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牧野 勉; 室川 佳久; 藤原 孝治; 吉岡 正弘; 稲田 栄一; 上野 勤
PNC TN8440 96-005, 558 Pages, 1995/10
新規施設の管理区域設定のため,国,地方自治体及び事業団内の許認可等の手続きを行うに当たり,実施した詳細内容を報告する。管理区域設定準備に必要事項を国,地方自治体,事業団内,施設内,従業員等に分類し,ひとつひとつ,変更,改訂,設置等を実施した。原子炉等規制法に定める再処理設備のその他附属施設のうち,主要な試験施設として昭和63年2月9日付けで設置変更承認を得たガラス固化技術開発施設(TVF)は,設工認,建設工事,試運転等を経て,使用前検査に合格し,保安規定の変更許可等を取得し,かつ,事業団内外の了解を得て,計画通りに平成6年9月2日に管理区域を設定した。新規施設の管理区域設定準備に必要な項目,内容,スケジュール及び対応時の具体的な内容をまとめることができた。今後の新規施設の管理区域設定準備及びホット試運転開始準備に資する。
吉岡 正弘; 遠藤 昇; 坂田 弘美; 磯崎 功栄; 上野 勤; 稲田 栄一
動燃技報, (91), p.111 - 122, 1994/09
TVFのコールド試運転を平成4年5月から開始し、計画どおり平成5年度末に終了した。「固化プロセス運転試験」と「遠隔操作・保守試験」に大別し、交互に実施した。前者の試験においては、プロセス各設備の性能、安全性を確認するとともに、ガラス固化体の品質は十分な精度をもって管理できることを確認した。後者の試験においては、固化セル内遠隔保守対象全設備について、その脱着手順、及び遠隔操作性を確認し、確実にホット試運転に入れることを確認した。
吉岡 正弘; 秋山 孝夫; 稲田 栄一
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
1992年5月から約2年間の予定でコールド試運転を開始したTVFの試験状況について報告する。コールド試運転は大きくプロセス運転および遠隔操作・保守試験に分けられ、交互に実施している。プロセス運転試験では、予定した3回の試験ランのうち2回を実施し、固化プロセス各機器の基本的な機能・性能を確認するとともに、固化体製造における品質管理基準を確認した。遠隔操作・保守試験においては、溶融炉及びラックを含む遠隔保守対象部品について両腕型マニプレータ、クレーンを用いて脱着試験を行い、遠隔操作性・保守性を確認した。実廃液を用いたホット運転は、1994年以降を予定している。
稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄
PNC TN8450 91-006, 77 Pages, 1991/03
東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先の昭和62年度調査と同様に昭和63年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和63年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約4%、難燃物Iが約10%、難燃物IIが約7%、不燃物が約79%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で505kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で
稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄
PNC TN8450 91-005, 103 Pages, 1991/02
東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先ず昭和62年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和62年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約9%、難燃物Iが約14%、難燃物IIが約8%、不燃物が約69%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で325kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で272.5kg(不燃物)であった。
稲田 栄一*; 大内 仁; 宮田 和俊*; 大内 優*; 薄井 和也*; 加川 昭夫; 山下 照雄; 水野 彰三*
PNC TN8410 88-045, 85 Pages, 1988/09
プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物並びに再処理工場等から発生する低レベル廃棄物について昭和62年度の処理,処分技術開発に関する資料としてまとめ,社内の検討に供する。 プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物を主対象に,TRU廃棄物の減容安定化,除染,区分管理並びに処分に関する技術開発を進め,減容安定化技術開発は焼却灰等をマイクロ波溶融法にて固化する際,ルツボ形状が固化体の密度に与える影響を評価した。 除染技術開発はバレル電解研摩除染試験を行い,除染の均一性及びバラツキ等を評価した。 区分管理技術開発は非破壊測定手法のパッシブガンマ法により,可燃性廃棄物の焼却前後における239Pu量の関係からパッシブガンマ法の妥当性を確認した。処分技術開発は実核種を用いて,浸出試験を行うための処分技術開発試験設備の製作,据付及び施設検査を行った。 又,人工バリアとして核種移行の遅延能力が大きい緩衝材中のTRU核種挙動試験として,TRU核種を用いて拡散試験等を実施した。 一方,今年度より再処理工場等から,発生する低レベル固体廃棄物並びに液体廃棄物の減容安定化に関する技術開発を開始し,低レベル廃棄物のうち,未処理のまま貯蔵管理されている廃シリカゲル,廃砂,焼却灰等の不燃性残渣の固化処理技術について,調査,検討並びに固化処理試験を行った。低レベル濃縮廃液の処理技術として,廃液中から放射性物質を分離除去し,残る硝酸塩分の廃液を非放射性として海洋放出する処理技術を選定し,模擬廃液によるコールド試験を行った。 又,低レベル濃縮廃液及び化学スラッジを遠心薄膜蒸発機及び横型パドル乾燥機により乾燥粉体化させる処理技術について模擬廃棄物によるコールド試験を行った。 更に,上記低レベル固体廃棄物並びに液体廃棄物の減容安定化技術の実証を目的として,低レベル廃棄物処理開発施設(LWTF)を考えており,今年度は基本設計2を行った。
