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朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.
JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10
JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB
原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。
小山 直*; 濱本 真平; 金城 紀幸*; 根本 隆弘; 関田 健司; 磯崎 実; 江森 恒一; 伊藤 芳輝*; 山本 秀雄*; 太田 幸丸; et al.
JAEA-Technology 2007-047, 40 Pages, 2007/08
JAEA-Technology-2007-047.pdf:18.83MB
日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉補助施設に設置しているガス圧縮機は、一般的な往復圧縮機を採用しているが、冷却材漏洩防止等の観点から複雑なロッドシール機構を有している。これまでの運転結果より、ガス圧縮機のロッドシール機構は、シールオイル漏れを頻発しており、長期連続運転における信頼性に問題があった。調査の結果、シールオイル漏れの原因は、おもにシール材の限界摺動特性を超えた範囲で使用したため、シール材リップが摩耗・変形し、シール機能が維持できないことにあった。そこで、代替シール材の選定,工場試験装置を用いた耐久性評価試験,実機を用いた実証試験を通して、長期連続運転に耐え得るシール材の見通しを得た。
小林 健太郎; 磯崎 功栄; 圷 茂; 中西 政博; 大曽根 隆; 茂垣 為佐男*; 会沢 秀一*
JNC TN8440 2004-001, 151 Pages, 2004/05
JNC-TN8440-2004-001.pdf:88.84MB
本報告書は、再処理センター環境保全部環境管理課における平成14年度の業務についてとりまとめたものである。本年度は、再処理センター内各施設及び高レベル放射性物質研究施設から発生した多種多様の放射性固体廃棄物を計画どおり安全確実に処理及び貯蔵を実施し、所要の成果を得ることができた。
小林 健太郎; 磯崎 功栄
JNC TN8440 2003-003, 139 Pages, 2003/04
JNC-TN8440-2003-003.pdf:19.77MB
本報告書は、再処理センター環境保全部環境管理課における平成13年度の業務についてとりまとめたものである。当課は、低放射性固体廃棄物のうち可燃性廃棄物の受入れ、焼却処理、低放射性固体廃棄物及び高放射性固体廃棄物の貯蔵管理を主要な業務としている。取り扱う廃棄物は、再処理センター内各施設から発生する低放射性及び高放射性固体廃棄物、管理器材並びに高レベル放射性物質研究施設の低放射性固体廃棄物と多岐にわたっている。平成13年度の環境管理課の業務については、それら多種多様の廃棄物を計画どおり安全確実に処理及び貯蔵を実施し、以下の成果を得ることができた。1.焼却施設における可燃性廃棄物の焼却は、再処理工場から発生した分に加え、アスファルト固化処理施設の事故により発生し、第2アスファルト固化体貯蔵施設に保管中の分を含めて、合計約70.5tを処理した。2.低放射性固体廃棄物の貯蔵管理は、200リットルドラム缶換算で約1071本相当を受入れ、貯蔵した。低レベル廃棄物処理技術開発施設の竣工時期を考慮すると、貯蔵施設の満杯は回避できる見通しである。3.高放射性固体廃棄物の貯蔵管理は、200リットルドラム缶換算で約117本相当を受入れ、貯蔵した。当面、貯蔵施設の管理上の問題はない。4.廃棄物発生量低減化の啓蒙を目的として、平成13年度から、イントラホームページに関連データ等の掲載を開始した。
