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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。

報告書

レーザアブレーション-ICP発光分光分析装置の開発(1)

長谷文昌; 石井清登; 青瀬晋一; 菅沼隆; 岡本文敏; 富樫昭夫

PNC TN8410 93-165, 98 Pages, 1993/07

PNC-TN8410-93-165.pdf:3.26MB

ガラス固化体、不溶解残渣及びハル付着物等の固体試料を溶解等の前処理操作を行わずに、直接分析する技術として、レ-ザアブレ-ション法を試料導入系を用いたICP発光分光分析装置の開発の着手した。本分析法は、固体試料表面にレ-ザ光を照射して、試料をエアロゾルとして固体から脱離放出させ、これをICPプラズマ中に導入し、目的元素の発光強度を測定する分析法である。今回、ホットセル内での分析に適用できるレ-ザアブレ-ション-ICP発光分光分析装置を試作し、この分析法の測定条件(レ-ザ出力、キャリアガス流量等)を把握するためのコ-ルド基礎試験を行った。また、ステンレス鋼及び模擬ガラス固化体試料中の含有元素を分析対象とし、本分析法の適用性について検討を行った。本試験における主要な成果は以下のとおりである。1.今回、試作したホットセル用レ-ザアブレ-ション-ICP発光分光分析装置の測定条件の検討を行い、キャリアガス流量、レ-ザ出力などの基礎的な条件を把握することができた。(例:レ-ザ出力約1J/パルス最適キャリアガス流量約1.4L/minなど)2.上記で検討した測定条件に基づき、金属試料(ステンレス標準試料)中のクロム、マンガン、銅、チタン等の検量線を作成した結果、発光強度と各元素の含有率に良好な相関関係が見られ(各元素とも相関係数0.94以上)、本分析法を金属試料の定性・定量分析に適用できる見通しを得た。3.模擬ガラス固化体試料中の成分分析では、表面の状態(粗さ、透過率)や成分組成によって、その発光強度が著しく変動したが、適切なレ-ザ照射条件及びデ-タ処理法を選定することによって、定量できる可能性を見出した。

報告書

発光分光分析法によるテクネチウム分析法の開発

石井清登*; 岡部次男*; 諏訪登志雄

PNC TN8410 86-041, 26 Pages, 1986/09

PNC-TN8410-86-041.pdf:0.8MB

セル内におけるテクネチウムの分析法としては,放射能分析及び元素分析があるが.放射能分析はテクネチウム(線)と他の核種(r線)を分離する複雑な操作を必要とするため.今回は比較的操作も容易な発光分光法による元素分析について検討した。主要な結果は次の通りである。(1)標準試料としてテクネチウム-99を用い,測定に最適なスペクトルは426.2nmであることを確認した。(2)定量下限は4g/mlで,相対変動係数はテクネチウム濃度10、100g/mlで0.41.8%であった。(3)本法による高速炉燃料の不溶解性残渣及び高レベル放射性廃液中のテクネチウム分析例は、次の通りである。1.不溶解性残渣中のテクネチウム(平均)0.053g/ピン2.高レベル放射性廃液中のテクネチウム(平均)0.025g/ピンこれら分析値はORIGEN計算値に対し約70%に相当することがわかった。

報告書

高レベル放射性物質試験施設における分析

大西紘一; 園部次男; 岡本文敏; 加藤木賢; 和田光二; 大内隆雄*; 石井清登*; 鈴木真司*; 柴正憲*

PNC TN853 83-02, 187 Pages, 1983/08

PNC-TN853-83-02.pdf:8.34MB

分析準備作業の経過から現分析設備,装置及び分析内容と分析実施状況等についてのまとめと,現在CPF分析にて使用している分析装置,器具等に関する詳細仕様について取りまとめたものである。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における固化セルクレーンの補修

松村忠幸; 高谷暁和; 角洋貴; 石井清登; 新妻孝一; 小高亮; 藤原孝治

no journal, ,

東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の高放射性廃液を扱う固化セルは、クレーン(20t:2基)(固化セルクレーン)と両腕型のバイラテラル・サーボマニプレータ(BSM)(2基)により故障した機器を遠隔操作で直接保守セルへ搬出し、その補修後、再び遠隔操作により固化セルへ搬入し取り付ける遠隔保守方式を採用した大型のセルである。東日本大震災の影響により故障した1基のBSMの補修中、平成23年12月に1基の固化セルクレーン主巻の作動不良が生じた。固化セル外からのケーブルテスタ(タイムドメイン反射測定器:TDR)を用いた調査により、主巻ブレーキを開放する給電系統において、トロリ付近の導通不良を確認したことから、BSMの補修を中断し、固化セルクレーンの補修に着手した。BSMが故障した状況での固化セルクレーンの補修は、平成4年のTVF竣工以来、初めての遠隔保守である。このため、遠隔操作においては、BSMの故障に伴い不足する遠隔保守に必要なITVカメラの視認性確保、また直接保守セルでの補修においては、被ばく低減のための作業手順等について、これまでに構築してきた固化セルの3D CADデータを活用して検討し、平成25年4月に無事その補修を完了した。

発表形式

掲載資料名

発表会議名

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発行年

開催年

概況報告(2004月1月3月) 軽水炉燃料再処理技術の研究開発 3. 関連施設の設計・建設 3.2 低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)

概況報告軽水炉燃料再処理技術の研究開発 3. 関連施設の設計・建設 3.2 低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の概況報告

概況報告低放射性廃棄物処置技術開発施設(LWTF)

概況報告軽水炉燃料再処理技術の研究開発 3.1低放射性濃度廃液貯蔵施設(LWSF)3.2低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)

概況報告低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)

軽水炉燃料再処理技術の研究開発