大内 優*; 薄井 和也*; 加川 昭夫; 山下 照雄; 稲田 栄一*; 大内 仁; 鈴木 正啓*; 落合 健一*
PNC TN8410 88-044, 75 Pages, 1988/09
プルトニウム燃料製造施設で発生するプルトニウム廃棄物を主対象に,TRU廃棄物の減容の安定化,除染,区分管理並びに処分に関する技術開発を進めるために以下の各試験を実施した。減容安定化技術開発は塩化ビニール等の塩素を多量に含んだ難燃物の焼却試験,焼却灰等をマイクロ波溶融法にて固化する際の固化体の高密度化,均一化等を目指したマイクロ波溶融固化試験,金属廃棄物をスラグ溶融にて溶融した際のスラグ層への模擬汚染物質の除染性等に関する金属溶融固化試験を行った。除染技術開発は金属廃棄物の多量除染処理として電解研摩除染法の一つであるバレル電解研摩除染試験を行った。 区分管理技術開発はTRU廃棄物中のPu量測定として非破壊測定手法であるパッシブガンマ法及びパッシブ中性子法についてPu量の検出限界レベルの検討等を行った。 処分技術開発はマイクロ波溶融法で作製したコールド固化体の長期浸出試験等を行う一方,人工バリアとして核種移行に関する緩衝材中のTRU核種挙動試験を行った。
角田 直己; 永木 裕; 樫原 英千世*; 五十嵐 寛; 遠藤 昇*; 佐々木 憲明; 稲田 栄一*
PNC TN841 85-44, 41 Pages, 1985/10
ガラス溶融炉熱上げ技術開発の一環としてマイクロ波加熱装置を製作し,マイクロ波加熱による熱上げ試験を行った。昭和56年3月に工学試験設備のBメルターにマイクロ波加熱装置を設置した。予備試験及び第1,2回の熱上げ試験ではマイクロ波の拡散,メルターの電極の冷却の影響等により直接通電までに至らなかった。第3回の熱上げ試験では,電磁ホーンの改良を行う等の対策により,片側の一対の電極のみ通電可能となった。さらに改良を重ね,第5回目の熱上げ試験で実用可能な電磁ホーンを開発し,以降第13回までの熱上げ試験を行った。 以上の熱上げ試験の結果,直接通電開始に必要な所要電力,熱上げ所要時間に及ぼす各因子の影響,直接通電開始条件について検討した。 さらに,マイクロ波加熱技術をさらに進めるに当っての課題を摘出した。
三浦 信; 角田 直己; 佐藤 政一*; 安藤 久隆*; 五十嵐 幸*; 稲田 栄一*; 田中 康正; 上村 英昭*
PNC TN841 77-34, 69 Pages, 1977/06
高速増殖炉の燃料被覆管として現在SUS316オーステナイト系ステンレス鋼が使用されている。SUS316は冷間加工によって耐スウェリング性を保持させている。燃料被覆管の冷間加工度は最終加工度は最終加工前後における引き抜き長さの変化,あるいは断面積減少率から求めているが,前者は全長の平均,後者は破壊検査法である。そこで全長にわたって各点での加工度を知るために非破壊検査で測定する方法を開発することとした。原理はオーステナイト鋼中に加工によって生ずるマルテンサイト量を磁気測定によって検出し,冷間加工度と関連づけるものである。試験試料はロール圧延により製造した板状試験片(加工度0
50%)とかえて製造した管状試験片(被覆管)(加工度030%)を用いた。試験の結果,板状,管状試験片ともに10%以上の冷間加工度では,加工度と残留磁気量は片対数線上で直線関係を示すことがわかった。しかし両者とも0%(焼鈍材)の残留磁気量が10%加工材とほぼ匹敵する量を示した。この原因は現在のところ明らかでない。また材料試験の結果では加工度が増すことにより引張強さ,0.2%耐力は増加し,伸びは減少する傾向を示した。
三浦 信; 角田 直己; 佐藤 政一*; 稲田 栄一*; 五十嵐 幸*; 妹尾 重男*
PNC TN841 77-25, 77 Pages, 1977/06
レーザ光による被覆管外表面欠陥の自動検査技術開発に着手した。第1段階として,欠陥検出のための検査装置を試作し,これによって,欠陥検出,識別の基礎となる被覆管外表面欠陥によるレーザ反射光のパターンを収集した。検査装置はレーザ発生部,走査部,受光部をもつ本体と信号処理装置からなっている。被覆管健全部,典型的な欠陥からのレーザ反射光をスクリーンに映し,パターンを写真撮影し,欠陥形状との関係を調べた。またこれらのパターンのレーザビーム径による変化,試料への入射方向による変化も試験された。この結果,欠陥形状によりレーザ反射パターンは特徴のある形を示し,レーザビーム径は細い方が感度がよく,ビーム径により検出しベル設定が可能であることがわかった。これに関連して,レーザビーム径の測定法を開発し,解析の手段とした。
本山 茂二; 角田 直己; 土屋 弘行*; 稲田 栄一*; 飛田 祐夫*; 堤 健一*
PNC TN841 77-24, 35 Pages, 1977/05
東海再処理工場には液化蒸留法を主体としたクリプトン回収プラントの設置が予定されている。クリプトン回収プラントでは蒸留塔内部で液体酸素と炭化水素,特にアセチレンが反応して爆発する危険性があるので,これを避けるために信頼性の高い酸素除去プロセスが必要となる。ところで,再処理工場ではせん断および溶解の2工程からのオフガスがパイロットプラントに導入され,各オフガスの主成分が空気および酸素であるため,プラント入口において酸素濃度がかなり変動するものと考えられる。そこで,酸素除去のプロセスとして軽水炉のオフガス系で実績がある触媒反応を用い,濃度変動が大きい酸素を確実に除去するために水素添加量を自動制御することとし,この自動制御装置について検討した。主要な検討項目を要約すると次の3点になる。
大内 優; 三代 広昭; 稲田 栄一; 朝倉 祥郎
International Incineration Conference, ,
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