料に特有のいわゆるリム構造に類似した組織が生じたこと、4)その他の挙動ではUO2燃料とMOX燃料の挙動に有意な差は認められないこと、等を見いだした。またこれらのMOX燃料の挙動に関し、ATR燃料設計コ-ドATFUELは妥当な予測値を算出することを確認した。
櫛田 尚也; 前田 宏治; 中江 延男
Technical Committee Meeting on Reacent Development on Post-Irradiation Examination Technigues for Wa, 0 Pages, 1994/00
照射済み燃料中に含まれるU,Pu,Ndの同位体組織をIMA(イオンマイクロアナライザー)を用いて直接測定することにより燃料の燃焼度を測定する手法を開発した。この方法は、従来の同位体希釈法による燃焼度測定に比べ、照射燃料を酸に融解した後様々な化学処理が必要ないため、測定に要する時間は1/10程度に短縮化され、また、作業者の放射線被曝量も無視できる量となったさらに、重要な点は、本法は微小領域の燃焼度測定が可能であるため、従来法では容易でなかったペレット半径方向の燃焼度分布を容易に求めることができる。本法に関し、方法、装置の概要、および測定誤差の分析結果、さらに得られた測定結果を報告する。
鵜飼 重治; 額賀 貞芳*; 吽野 一郎; 熊倉 忠夫*; 櫛田 尚也; 野村 茂雄*; 鹿倉 栄*
PNC TN9410 89-188, 58 Pages, 1989/10
計測線付C型特殊燃料集合体PFI010(INTA-1)は、「常陽」MK-II炉心装荷位置5F2おいて、100MW第8サイクルから第12サイクルの間照射された。集合体平均燃焼度は32,200MWd/t,集合体平均中性子照射量は3.2
10の22乗n/平方cm(E
0.1MeV)である。計測線付C型特殊燃料集合体の照射試験の目的は、計測センサー,信号ケーブル,コネクター及び計測器などの計測系の照射下での性能確認、及び「もんじゅ」燃料仕様の燃料要素を含む燃料要素を集合体形式で計測照射することにより、集合体の熱流力特性及び燃料,材料に関する経時データを取得し、「もんじゅ」設計手法の検証,挙動解析コードの改良に資することである。ADS全相セルでは、中空ペレットと中実ペレットの燃料組織変化挙動及び、計測センサー,信号ケーブル等の健全性を調べるために組織観察と機器分析を実施した。本試験により以下の結果が得られた。(1)燃料の組織変化は顕著に生じており,中心空孔の生成,柱状晶の発達が認められた。中空ペレットの内径も増加した。(2)SXMAによるXe,I,Csのペレット径方向濃度分布測定の結果、それらの径方向分布は類似しており、組織変化を生じているペレット中央部での放出が認められた。(3)SXMAによるU,Puの径方向分布測定により、Puの再分布が確認された。中空ペレットでは中心空孔端で、製造時の29.55%から34.23%にまでPuは増加していた。(4)SXMAによる分析の結果、熱電対素線の組成は、W-26Re合金において照射前のW濃度74.61wt%から、照射によりW濃度が54.5wt%と77.6wt%の2相共存となり、
相とW-richな固溶体に相分離した可能性がある。一方,W-5Re合金の組成は均一であるが、表面は不均一に侵食されている。また、照射によるW-Reの核変換におけるOsの生成量は、分析値と計算予測値がよく一致した結果となった。(5)IMAによる中性子検出器の中性子照射量の測定において測定値は計算値とよく一致した結果となり、本手法を用いて評価可能であることがわかった。
櫛田 尚也; 鵜飼 重治; 吽野 一郎; 熊倉 忠夫*; 野村 茂雄*; 鹿倉 栄*
PNC TN9410 89-185, 69 Pages, 1989/08