磯崎 太*; 菊地 泰二; 井岡 郁夫; 石川 和義; 平田 雄二*
JAERI-Tech 2002-074, 22 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-074.pdf:4.98MB
IASCC照射クリ-プ等にかかわる照射試験研究の一環として、被覆管内部にガスを加圧して溶封する照射用試験片(圧力管試験片)の製作を行うことになった。本圧力管試験片は、外径7mm,肉厚0.5mmの被覆管内部にヘリウムガスを加圧封入して溶接により密封構造とするものである。この製作にあたっては、高圧下での密封溶接という技術的課題があり、研究スケジュ-ルとの関係から圧力管試験片の製作期間の短縮とコストの低減を考慮に入れて検討を行い、既存設備を応用した簡便で短期間に製作出来る手法の考案とモックアップ試験での作業手順を確認し、被覆管内部に最大で5.5MPaのガスを加圧して溶封を行える技術を確立した。また、製作した圧力管試験片は原子炉での照射試験により、中性子照射と内圧力の影響からクリ-プ変形が発生して寸法の微小変化が予測されるため、照射前後において外径寸法を高精度で測定する必要がある。そのための高精度自動測定法としてレ-ザ測定器と旋盤を組み合わせた外径寸法測定を行い、測定精度0.01
mで測定する方法を確立した。
石川 和義; 菊地 泰二; 磯崎 太*; 井上 広己; 大場 敏弘; 松井 義典; 齋藤 隆; 中野 純一; 辻 宏和
JAERI-Tech 2002-061, 69 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-061.pdf:12.21MB
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する研究は、軽水炉の高経年化対策にかかわる重要課題であり、その現象を解明するためには、照射,環境,応力の複合作用における発生機構を明らかにする必要がある。このような状況から、IASCC研究における照射試験を材料試験炉(JMTR)で行うため、飽和温度キャプセルを製作した。飽和温度キャプセルは炉外の水環境制御装置から沸騰水型原子炉(BWR)の炉心環境を模擬した水質及び水温の高圧水を通水しながら照射試験を行う照射リグである。本報告は、(1)この飽和温度キャプセルの設計・製作にあたっての技術的検討課題を抽出し,(2)この課題についての各種試験を行い,(3)その結果を反映させて実施したキャプセル組立及び検査について述べたものである。
大場 敏弘; 井上 広己*; 菊地 泰二; 高 勇; 千葉 雅昭; 石川 和義; 津田 和美*; 武山 友憲; 磯崎 太*; 照沼 勲*; et al.
NIFS-MEMO-36, p.121 - 124, 2002/06
原子力機器である容器等は厳重な機密性が要求されることから、これらの容器に対して極めて精度の高い漏洩検査が実施され、健全性の確認が行われている。この精度の高い検査法として、透過性の高いヘリウムガスを使用するヘリウム漏洩検査法が広く利用されている。しかし、このヘリウムガスは透過性が高いために漏洩検査のシール材として用いられるゴム系Oリングを透過漏洩して、検査を妨害する要因となる場合もある。著者等は、この問題を回避するためにゴム製Oリングを二重に装着する方法を考案し、この方法について実験を行った。その結果、予測を遥かに上回る透過漏洩の遅延現象が観察され、この現象を解析した。この結果、フランジに二重に装着したOリング間の空間の存在が、ヘリウムガスの透過漏洩を抑制する極めて有効な作用をすることがわかった。
大場 敏弘; 菊地 泰二; 高 勇; 磯崎 太*; 千葉 雅昭; 石川 和義; 井上 広己*; 照沼 勲*; 沢辺 正樹*; 津田 和美*; et al.
