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後藤 雄一; 鈴木 快昌; 堀籠 和志; 宮本 敏彦*; 薄井 真人*; 森 英人*; 久野 剛彦
JAEA-Technology 2022-005, 42 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-005.pdf:4.48MB
東海再処理施設の分析所小型試験設備の試験セルでは、昭和49年から平成26年にかけて、再処理技術の高度化等に係る試験を実施したことにより、試験セル内に放射性廃棄物が発生し堆積されていた。このため、交替勤務体制により廃棄物の搬出作業を強化し、試験セル内の廃棄物減少に努めたものの、その後に実施した試験セル内機器の解体工事により再び廃棄物が発生した。平成18年からは、試験セル内の廃棄物搬出方法の改善として、廃棄物缶に未収納の廃棄物を低放射性固体廃棄物として、試験セル側面のグローブボックスからバッグアウトする方法を確立した。これにより、従来のカスクNo.10による年間の廃棄物搬出実績から試算される約14年の搬出期間を約5年に短縮することができた。さらに、平成28年からは、カスクNo.10による試験セル内の廃棄物搬出作業を促進させるため、作業員の意識向上に向けた取り組みとして、関連部署(放射線管理部門、運搬部門、廃棄物取出し部門)を巻き込んだソフト、ハードの様々な改善、改良を実施した。廃棄物搬出作業の促進にあたっては、作業員のスキル向上、増強及びカスクNo.10における設備、機器の点検整備等(予防保全)を実施した。その他、放射線管理部門とは、過去に発生したトラブルの再発防止策等について、検討を積み重ね手順化した。また、運搬部門とは、搬出サイクルを堅持するため、他課の運搬スケジュールを考慮した調整及び運搬に係る安全操作指導を受けた。さらに、主工場における廃棄物取出し部門とは、廃棄物取出し作業が滞らないための日程及び作業場所の確保に係る調整を実施した。これらの様々な改善の取り組み、改良を実施したことで、当初計画した廃棄物搬出期間約5年を約3年に短縮することができ、試験セル内廃棄物の搬出作業を令和2年3月に完遂した。
鈴木 快昌; 田中 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.385 - 389, 2017/08
東海再処理施設の分析所では、グローブボックス等の分析設備や付帯機器・部品類の点検・更新等において、作業方法上、放射性物質の拡散リスク(作業員の内部被ばくリスク)を伴うものがあり、対策としてグリーンハウス(GH)と呼ばれる汚染拡大防止用のハウスを設置する。本件では、東海再処理施設分析設備において、これまでに様々な保守・更新作業で用いたGHの概要について報告する。
平成27年12月堀籠 和志; 鈴木 久規; 鈴木 快昌; 石橋 篤; 田口 茂郎; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
JAEA-Technology 2016-026, 21 Pages, 2016/12
JAEA-Technology-2016-026.pdf:1.14MB
東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、平成26年4月から硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を実施してきた。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液を試料とした各種の分析業務を実施してきた。本報告書は、平成26年4月から平成27年12月までに実施した約3,500件の分析及び分析設備の保守・点検などの関連する業務の実績についてまとめたものである。
牧野 理沙; Swinhoe, M. T.*; 鈴木 快昌; 向 泰宣; Menlove, H. O.*; Marlow, J. B.*; 中村 仁宣
Proceedings of INMM 55th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2014/07
在庫サンプル測定システム(INVS)は、プルトニウム転換技術開発施設の査察において採取されたサンプル中のMOX粉末またはPu溶液中のPu量を測定する非破壊測定装置であり、31.3%の比較的高い検出効率を有している。現在のINVSの測定不確かさは、3-5%程度であるが、仮に測定の不確かさを1%以下まで改善することができれば、計量管理に用いる破壊分析の低減、Puの迅速確定、Kエッジデンシトメトリー(KEDG)の代替機器としての活用等、種々の効果が期待できる。本研究では、INVSの高精度化を目的として、実際の硝酸Pu溶液(再処理施設で通常用いられている濃度範囲に限定)を用いた校正試験を、3つの手法(キャリブレーションカーブ法、known-
法及びマルチプリシティ法)を適用して行った。なお、実試料の測定に先立ち、検出器の最適なパラメータ及び測定位置を確認する特性試験を行い、最適化されたパラメータを用いて校正を行った。校正試験の結果、それぞれの手法において不確かさに違いはあるものの、計数値とPu量との間に良い相関があることを確認した。特にキャリブレーションカーブ法が最も相関がよく、結果として1%以下の測定不確かの測定ができる見通しを得ることができた。溶液の測定は、様々な因子(濃度,酸濃度及び容量)が影響を与えるため、その結果についてもあわせて考察を行った。
北川 修; 鈴木 快昌; 黒沢 明; 綿引 優; 檜山 敏明
JAEA-Technology 2006-031, 29 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-031.pdf:2.92MB
溶液の導電率が酸濃度と相関があることを利用して、蒸留水で希釈した試料の導電率を測定し、ウラン及びプルトニウムに起因する導電率を多変量解析法で補正することにより、溶液の酸濃度を算出する導電率測定法について検討を行い、以下に示すような良好な結果が得られた。(1)硝酸プルトニウム溶液等を用いたアルカリ中和-電位差滴定法との比較分析の結果、10%以内で良好に一致した。(2)硝酸プルトニウム溶液及び硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液の25.0
Cにおける導電率測定の並行精度及び室内再現精度は、それぞれ0.52%, 1.53%以下であった。(3)硝酸プルトニウム溶液等に含まれるアメリシウム,鉄等の不純物は、その総量がプルトニウム及びウラン量の1%以下であれば、導電率の測定には影響を及ぼさなかった。以上の結果から、プルトニウム転換技術開発施設で取扱われる高濃度のプルトニウム,ウランを含む硝酸溶液の酸濃度分析へ導電率測定法を適用した。さらに、再処理工程中の硝酸プルトニウム溶液等の酸濃度分析へ本法を適用することが期待できる。
鈴木 快昌; 向 泰宣; 中村 仁宣; 黒沢 明; 藤原 英城*; 鴨志田 修一*; 菅谷 伸一*
no journal, ,
中和沈殿物焙焼体の保管時の安定性を確認するため、異なる湿度下における重量や含水率の挙動を試験により評価した。空気中にて1か月間放置した結果、中和沈殿物焙焼体の飽和水蒸気下における含水率上限は2wt%以下であり、乾燥雰囲気においては0.5wt%以下であることがわかり、長期保管における安定性を確認することができた。
堀籠 和志; 鈴木 快昌; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の東海再処理施設では、高精度な分析結果が要求される核物質計量管理のためのU, Pu濃度分析に、同位体希釈質量分析法(IDMS)を採用している。本分析法において高精度な分析結果を得るためには、試料の組成(同位体比、U, Pu濃度比)に応じた標準試料(スパイク)を適用することが重要となる。これまで、U, Puの濃度比が1:1のU-Pu混合酸化物(MOX)粉末の溶解液試料に対しては、汎用的なスパイクがなく、前処理の段階で希釈調整などを行うことにより対応してきた。そこで、今回、スパイクとMOX溶解液試料の各同位体比、原子数比及びスパイクとMOX溶解液試料の混合物の原子数比により算出される誤差の大きさ(Error Magnificent Factor: EMF)を評価することで、測定値の不確かさが最小となるスパイク中のU, Puの含有量を求め、MOX溶解液試料に対して最適化したスパイクを調製した。