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齋藤 恭央; 今本 信雄; 宮田 和俊; 狩野 元信
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), 0 Pages, 2000/00
東海再処理施設から発生する低放射性の濃縮廃液を対象とした減容処理技術開発を行っている。開発されたプロセスは、化学凝集沈殿・限外ろ過、イオン交換を用いて廃液から核種を分離し、発生した化学スラッジは減圧蒸発固化を行う方法である。現在、この新技術の実証を目的とした施設の設計を進めている。
今本 信雄; 齋藤 恭央; 宮田 和俊; 狩野 元信
Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), 0 Pages, 2000/00
東海再処理施設から発生する低放射性の塩素含有廃棄物を対象とした減容処理技術開発を行っている。開発されたプロセスでは、塩酸ガスの耐食性にすぐれたハステロイを用いた縦形円筒水冷ジャケット炉を用いる。現在、この新技術の実証を目的とした施設の設計を進めている。
狩野 元信; 瓜生 満; 宮田 和俊; 今本 信雄; 松井 典夫; 川俣 達男; 永山 峰生
JNC TN8410 99-018, 19 Pages, 1999/07
低放射性濃縮廃液貯蔵施設(LWSF)の設計の基本方針に多重防護の考え方が適切に採用されていることを確認するため、「運転時の異常な過渡変化」及び「運転時の異常な過渡変化を超える事象」に係る設計基準事象を選定し評価を行った。本報告書は、この評価において選定された設計基準事象及び代表事象について、選定に至るまで方法並びにその選定結果について述べたものである。選定の結果、「運転時の異常な過渡変化」については「液面表示(LSi)の故障による中間貯槽の異常な液位上昇」を、「運転時の異常な過渡変化を超える事象」については「濃縮液の第2濃縮廃液貯蔵セルへの漏洩」をそれぞれ代表事象とした。
狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫
JNC TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04
本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。
狩野 元信; 瓜生 満; 松井 典夫; 中沢 文夫
JNC TN8410 99-012, 305 Pages, 1999/04
再処理施設の溶接に関する技術基準は、現東海再処理工場の建設工事に適用されたSGNスペックに端を発し、その後の建設工事では、溶接技術の進歩あるいは幾多の建設及び運転経験を踏まえ、その都度基準の見直しが行われてきたが、基本的にはSGNスペックを踏襲したものであった。昭和62年に国の溶接に関する技術基準が制定されたことに伴い、従来の基準を大幅に見直し、国の基準の適用とJNC(旧PNC)独自のオプションを付加する形で運用してきた。しかしながら、近年の原子力を取り巻く厳しい情勢から、一部ではより一層の品質管理の強化が求められるとともに、一方では競争力のある技術、つまり優れた技術と経済性を追求した技術の確立が強く求められており、今般これらのことを考慮して、従来から運用してきた溶接に関する基準を抜本的に見直した。
石井 清登; 大内 一利; 瓜生 満; 森田 真一; 花田 圭司*; 川上 一善; 狩野 元信
PNC TN8410 97-192, 60 Pages, 1997/09
リサイクル機器試験施設(RecycleEquipmentTestFacility以下RETFという)の真空系統に設置された真空フィルタエレメントの交換方法として、汚染拡大防止、作業者の被ばく低減の観点から、カスク方式を採用することとし、今回は、平成7年度に実施した設計を基に主要部分を試作し、原理実証試験を行った。本試験における主要な成果は以下の通りである。1.排出シュートの落下試験においては、フィルタエレメント(収納容器収納後)が問題なく排出できることを確認した。なおこの時の大気圧における落下速度は、4.8m/s、落下所要時間は約2秒であった。2.交換装置のフィルタユニット上部へのセット方法確認では、ガイドフランジがフィルタユニットのガイドテーパにうまくガイドされないため、ガイドフランジのバネが圧縮されセットできない場合があったため、改良の必要がある。3.フィルタ交換メディアのセットについては、概ね問題なく行えることを確認した。4.フィルタエレメントを所定の位置に押し込むために必要な荷重は、最小で37kgであることを確認した。5.ダブルドアフランジ接合時の許容隙間については、隙間は0.8mm、傾きは0.85mmまでであれば気密を保持できることを確認した。
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。
狩野 元信; 照井 新之助; 田多井 和明; 寺田 秀行; 一安 謙治; 本田 宏一; 黒羽根 憲二
PNC TN8440 97-016, 43 Pages, 1997/03
