Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
坂口 忍; 立花 郁也; 越野 克彦; 白水 秀知; 白井 更知; 今本 信雄; 冨田 恒夫; 飛田 祐夫; 山中 淳至; 小林 大輔; et al.
JAEA-Technology 2011-006, 24 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2011-006.pdf:3.07MB
2007年に発生した新潟県中越沖地震において、柏崎刈羽原子力発電所では設計基準を超える地震動が観測されたが、「止める,冷やす,閉じ込める」ための耐震重要度の高い施設,設備については、耐震設計時において発生する荷重や耐震許容に相当な耐震裕度が見込まれていたため、被害はなかった。そこで、耐震裕度とは実際にどの程度あるものなのかがわかれば、施設,設備の安全性が明確になる。このため、定量的な耐震裕度の把握を目的として、東海再処理施設の代表的な機器を一例に、一般的に地震が発生した際に地震荷重が集中しやすい据付ボルトについて、実機を模擬した供試体を用いて耐力試験を実施した。本報告では、耐力試験から得られた耐力値が、耐震許容に対してどの程度裕度があるのかについてまとめたものである。
三浦 信之; 大谷 吉邦; 伊波 慎一; 飛田 祐夫
JNC TN8450 2001-013, 24 Pages, 2002/03
東海再処理施設では、使用済燃料の再処理やガラス固化処理等の処理運転を行っている期間中においても、定型的な機器・設備の点検や清掃、フィルタの交換等の保守作業を実施している。運転状況に関する情報公開時の対外説明等に資するため、これら処理運転期間中における保守作業の実績やこの実績から今後実施することが想定される保守作業の中で、再処理やガラス固化処理等における各処理工程が短期間停止するもの等を摘出し、これを各工程毎に定型的な保守作業として取り纏め、2001年9月に『東海再処理施設における定型的な保守作業』(JNC TN8450 2001- 006)を作成した。本資料は、『東海再処理施設における定型的な保守作業』(JNC TN8450 2001-006)を補遺するものである。
三浦 信之; 大谷 吉邦; 伊波 慎一; 飛田 祐夫
JNC TN8450 2001-006, 861 Pages, 2001/09
JNC-TN8450-2001-006.pdf:34.98MB
東海再処理施設では、使用済燃料の再処理やガラス固化処理等の処理運転を行っている期間中においても、定型的な機器・設備の点検や清掃、フィルタの交換等の保守作業を実施している。本資料は、運転状況に関する情報公開時の対外説明等に資するため、これら処理運転期間中における保守作業の実績やこの実績から今後実施することが想定される保守作業の中で、再処理やガラス固化処理等における各処理工程が短期間停止するもの等を摘出し、これを各工程毎に定型的な保守作業として取り纏めたものである。また、本資料の冒頭には、東海再処理施設の主要な工程について、工程図を用いて概要の説明を加えている。なお、本資料は、新規施設の建設、既存施設の改造、及び運転経験等をふまえて、適宜見直しを行うこととする。
菊池 孝; 大谷 吉邦; 伊波 慎一; 飛田 祐夫*
JNC TN8450 2000-009, 160 Pages, 2000/12
本資料は、再処理センター全体の連帯感の醸成、意識の共有化等を目的として、平成12年10月4日に東海再処理施設事業所展示館にて開催した「第1回 再処理センターキャンペーン報告会」の予稿集及び口頭発表OHPを資料集としてまとめたものである。
菊池 孝; 大谷 吉邦; 伊波 慎一; 飛田 祐夫
JNC TN8450 2000-006, 700 Pages, 2000/09
JNC-TN8450-2000-006.pdf:14.6MB
東海再処理施設では、使用済燃料の再処理やガラス固化処理等の処理運転を行っている期間中においても、定型的な機器・設備の点検や清掃、フィルタの交換等の保守作業を実施している。本資料は、運転状況に関する情報公開時の対外説明等に資するため、これら処理運転期間中における保守作業の実績やこの実績から今後実施することが想定される保守作業の中で、再処理やガラス固化処理等における各処理工程が短期間停止するもの等を摘出し、これを各工程毎に定型的な保守作業として取り纏めたものである。なお、本資料の冒頭には、東海再処理施設の主要な工程について、工程図を用いて概要の説明を加え、また、各工程毎の保守作業の資料の後段には、資料の中で用いている用語を解説として加えている。
田中 憲治; 川口 昭夫; 石橋 隆; 飛田 祐夫
アスファルト固化の安全と性能評価に関する国際ワークショップ, 0 Pages, 1999/00
核燃料サイクル開発機構東海事業所アスファルト固化技術開発施設における運転経験と1997年に発生した火災・爆発事故の概要(原因究明に係る事項を除く)について報告する。本施設は、再処理工場から発生する低放射性濃縮廃液を固化処理し、安定な固化体として貯蔵保管するために建設された。1982年に実廃液を用いた処理試験を開始以来、1997年までに約7500m3の廃液を処理し、約3万本の固化体を製作した。
