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田口 茂郎; 田口 克也; 牧野 理沙; 山中 淳至; 鈴木 一之; 高野 雅人; 越野 克彦; 石田 倫彦; 中野 貴文; 山口 俊哉
日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.499 - 502, 2021/07
東海再処理施設は2018年に廃止措置段階に移行した。廃止措置を着実に進めるため、東海再処理施設はプロジェクトマネジメント機能の強化に取り組んでいる。本稿では、将来の本格的な廃止措置への移行に向けて、東海再処理施設が現在取り組んでいる、プロジェクト管理ツールの活用検討及び機器解体計画の具体化方法について報告する。
岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一
デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03
東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。
飯嶋 静香; 内田 直樹; 田口 克也; 鷲谷 忠博
JAEA-Review 2015-018, 39 Pages, 2015/11
JAEA-Review-2015-018.pdf:3.95MB
福島第一原子力発電所の使用済燃料プールの燃料には、海水、コンクリート等の不純物の付着・同伴に加え、落下したガレキによる損傷の可能性もある。これらの損傷燃料等について、再処理が可能か否かを判断するための指標を整備することを目的として、漏えい燃料等の処理経験を有する東海再処理施設並びに海外再処理施設の処理実績、福島第一原子力発電所のプール燃料の貯蔵状況及び点検・調査結果等を整理した上で、損傷燃料等を再処理する際の技術的課題を摘出するとともに、必要な研究要素を整理した。また、研究要素に関する試験・検討結果に基づき、再処理可否を判断するための分別指標を整備した。
粟飯原 はるか; 北脇 慎一; 野村 和則; 田口 克也
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1076 - 1083, 2015/09
The water in the spent fuel pools at TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station contains sea water and rubbles. When the spent fuels stored in the pools will be reprocessed, it has possibility that these contaminants enter the reprocessing process with the spent fuels. Therefore it is meaningful to estimate the influence of contaminants on reprocessing process in advance. The purpose of this study is to evaluate the behavior and influence of contaminants on the extraction process of spent fuel reprocessing by using simulated contaminants. Contaminants were dissolved into the heated nitric acid and solvent extraction using TBP was performed to obtain distribution ratios. The estimated amount of contaminants accompanied with the spent fuel is low values and solvent extraction tests showed that the distribution ratios of every major element were very low in any case. Also to evaluate the influence of sulfate and chloride ions on uranium and plutonium extraction, Ce(IV) was used for simulated Pu to predict extraction behavior. And then U and Pu test was conducted in order to confirm the simulated test result. Obtained distribution ratio suggests that contaminants will not affect the extraction process.
入澤 恵理子; 上野 文義; 内田 直樹; 田口 克也
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 3 Pages, 2015/05
The corrosion rate of stainless steel in boiling-nitiric-acid solutions containing oxidizing metallic ions (vanadium and ruthenium) and seawataer components were investigated by the immersion tests in order to evaluate the influence of the seawater components on the corrosion of steel in the nitric acid solution containing oxidizing metallic ions. The corrosion rates of 310Nb in the solution containing seawater components were lower than that in the solution without seawater components. These results described that contamination of seawater components in the spent fuel reprocessing fluid seems not to accelerate the corrosion of steels, which are material for the devices treating the nitric-acid reprocessing solutions.
槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎
JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB
本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
白井 更知; 田口 克也; 飯沢 昇司; 大部 智行; 佐藤 信晴*; 須藤 俊幸
JNC TN8410 99-055, 69 Pages, 1999/09
東海再処理施設の安全性確認の一環として実施した臨界安全及び遮蔽設計に用いられた基本データの確認については既に報告している。この報告の中では、臨界安全設計における複数ユニットの臨界安全に関しては、プルトニウム製品貯蔵セルを代表としてその臨界安全性を確認している。本報告は、複数ユニットの臨界安全性について、臨界管理対象施設のうち、初期に設計・建設された分離精製工場及びウラン貯蔵所を対象に追加評価を行ったものである。分離精製工場では、濃縮ウラン溶解セル、給液調製セル、分離第2セル、分離第3セル、ウラン精製セル、ウラン濃縮脱硝室、プルトニウム精製セル、プルトニウム濃縮セル、プルトニウム製品貯蔵セル及びリワークセルを、ウラン貯蔵所では貯蔵室を対象箇所とした。これらの対象箇所は複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。
須田 静香; 田口 克也; 巌渕 弘樹
no journal, ,
東海再処理施設は、ふげんMOXタイプA燃料(初期Pu含有率約0.8%)約23トンの処理実績を有している。平成19年3月より、初期Pu含有率の高いふげんMOXタイプB燃料(初期Pu含有率約1.7%)の処理を初めて行い、各種試験データを取得した。本報告では、MOXタイプB燃料の特徴,試験計画・結果の概要等について報告する。
田口 克也; 長岡 真一; 山中 淳至; 佐藤 武彦; 中村 芳信; 大森 栄一; 三浦 信之
no journal, ,
東海再処理施設では、2007年3月からMOX燃料の再処理技術開発のため「ふげん」MOXタイプB使用済燃料の再処理を開始した。再処理は順調に進み、MOX燃料もウラン燃料同様に安全に処理できることを確認した。不溶解残渣の影響などMOX燃料に特徴的な知見が得られつつある。今後さらに数年にわたりMOX燃料の処理を続け、溶解特性,不溶解残渣,溶媒性能等に関する知見を蓄積していく。
長岡 真一; 田口 克也; 石田 倫彦; 金森 定
no journal, ,
近年、核燃料サイクル施設に対し確率論的安全評価(PSA)を適用する試みがなされている。東海再処理施設において事故事象別に相対的な概略リスク評価を実施した。
須貝 英司; 菊池 英樹; 畑中 聡; 大谷 武久; 鈴木 一之; 田口 克也
no journal, ,
東海再処理工場(TRP)のせん断オフガス処理工程に約16年間設置した換気系の仕切り弁(バタフライ弁)を交換し、高線量環境下に長期間置かれた当該弁の劣化状況を調査した。調査項目として、外観観察,線量率測定・核種分析,シール部(フッ素ゴム)の硬度測定を実施し、その結果、シール部のオフガス接触部表面に黒色の粘着性のある劣化物の付着が認められたが、劣化に伴う硬度の上昇傾向は認められなかった。今回の調査により、再処理工程のパッキン等で広く使用されるフッ素ゴムについてセル内・オフガス環境下における劣化データを得ることができた。今後、同種の材料を使用している箇所の保全計画等に反映していく。
沼田 伸二; 畠 勝郎; 中村 大司; 三好 竜太; 脇本 文次; 田口 克也
no journal, ,
東海再処理工場(TRP)のせん断オフガス系配管に設置し、約16年使用したバタフライ弁について予防保全として直接保守による交換作業を実施した。当該弁は溶解槽の換気系統の風量、調整及び仕切りのためセル内の高線量環境下に設置されている。当該弁の交換に際してマニプレータによる遠隔除染を行った。試薬の浸漬時間を長時間にしたことより、前回交換時より除染効果が向上した。また、交換治具の改良・作業者訓練による作業効率の改善等により、作業員の総被ばく線量は前回交換時の約1/2に低減することができた。
須貝 英司; 畠 勝郎; 菊池 英樹; 照沼 宏隆; 内田 直樹; 田口 克也
no journal, ,
使用済燃料の溶解液には、白金族等の硝酸に溶解しない核分裂生成物や被覆管の切粉等の不溶解残渣、Mo及びZrを主成分とした沈殿物が含まれる。これらの不溶解残渣及び沈殿物(以下、スラッジ)の一部が溶解槽内で蓄積することにより、送液配管や計装配管の閉塞の原因となる。このため、スラッジ除去技術の確立を目的とし、東海再処理施設の溶解槽において、スラッジ特性の調査及びそれを反映した除去方法・除去装置の開発を行っている。今回、これらのうち、溶解槽から回収したスラッジの特性調査の結果、また、スラッジ除去技術として、溶解槽洗浄装置の開発及び溶解槽への適用結果、配管における試薬によるスラッジの化学的除去の適用結果等について報告する。
佐野 雄一; 安倍 弘; 竹内 正行; 内田 直樹; 田口 克也