中央運転管理室に設置してあるボイラは、再処理工場等所内各施設にプロセス用及び空調用の蒸気を供給するため設置され、平成7年3月から運用している。平成8年2月14日当該施設に4台設置してあるボイラが3台運転中であったが、ほとんど同時に停止する事象が発生した。本報告書は、これらの事象について原因究明のための調査及び検討、原因の推定、確認試験及び再発防止対策及びその実施状況についてまとめたものである。内容は、3部構成となっている。第1部は、「中央運転管理室ボイラ停止についての中間報告書」と題して事象説明、事象解析及び原因の推定と確認について、第2部は、「中央運転管理室ボイラ停止に係わる点検及び確認試験報告書」と題して給水系の点検、蒸気逆流試験、結論、逆流防止運転方法の確認及び再発防止について、第3部は、「ボイラ停止に係わる再発防止対策の実施状況について」としている。
広木 俊男; 石黒 信治; 狩野 元信
動燃技報, (96), p.44 - 48, 1995/12
リサイクル機器試験施設(RETF)は、実際の高速炉使用済燃料を用いて、工学規模炉燃料再処理用の機器やプロセスの試験を行う施設である。この試験成果は、将来の試験や実用プラントの試験、建設、運転に反映される。RETFには、各種の試験設備とともに、プラントの試験データを得るためのウラン、プルトニウム等の濃度分析等を行う分析設備が用意されている。分析設備は、分析セル、グローブボックス、分析機器等より構成され、東海再処理工場など既存施設の分析設備の設計、運転経験及びR&D成果等を反映し、設計製作される。本報告では、RETF分析設備の設計方針や採用予定の分析機器、分析方法、保守方法等の概要について報告する。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-016, 294 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は,平成元年1月11日に設工認の認可を受け工事を着手し,平成4年4月30日を以て竣工した。本報告では,平成3年6月末までに完了した機器,配管,機械等の設計,製作,据付け等の工事に関わる経緯,経験,反省等をまとめ報告する。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-015, 311 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は、平成元年1月11日に設計及び工事の方法(以下「設工認」という。)の許可を受け、工事を着手し、平成4年月30日を以て竣工した。本報告では、平成3年6月末に機器、配管、機械等の据付工事の完了に引き続き実施した試運転に係わる経緯、経験、反省等をまとめ報告する。なお、本施設内固化セルで実施した遠隔操作試験については、「ガラス固化技術開発施設工事報告書遠隔操作試験-II(PNC PN8470 93-012)」にまとめたので、そちらを参照されたい。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-014, 72 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)は、再処理事業の「主要な試験施設」として昭和62年3月18日付けで再処理施設設置変更承認の申請を行い、昭和63年2月9日付けで承認を得た。また、昭和63年5月19日付けで本施設の「建物」の設工認申請を行い、昭和63年6月18日付けで認可を受け、本施設の建設工事(以下「本工事」という。)を昭和63年6月29日に着手した。建屋の建築工事は平成3年2月28日に、換気空調設備工事及び電気設備工事は平成3年7月31日に竣工した。装置工事は、平成3年6月30日までに主要な機器が据え付けられ、引き続き、遠隔操作試験、通水作動試験、総合通水作動試験及び受取試験を行い、機器類が設計通りの機能及び性能を満足していることを確認した後、平成4年4月30日に竣工した。これを以て本工事の全てが完了した。本報告では、TVFの建設に到るまでの設計経緯、安全審査実施内容の概要、本工事の実施結果等をまとめ報告する。
室川 佳久; 真道 隆治; 市野沢 仁; 上野 勤; 本橋 昌幸; 狩野 元信; 新沢 幸一*
PNC TN8470 93-007, 123 Pages, 1993/02
ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の固化セルは、従事者の被ばく低減化、施設の稼働率の向上を図るため全遠隔保守方式を採用した。このためセル内に設置したラック、溶融炉等の高放射性物質を内包する機器は、動燃が開発を実施してきた両腕型マニプレータ及びインセルタレーンを主とする遠隔操作機器によって、保守することが可能であることを設計条件としている。本試験は、スクラッバラック模擬体、溶融炉(TVF用実機)及びその付属品の遠隔保守性を確認することにより、それまでに進めて来た設計の妥当性を確認し、その結果を実機の設計及び製作に反映することを目的として実施した。試験の結果、TVFの固化セル内に設置する機器等の遠隔保守に対する設計の妥当性を確認することができた。なお、保守対象品のバランス等の細部に改善すべき点が見出されたが、これらについては工場製作中のラックに反映した。試験に当たっては、東海事業所の実規模開発試験室(以下「EDF-III」という。)の模擬セル、両腕型マニプレータ(BSM)、クレーン等の遠隔保守設備を利用した。本資料では、EDF-IIIで実施した遠隔保守試験の結果を報告する。
中村 博文; 狩野 元信*; 本橋 昌幸*; 野尻 一郎*; 久江 正*; 室川 桂久*
PNC TN8430 89-003, 85 Pages, 1989/03