JAERI-Tech 2001-067, 29 Pages, 2001/11
JAERI-Tech-2001-067.pdf:1.93MB
原子力関連機器の気密漏洩検査としてヘリウム漏洩検査が行われているが、この検査においては検査箇所の気密を維持するためにシール用ガスケットとしてゴム製のOリングが使用される。一方、ヘリウムは透過性が強いため該Oリングをも透過漏洩し、漏洩検査時にこのヘリウムが検出され検査が阻害される問題がある。この問題を回避するためにOリングを2重に装着してヘリウムをシールする方法を考案し、ヘリウム透過漏洩量の時間変化の測定試験を行った。この結果、2重に装着したOリング間の空間の存在がOリングを透過して漏洩するヘリウムを抑制するうえで極めて有効であることが確認された。
武山 友憲; 千葉 雅昭; 磯崎 太*; 雨澤 博男; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 小田部 芳清*; 平田 雄二*; 高 勇; 大場 敏弘
JAERI-Tech 2001-024, 32 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-024.pdf:4.41MB
中性子スペクトル調整型キャプセルの製作にあたり、試料に高速中性子のみを照射する目的で、熱中性子吸収材であるカドミウムのアルミニウム被覆密封薄肉円筒を製作した。核設計、熱設計上からの要求は、カドミウムの肉厚5.5mm,内径23mm,全長750mm,アルミニウム被覆肉厚0.7mmであり、カドミウムの表面に酸化膜があってはならない、アルミニウム被覆は全面においてカドミウムと密着していることであった。この仕様を満足するため鋳造によって製作した。酸化を防止するためとカドミウムは特定化学物質であるため、真空溶液鋳造装置を製作して鋳造を行った。
坂川 嘉信; 島居 真一; 太田 守人; 稲野辺 和秀*; 塩谷 功; 磯崎 典男; 杉本 智行*
PNC TN8410 98-080, 177 Pages, 1997/12
屋外貯蔵ピットは昭和42
45年間の間に建設され、昭和42年8月以来約30年間不燃性固体廃棄物の保管廃棄施設として、原子燃料公社時代におけるウラン精錬所で発生した廃棄物を保管してきた。この貯蔵ピットは従来より内部の点検,ピット内の結露水や雨水による滞留水の除去等の管理,ピット上面,外壁の防水工事等を行ってきたところであるが、貯蔵ピットの管理状況の実態が社会的に厳しく問われ、ピット内に収められている廃棄物を取り出し、新しい容器に詰め替えるための作業用建屋を屋外貯蔵ピット上部に建設する工事を実施した。建屋は貯蔵ピットに合わせて、東西方向58m,南北12m25mの鉄骨造の平屋で延床面積約1300㎡である。平面的には作業エリアの他に、更衣室、エアロック室等を設けている。建屋完了後、内部にグリーンハウスを設置し、ピットの天井部を開口してコンテナ等をピット内で解体し、ホイストにより順次廃棄物を取り出し、詰め替え作業、搬出作業が行なわれる。本報告書は、屋外貯蔵ピット内廃棄物取出工事、作業用建屋建設工事について、その結果を報告するものである。
猪井 宏幸; 磯崎 実; 篠崎 正幸; 橘 幸男; 太田 幸丸; 藤本 望; 伊与久 達夫
no journal, ,
原子力利用の新たな展開を目指した高温ガス炉技術基盤確立の一環として、高温ガス炉の特性把握のためのHTTR高温連続(50日)運転を計画している。この運転に備えて、信頼性向上に向けた機器の改良や分解点検等を実施してきた。そのなかで、1次ヘリウム純化設備ガス循環機等のオイルシール部シールオイル漏れ、非常用発電機ガスタービンエンジンの部材の劣化、炉容器冷却水設備(VCS)冷却器の熱交換性能低下という3つの事項について対策を行った。まず、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のオイルシールの材質をポリウレタン製から耐熱性のあるテフロン製に変更し、30日間連続運転等において有意なシール性向上を確認した。次に、非常用発電機の分解点検を実施し、劣化状況を詳細に観察したうえで、部材の一部を交換した。また、炉容器冷却水設備(VCS)冷却器の伝熱配管の化学洗浄を実施し、熱交換性能が回復したことを確認した。
北岸 茂; 磯崎 太; 滝田 謙二; 青山 征司; 松井 義典
no journal, ,
RI製造の一環として、材料試験炉(JMTR)では、
Tcの親核種である
Mo製造が計画されている。Mo製造設備の整備では、新たに水力ラビット照射装置の設置が行われており、この照射設備の設計は、利用拡大のために、従来よりも多くのラビットを照射可能とした。しかしながら、照射ラビットの組立に約10日以上かかるため、製作時間の短縮が要求されている。このため、JRR-3で製作時間を短縮するために開発されたねじ圧着型ラビットに着目し、その製作性及びJMTRでの使用環境における耐久性を確認するために、炉外試験を行った。これらの試験では、まず、ねじ圧着型ラビットの組立装置の設計・製作を行い、製作性試験を行い、次に、試作ラビットを用いて耐久試験を行った。その結果、健全な密封性を有するラビットが製作でき、かつ、JMTRの照射試験に使用可能な明るい見通しが得られた。
中川 貴博; 高田 千恵; 金井 克太; 村山 卓; 宮内 英明; 鈴木 武彦; 佐藤 義高; 永崎 博子; 今橋 淳史; 磯崎 航平; et al.