B型特殊燃料集合体(Fab.No.PFB020)は、「常陽」MK-2炉心の装荷位置3C2において100MW、第3サイクルから第10サイクルまで照射され、集合体平均燃焼度は48,300MWd/tである。本試験の目的は、高速増殖原型炉「もんじゅ」の炉心校正要素とほぼ同一使用の2型特殊燃料要素を用い「もんじゅ」の実機条件に近い照射条件での燃料要素及び被覆管の健全性並びに照射挙動を把握することである。本報告書では、光学顕微鏡観察、走査型電子顕微鏡(SEM)による組織観察、遮蔽型X線マイクロアナライザ(SXMA)による元素分析並びにイオンマイクロアナライザ(IMA)による質量分析結果を述べる。本試験により以下の結果が得られた。1)燃料組織は、燃料カラム軸方向中心部で中心空孔(約1.2mm径)と柱状晶が観察された。ギャップは、閉塞しており照射中に機械的相互作用(FCMI)が生じていたと推測されるが、燃料ピンは、健全であった。また、タグガス封入の有無による燃料組織に及ぼす影響は、ほとんど無いと判断される。なお、被覆管内面腐食量は、最大14
m(被覆管内面温度600
)であった。2)画像解析により求めた燃料ペレットの体積増加率は、燃料カラム中心部で5.12%であり照射初期の焼きしまり状態から燃焼にともなう燃料のスエリングによる体積増加が認められた。3)燃料内に保持されているXe,Csは、不変領域でほぼ一定に保持されているが等軸晶領域において放出が開始されていることが確認された。また、Iは、燃料内においてほぼ一定に保持されていることも確認された。4)燃料カラム軸方向中心部の中心空孔端でPu濃度が製造時の26.69%から30.47%に増加しており、これに伴い中心空孔端で若干の燃焼度増加が認められた。5)被覆管外表面の性状は、低温部(385)で冷却材ナトリウム中からの付着物が多数認められるものの製造時状態を保持している。一方、高温部(585以上)では、各元素の腐食、溶出によって形成された表面の凹部が多数認められた。
熊倉 忠夫*; 鵜飼 重治; 吽野 一郎; 櫛田 尚也; 柴原 格*; 榎戸 裕二*
PNC TN9410 88-206, 71 Pages, 1988/12
「常陽」MK―2C型特殊燃料集合体(PFC020)は,「もんじゅ」の炉心燃料要素とほぼ同一仕様の燃料要素を,定格最大線出力と被覆管ホットスポット温度が「もんじゅ」実機条件と同等となる条件下で照射したものである。本試験では,燃料要素の照射挙動を把握するため,光学顕微鏡観察,走査電子顕微鏡観察,X線マイクロアナライザによる元素分析並びにイオンマイクロアナライザによる質量分析を実施した。本試験により得られた結果は以下の通りである。1)燃料組織は,燃料カラム軸方向中心部で中心空孔(約1.25mm径)と柱状晶が観察された。ギャップ巾は,製造時ギャップ巾である80mから8mにまで減少していることから照射中において燃料と被覆管の機械的相互作用(FCMI)が生じていた可能性がある。被覆管内面腐食量は,最大26mであった。2)画像解析により求めた燃料ペレットの体積増加率は,燃料カラム中心部で焼しまり状態から,スエリングに伴う体積増加を示していた。3)ペレット内に保持されているXe濃度と燃料組織との間に明瞭な対応が認められた。Xe濃度は等軸晶領域で急激に低下し,ペレット中心部ではXeはほとんど放出していた。4)燃料カラム軸方向中心部の中心空孔端でPu濃度が製造時の29.86%から31.42%に増加しており,これに伴い中心空孔端で若干の燃焼度の増加が認められた。5)被覆管外表面の性状は,被覆管温度が400以下の低温度部では,製造時状態を保持しているが,約500以上では,温度が高くになるに従い表面荒れが著しくなっている。特に低温部において従来観察されているような付着物が認められなかった。これは本集合体では意図的にNa流速を低くしたことが原因しているものと考えられる。
吽野 一郎; 鵜飼 重治; 熊倉 忠夫*; 櫛田 尚也; 柴原 格*; 榎戸 裕二*