近年,再処理施設等の高放射性の物質を取り扱う核燃料施設では,被ばくの低減化及び作業の効率化を考え,大型セル及び遠隔保守システムを取り入れた設計,建設が行われている。そこで,大型化したセルの換気風量を大幅に低減し,セル換気系設備の合理化設計を図る目的でセル換気方式に低風量換気システム(LowFlowVentilation:LFV)が採用されている。 本書では,上記低風量換気システムを取り入れたガラス固化技術開発施設(TVF)の固化セルを対象として大型セル内熱流動実験及び大型セル内の熱流動,圧力,温度変動を解析するコードの開発を行い,さらに低風量換気システム下での大型セル内のFPによる汚染発生の挙動を把握するためにFP挙動試験及び浮遊率測定試験を実施した結果について記述する。
堀江 水明; 大内 仁; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 吉村 光彦*; 狩野 元信*
PNC TN841 85-39, 25 Pages, 1985/11
第1回ガラス固化試験で作製した高レベル廃液添加ガラス固化体について物性測定機器類の確認を兼ねた固化体評価試験が終了した。また,つづいて作製した第2回
第5回ガラス固化試験固化体の評価試験も一部実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)固化体評価試験は全て遠隔操作で実施できた。 2)第1回固化試験固化体の物性は,SW-7コールド固化体の物性とほぼ同じだった。 3)固化体軸方向
スキャニングの結果Cs-137,Cs-134,Eu-154は均一に分布していた。Rh-106(Ru-106)は偏在しやすい傾向が見られたが,撹拌流下を行えば均一な分布になる。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 吉村 光彦*
PNC TN841 84-64, 43 Pages, 1985/03
既設脱硝濃縮槽による脱硝濃縮運転は,ホット運転開始後,第1ラン,第2ラン,第3ランと順調に行なわれたが,第3ランの濃縮済廃液を保管中,槽底部に沈澱物の堆積が生じた。▲原因としては,沈澱の生じ易い模擬廃液を使用したこと,沈澱物含有溶液を強力に撹拌するには,撹拌用スパージャ能力に余裕がなかったことが考えられたため,撹拌能力,遠隔操作性,腐食試験片の浸漬等の機能改善を施こした脱硝濃縮槽2号基を製作し,遠隔操作で既設脱硝濃縮槽1号炉基との交換作業を行った。作業は,十分なる事前検討を実施した結果,搬入から据付まで3日間で行うことができた。▲本報告は,交換作業にかかわる一連の作業について,その方法と結果をまとめたものである。▲
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*
PNC TN841 85-01, 126 Pages, 1984/12
第1ランから第5ランまでの試験結果及び運転経験を基に,廃液成分中のFP元素及びACTINID元素について,約2/1を実放射性廃液から供給する高放射能ガラス固化試験を実施し,以下の成果を得た。 1)1固化体当り約3,700C-という高放射能固化体を作製できた。これは「高レベル廃液固化パイロットプラント」で作製する固化体の設計仕様の比放射能に匹敵するものである。 2)ガスによる溶融ガラスの撹拌を加えた流下を行うことにより,炉底堆積物の排出も含め非常に均一性の良い固化体が作製できた。3)オガス中の放射性微粒粉塵は,フィルターシステムにより環境に影響を与えることなく,効率良く捕集することが出来た。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*
PNC TN841 84-60, 138 Pages, 1984/12
高レベル放射性廃液ガラス固化体の作製並びに,装置性能の確認及びオフガス挙動の把握を行う。高レベル放射性物質研究施設ガラス固化試験において,高レベル放射性廃液約260Ciを添加してガラス固化第4,5ラン及び,炉底堆積物押出し試験を実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)廃液組成の違いによるオフガス挙動への影響が観察された。 2)オフガス中の微粉塵は,2
m以下がほとんどであり,0.4m以下がその大半を占めた。 -スペクトル測定の結果,Cs-134,Cs-137及び微量のRu-106が検出された。 3)オフガス中の微粉塵に対する洗浄塔の効果は,小さかった。 4)ガラス固化体の-スキャンニング測定の結果,Cs-134,Cs-137,Eu-154は,ほぼ均一に分布しているが,Ru-106は偏析している。 5)ガス吹込みによる撹拌流下を行うことにより,効果的に炉底堆積物を流下させることができた。*ガス吹込みによる撹拌流下により,Ru-106も均一とする方法を確立した。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 坂井 彰*
PNC TN841 83-86, 66 Pages, 1983/12
CPF高レベル放射性廃液固化試験系列設備の性能確認及びオフガスの定性的挙動把握を主目的に,再処理工場,小型試験設備(OTL)で調整された廃液を用い,放射能添加量として3Ci,100Ci,200Ciの3回の固化試験を実施した。設備性能は一部を除いて良好であり,3体の固化体が作製できた。又,オフガス微粉塵もHEPAフィルタ-で捕集でき,フィルタ-の差圧上昇パタ-ン及びガンマ-スペクトル分析の結果,定性的な挙動を把握することができた。