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の使用済燃料貯蔵プールに保管されている使用済燃料について、再処理施設での取扱時における課題評価の一環として、海水成分が非加熱機器材料の腐食に与える影響を各種試験により評価した。海水成分の上昇に伴い、条件により、孔食の発生や腐食速度の顕著な増加が生ずることを確認した。
入澤 恵理子; 上野 文義; 山本 正弘; 内田 直樹; 田口 克也
no journal, ,
福島第一原子力発電所使用済燃料プール内の使用済み燃料を再処理施設で取扱う場合、当該燃料に付着した海水成分の工程内へ同伴およびプロセス液への混入が想定され、機器材料の腐食に影響を及ぼす可能性がある。本研究では使用済み核燃料再処理施設で使用されるステンレス鋼の腐食に対する硝酸溶液中への海水成分混入の影響を検討した。海水成分を添加した沸騰硝酸溶液中での310系ステンレス鋼の腐食速度を浸漬腐食試験により取得した。海水成分を含む沸騰硝酸水溶液中では、酸化性金属イオンが共存する場合、海水成分未添加の場合と比較して腐食が抑制されることがわかった。
粟飯原 はるか; 比内 浩; 北脇 慎一; 中島 靖雄; 田口 克也
no journal, ,
福島第一原子力発電所の各号機には使用済燃料を冷却保管する燃料プールがあり、東日本大震災後に発生した事故により海水やコンクリート等の不純物が入り込んでいる。燃料プールに保管されている使用済み燃料についてPUREX法による再処理を想定した場合、不純物が再処理工程に同伴する可能性があるため各工程への影響が懸念される。ここでは抽出工程への影響を検討するため、模擬不純物として人工海水、モルタルを用いて硝酸溶解液を調製し、抽出実験を行った。不純物の主成分はいずれも溶媒への分配比が低く、U, Pu製品へ移行する量は影響を無視できる程度であることを確認した。
安倍 弘; 西塚 雄介; 佐野 雄一; 内田 直樹; 田口 克也; 竹内 正行
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の使用済燃料貯蔵プールに保管されている使用済燃料について、再処理施設での取扱時における課題評価の一環として、海水成分が高放射性廃液貯槽材料の腐食に与える影響を評価した。模擬高放射性廃液を用いた腐食試験を実施した結果、海水成分により腐食が抑制されることを確認した。
田口 克也
no journal, ,
東海再処理施設は、1971年6月に建設を開始、1977年9月に使用済燃料を用いたホット試験を開始、1980年12月に使用前検査合格証を受領、1981年1月から本格運転を開始した。電気事業者との再処理役務契約を完遂し、2007年5月までに約1,140トンの使用済燃料を再処理した。この間、施設の運転並びに高レベル放射性廃液のガラス固化やウラン・プルトニウム混合転換等の独自技術の開発等を通して、再処理技術者をはじめとした国内産業基盤の育成に寄与する等、再処理技術の国内定着に先導的役割を果たし、六ヶ所再処理工場への技術移転をほぼ完了した。こうした中、原子力機構は、「日本原子力研究開発機構改革報告書」(2014年9月)において、東海再処理施設は費用対効果を勘案して廃止措置に移行するとの方針を示し、2017年6月30日に廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。原子力規制委員会による審査が実施され、2度の補正を行ったのち、2018年6月13日に認可を受けた。
秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦
no journal, ,
東海再処理施設は、原子炉施設とは大きく異なり、せん断, 溶解, 抽出を行う主工場の他、放射性廃棄物を処理する施設・放射性廃棄物を貯蔵する施設等、管理区域を有する約30施設が有機的に連携する化学プラントである。また、当初、再処理運転の再開を想定していたことから、操業時の放射性廃棄物を処理しながら廃止措置をスタートする特殊性も有する。これらの特殊性を有する東海再処理施設の廃止措置の工程について検討を行った。検討にあたっては、リスクの高い高放射性廃液の処理を優先事項とし、所期の目的を終了した4施設については先行して洗浄や除染に着手する一方、並行して放射性廃棄物の処理を行い、最終的に全施設の管理区域解除をエンドステートとする方針で進めた。検討の結果、核燃料物質及び放射性廃棄物のフロー等を考慮した約70年間の東海再処理施設の廃止措置工程を立案した。本発表では、70年計画の基本的な考えについて報告する。
橋本 孝和; 岡野 正紀; 田口 克也; 永里 良彦
no journal, ,
再処理施設は、多数の施設が点在し、小口径配管や小型機器が多く系統も複雑であるうえ、広範囲に汚染されている。このような特徴を踏まえ、廃止措置計画の策定に当たり、廃棄物発生量及び廃止措置費用の評価は、複雑かつ複数の施設に対して共通的な条件下で合理的に行った。廃棄物は、施設ごとに全ての対象物をリスト化し、過去の工事実績や廃棄物容器の条件及び想定される処分場の濃度条件等から、処分区分毎の重量及び廃棄体数に整理した。廃止措置費用のうち、解体費は、他の原子力施設の実績から施設の特徴や構造、解体方法の類似性を考慮した評価式に基づき算出し、廃棄物の処理処分費用は、廃棄体化処理施設の建設・運転費を考慮のうえ、廃棄体数に処理や処分の単価を乗じて求めた。本発表では、廃棄物発生量及び廃止措置費用の算出の考え方について報告する。