PNC TN9410 88-186, 62 Pages, 1988/02
炉心燃料集合体(Fab.No.PFD105)は、第1次取替燃料集合体として、「常陽」MK-2炉心「1D1」の位置で、100MW第3サイクルから第8サイクルまで照射されたものである。集合体平均燃焼度は約48,300MWD/MTMである。本試験では、燃料要素の照射挙動を把握するため、燃料ペレットの組織観察と機器分析を実施し、以下の結果が得られた。(1)燃料カラム軸方向中心部では、中心空孔と柱状晶が形成され、残留ギャップ幅は製造時の85mから13mに減少していた。画像解析より、ペレット体積は製造時よりもむしろ減少していることが確認されたことから、このようなギャップ幅の減少はペレットのリロケーションに支配されていることが示唆された。(2)被覆管の内面腐食は、内面温度が600以上の上部インシュレータとの境界部で認められ、最大32mであった。(3)組織変化している領域のペレットからのXe放出率はピーク燃焼度が60,000MWD/MTMで90%に達している。一方、ペレット周辺部の不変領域では、ガス気泡の集積に伴い約50,000MWD/MTMあたりからXeの放出が開始し、60,000MWD/MTMでは27%の放出が認められた。(4)ペレット内に保持されているCs、Iの径方向分布は、Xeの分布と極めて良く類似しており、温度、燃焼度に対する放出しきい値はXeと同様と考えられる。(5)中心空孔を有する燃料ペレットでは、Pu濃度は中心空孔に近づくにしたがい製造時の27wt%から32wt%に増加していた。ペレット径方向の燃焼度分布はPuの再分布の影響をうけている。
甲野 啓一*; 櫛田 尚也; 鵜飼 重治; 吽野 一郎; 熊倉 忠夫*; 柴原 格*; 榎戸 裕二*
PNC TN9410 87-189VOL2, 103 Pages, 1987/02
PNC-TN9410-87-189VOL2.pdf:13.74MB
Vol.1では,PFD001燃料ピンの照射後試験結果の要約を記した。本報は,下記の詳細データを集録したものである。・光学顕微鏡による燃料組織観察。・EPMAによる燃料及びギャップ部の元素分析。・IMAによる燃料内質量分析。・被覆管外表面の観察及び元素分析。
甲野 啓一*; 櫛田 尚也; 鵜飼 重治; 吽野 一郎; 熊倉 忠夫*; 柴原 格*; 榎戸 裕二*
PNC TN9410 87-189VOL1, 45 Pages, 1987/02
PNC-TN9410-87-189VOL1.pdf:5.59MB
炉心燃料集合体(Fab.N-PFD001)は,初装荷燃料集合体として「常陽」MK-2炉心中心に装荷され,100MW第3サイクルまで照射されたものであり,集合体平均燃焼度は,約31,300MWD/MTMである。本試験では,燃料,被覆管の健全性並びに照射挙動を把握するため,光学顕微鏡,走査型電子顕微鏡(SEM)による組織観察,X線マイクロアナライザー(EPMA)による元素分析並びにイオンマイクロアナライザー(IMA)による質量分析を実施した。本試験により得えられた結果は,以下のとおりである。(1)試料カラム軸方向中心部の,およそ86mm長さにわたって直径0.56mmの中心空孔と柱状晶が観察された。燃料一被覆管ギャップ部には,Csが蓄積し被覆管成分の溶出が認められた。被覆管内面最大腐食量は,17mであった。(2)EPMAによるU,Puの径方向濃度分布測定により,中心空孔を有するペレットでは,中心空孔端のPu濃度は製造時の30wt%から34wt%に増加していることが確認された。(3)EPMAによるペレット内に保持されているXe及びCsの径方向分布測定より,FPガスは,製造時領域でほぼ一定に保持されているが,高密度化領域で急激に放出が開始していることが確認された。Csの径方向分布は,Xeとまったく同様であり,その放出機構はFPガスと類似していると考えられる。(4)IMAによるペレット径方向燃焼度分布の測定から,中心空孔を有するペレットでは,中心空孔端で燃焼度が増加していることが確認された。これは,Puの再分布に起因するものと推察された。(5)被履管外表面の性状については,450以下の低温部ではMn,Niの高濃度化した付着物が認められ,一方,500以上の高温部ではMn,Niの溶出が観察された。Siは炉心全域から,Crは570以上で溶出している。各合金元素が溶出している深さは表面から1.5m以内の極く表面層に限られることがわかった。