飛田 祐夫
JNC TN9200 99-005, 17 Pages, 1998/12
固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)は、大洗工学センターにおける廃棄物管理上の課題である、
固体貯蔵施設の満杯対策や、今後多量に発生し既設の固体廃棄物前処理施設(WDF)では対応できない大型固体廃棄物等の減容処理を行う。このことにより、廃棄物の処理・貯蔵負担を軽減し、大洗工学センターにおける研究開発を長期かつ円滑に進展させることを目的に建設を行う。本報告は、平成8年度第1回R&D報告会で発表した、LEDFの建設計画の原稿を取りまとめたものである。
宇佐美 朋之; 会川 英昭; 飛田 祐夫
動燃技報, (97), p.151 - 156, 1996/03
「常陽」廃棄物処理施設は,平成元年から建設計画を進め,平成6年8月末にすべての機器類の据付け調査を終え,平成7年2月10日にホット運転を開始した。本施設は,高速実験炉「常陽」及び照射燃料集合体試験施設等から発生する放射性廃棄液を,原研大洗廃棄物処理場への移送基準を満足するように,放射性物質濃度を低減させる前処理施設である。廃液処理設備は主な処理対象廃液である燃料洗浄廃液中の放射性腐食生成物が微粒子状で存在することをに着目し,マイクロ波固化装置等から恒星される。本報では,「常陽」廃液物処理施設の建設とその後の運転状況について報告する。
金属減容技術に関する調査佐久間 敦宏; 菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 95-011, 13 Pages, 1994/10
本調査は、大洗工学センターにて実施する固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の基本設計の遂行にあたり、その初期階段において系金属廃棄物を処理する「金属減容設備」のプロセスの確定に資することを目的に実施したものである。調査対象には、概念設計での確定に至らなかったインダクトスラグ溶融方式、及びインキャンメルト方式の2方式と、同じ高周波溶融加熱原理である浮揚溶解方式を加えた3方式を設定し、各技術の現状を整理するとともに、LEDFの「金属減容設備」プロセスとしての適用性、並びに他の溶解方式との比較による優位性について評価・整理した。その結果、3方式の中でインキャンメルト方式が、現状において「前処理設備の軽減化」及び「技術実証度」の評価において、他方式と比較として最も技術的に優位にあることが確認された。また、施設運用に影響する「経済性」の評価においても同方式が他方式と比較しても最も負担が少ないことも確認された。したがって、本調査の結果に基づき、LEDFの「金属減容設備」プロセスにはインキャンメルト方式を選定するものとした。
菅谷 敏克; 中野 朋之; 宮崎 仁; 飛田 祐夫
PNC TN9420 94-015, 80 Pages, 1994/07
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内における新型動力炉開発に係わる照射後試験等の試験、研究業務で発生する放射性固体廃棄物の低線量化、高減容化処理を行うことを目的として、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。LEDFの処理対象廃棄物としては、センターの各施設から発生する大型固体廃棄物の他、現在「高レベル固体貯蔵施設」に金属密封缶の状態で保管されている「高線量固体廃棄物」がある。本報は、LEDFの廃棄物処理工程検討に資するため、廃棄物の移動・運搬技術と開缶に関する技術の現状について調査を行ったものである。移動・運搬技術の調査では、一般産業界における移動・運搬技術や使用機器についての実情や動向、また原子力業界の利用状況についての調査を行った。また、開缶技術の調査では、現在使用されている金属密封缶をモデルに原子力業界及び産業界において缶を開けるために使用されている装置、及び利用可能な切断技術や方法について調査を行った。
菅谷 敏克; 宮崎 仁; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-010, 103 Pages, 1994/04
動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センター内で発生する汚染大型廃棄物は、WDFにて解体した後、規定のサイズの缶に収められ、「中央廃棄物処理場」に払いだされる。近年廃棄物発生量がWDFの処理能力を超え、このままでは施設の運転に支障をきたすことが予想されており、センター内廃棄物管理を効率的に行うため、固体廃棄物処理技術開発施設(LEDF)の建設を計画している。本計画の推進にあたっては、WDFの大型固体廃棄物処理機能をLEDF計画の中で有効利用することの是非は重要な課題であり内部検討の他、外部委託を含む検討を実施した。この結果、LEDFをWDFに併設してWDFの処理機能を活用するためには、WDFの改造を施したとしても処理能力不足、処理停止期間、廃棄物発生量等課題も多く対応も困難であることこから、LEDF計画の中でWDFを活用していくことは得策ではないとの結論に達した。また、本結論については、平成6年3月の第8回廃棄物問題調整委員会で報告された。