no journal, ,
福島県からの委託により、平成23年7月11日からホールボディーカウンタによる福島県住民の内部被ばく測定を実施している。評価対象核種は、
Cs及び
Csである。測定対象年齢は4歳以上とし、4歳未満の場合は、事故時に避難行動が同じであった家族等を測定した。平成23年7月11日平成24年1月31日の期間(フェーズ1)は、最初に放射性物質の放出があった平成23年3月12日に吸入摂取をしたと仮定し、預託実効線量を評価した。フェーズ1における測定者数は9,927人で、線量は最大で3mSvであった。成人のCsとCsの全身残留量の相関関係には、強い相関が見られ、この分布の平均的な比は1.31であった。この比は、環境中への放出量と半減期から推定される値とよく一致した。なお、
Iが検出された例はなかった。なお、平成24年2月1日から実施している日常的な摂取での線量評価(フェーズ2)の実績については、発表当日に報告する。
玉置 裕一; 磯崎 涼佑; 鈴木 隆太; 赤田 雅貴; 澤幡 哲司; 米澤 諒真; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹
no journal, ,
高経年化した核燃料物質使用施設の保全活動に用いた安全評価手法について、これまでの活動実績と改善計画をもとに、設備機器の高経年化リスク評価フローを検討した。設備機器の故障発生時の影響を多角的に数値化し、経年化の影響を加味することで、掲示変化を定量的に把握できるようにした。また、設備機器が機能喪失に至ると想定されるリスクポイントを最大に設定することで、機能喪失までの期間を見極め、計画的な保全に資することとした。これら検討の結果、補修課題の再発を考慮した設備機器の評価管理の見通しを得た。
玉置 裕一; 磯崎 涼佑; 鈴木 隆太; 赤田 雅貴; 澤幡 哲司; 米澤 諒真; 鈴木 尚; 水越 保貴; 坂本 直樹
no journal, ,
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。これらの施設は運転開始から40年以上が経過しており、経年劣化を考慮した施設の維持管理が重要になっている。施設を安定的に稼働させるため、平成14年から独自の安全評価手法に基づく施設の保全活動を実施し、これまでに700件以上の補修課題を抽出し課題の解消に取り組んできた。しかし、安全評価を実施していたにも関わらず不具合が発生した事象や、設備機器の補修課題を解消後に再発する事象が確認される等、評価手法の問題点が明らかになった。そこで、保全活動の実績及び分析結果をもとに策定した安全評価手法の改善方針を受け、設備機器の高経年化に対するリスクを数値化する新たな評価手法を開発した。
磯崎 涼佑; 玉置 裕一; 鈴木 隆太; 赤田 雅貴; 澤幡 哲司; 鈴木 尚; 米澤 諒真; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹
no journal, ,
核燃料物質使用施設における設備機器の経年劣化に対応した保守管理を実現するため、高経年化リスク評価手法を開発しており、設備機器の故障発生時の影響や発生確率を示すリスクポイントの算出方法を検討した。
澤幡 哲司; 玉置 裕一; 磯崎 涼佑; 鈴木 隆太; 赤田 雅貴; 鈴木 尚; 米澤 諒真; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹
no journal, ,
核燃料使用施設における設備機器の経年劣化に対応した保守管理を実現するため、高経年化リスクアセスメントを開発しているが、これまで行われてきた保全対象設備の抽出・細分化によるリスクの特定及び故障発生時の影響等を考慮したリスク分析に加え、リスク評価プロセスを追加し、リスクポイント最大値との比較等を行うことで、設備機器の重要度によらず、保守対応の必要性・優先度を詳細に検討することが可能となった。また、本評価手法を実際の設備に適用することで、施設の維持管理を改善できる見通しが得られた。