櫛田 尚也; 前田 宏治; 中江 延男
Technical Committee Meeting on Recent Development on Post-Irradiation Examination Techigues for Wate, ,
照射済み燃料中に含まれるU,Pu,Ndの同位体組成をIMA(イオンマイクロ アナライザー)を用いて直接測定することにより燃料の燃焼度を測定する手法を開発した。 この方法は、従来の同位体希釈法による燃焼度測定に比べ、照射燃料を酸に溶解した後様々な化学処理が必要ないため、測定に要する時間は1/10程度に短縮化され、また、作業者の放射線被曝良も無視できる量となったさらに、重要な点は、本法は微小領域の燃焼度測定が可能であるため、従来法では容易でなかったペレット半径方向の燃焼度分布を容易に求めることができる。 本法に関し、方法・装置の概要、および測定誤差の分析結果、さらに得られた測定結果を報告する。
坂本 直樹; 吉川 勝則; 櫛田 尚也; 永峯 剛; 助川 清志*
no journal, ,
照射後試験施設は、放射能の高い使用済燃料などの放射性物質を扱うため、放射線の遮へい性と気密性を有するホットセル内に照射後試験のためのさまざまな試験機器が設置されている。特に、高速炉で照射したプルトニウム含有燃料集合体を扱う照射燃料集合体試験施設(FMF)はより高い遮へい性能を求められるとともに、集合体単位で取扱うため大型のホットセルとなっていることが特徴である。ホットセル内に設置されたさまざまな試験機器の保守を作業員がホットセル内に入域しなくても行えるように、FMFでは各機器をパワーマニプレータやインセルクレーン等を用いて遠隔操作で作業員が直接保守作業を行えるホットリペア室に移動させ、保守を行う独自の遠隔保守システムを開発した。ホット運転開始以来30年以上が経過し、経年化を考慮した運転管理や機器の保守を要する時期にあるが、開発した遠隔保守システムにより照射後試験機能や施設・設備の運転は適切に維持されており、遠隔保守技術の有効性を実証した。本報では、重さ1.5tonもある部材切断機の遠隔保守の経験やホットセル内機器の経年化対策の実績等について報告する。
ホットセル排気弁の運転中保全手法の確立水越 保貴; 櫛田 尚也
no journal, ,
大洗研究開発センターの照射燃料集合体試験施設(以下、FMF)は、高速増殖炉の高性能燃料の開発を目的として、原子炉で照射された燃料要素のさまざまな研究をするための核燃料物質使用施設(以下、使用施設)である。使用施設では、非密封のプルトニウムやウランなどの核燃料物質の漏えいや作業員の放射線障害を防止するために、放射線の遮蔽,密封,負圧保持といった閉じ込め機能を有する気密型ホットセルやグローブボックスを設置し、その中で核燃料物質を取り扱う。FMFでは、原子炉で照射された燃料要素(ウランとプルトニウムの混合酸化物燃料等)の破壊試験を実施するため、核種を取り扱う気密型ホットセル(ホットセル)を有している。このホットセルでは、セル内の負圧を保持するために使用している機器などの補修は、核燃料物質の漏えいを防止し、作業員の被ばく低減に考慮しながら行う必要がある。本報では、FMFで確立したホットセルの核燃料物質の閉じ込め機能を維持(ホットセルを運転)した状態で負圧を調整する排気弁を更新する方法について報告する。