山本 多平; 堂野前 寧; 会川 英昭; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-011, 154 Pages, 1994/03
「常陽」廃棄物処理建家は、更新廃棄物処理施設の完成に伴い、平成6年10月頃に運転の切替えを行う予定である。運転切替え後、廃棄物処理建家は運転を停止することになるため、長期に渡る安全な維持管理を行う必要がある。その為、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を行い、可能な限り線量当量率の低減を図ることが望ましい。本調査は、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を、限られた期間に効果に実施するため、系統ごとの除染方法等について具体的に提示したものである。調査の主な結果を以下に示す。(1)除染すべき除染対象物が特定できた。(2)系統除染の具体的な配管取合いが、設定できた。(3)現在の廃液処理機能を有効に利用できる除染方法(高圧ジェット、水循環及びエアブロー、希硝酸除染)が選定できた。(4)これらの除染を行うことにより、廃棄物処理建家の設計基準値(80
SV/H) 以下に低減できる見通しが得られた。
飛田 祐夫; 榎戸 裕二; 谷本 健一
Proceedings of 2nd ASME-JSME International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-2), p.813 - 819, 1993/00
核燃料施設のデコミッショニングを効率的に実施するためには,核燃料施設の特徴である1.TRU,FP及びCP核種による汚染 2.付着物質の物理化学形態が多種多様 3.機器設備等の構造,形状,材質が多種多様,等を踏まえて,測定,除染,解体,遠隔操作等の要素技術の開発を積極的に進める必要がある。本報では,動燃が進めている各要素技術についての現状を報告する。各要素技術の主な内容は以下の通りである。1.測定技術として放射線映像化装置(RID)の開発現状 2.除染技術として,アイスグラスト除染及び電解研磨除染の現状 3.解体技術としてプラズマによる遠隔切断技術の開発及びCOレ-ザ切断技術の開発
谷本 健一; 菅谷 敏克; 原 光男; 菊地 豊; 飛田 祐夫; 榎戸 裕二
動燃技報, (84), p.21 - 34, 1992/12
核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの基盤となる測定・除染・解体・遠隔操作等に関する技術開発とデコミッショニング技術に関するデータベース化を大洗工学センタ-の固体廃棄物前処理施設を中心に体系的に進めている。本報では、上記に基づく研究開発のうち、いままでに以下で実施してきたデコミッショニング技術に関する研究開発の成果と、それを踏まえて各研究施設設備の更新に伴う解体・再生や将来のデコミッショニングに向けて実施している要素研究及びシステム化研究の現状について報告する。
線照射試験飛田 祐夫; 岡崎 充宏*; 榊原 守夫*; 谷本 健一; 榎戸 裕二
PNC TN9410 92-208, 68 Pages, 1992/07
高レベル廃棄物の地層処分の計画において、廃棄物近傍のニアフィールドにおける放射線の影響を評価する必要がある。地層処分時における地下水の照射下における性状の基礎データを取得するために、地下水の性状を模擬した人工海水を使用して、「常陽」使用済燃料プールを照射場として利用し、線照射によって地下水の性状がどのように変化するのかを確認した。同等のサンプルを「常陽」使用済燃料プールの放射線の影響が無い場所にも設置し、照射以外の変化についても確認しリファレンスとした。また、照射後の経時変化の有無を確認するため、一定時間毎の性状の変化を調べた。照射条件は、24時間(1日)1.0
103
1.3103Gy1440時間(60日)4.41046.8104Gyで行った。試験結果は以下の通りである。(1) 照射前後のpH、導電率、人工海水中の全てのイオン濃度の変化は見られなかった。(2) 照射前のEhは241mVであったが、1440時間(60日)の照射後では、156mVと減り、吸収線量が増えるとEhは低下する傾向がある。(3) 照射前のDoは、20.76g/lであったが、1440時間(60日)の照射後では、5930g/lと増え吸収線量が増えるとDoは上昇する傾向がある。(4) 480時間(20日)の照射前に2.9ppmの硝酸イオンが検出され、照射後にも105ppmの硝酸イオンが検出された。また、480時間(20日)の未照射前にも硝酸イオンが4.0ppm、未照射後に5.9ppm検出された。1440時間(60日)の照射後に15ppmと未照射後に11ppmの硝酸イオンが検出された。(5) 照射後一定時間内(約4時間後測定)のpH、Eh、Do、導電率、人工海水中の全てのイオン濃度の変化は見られなかった。これらの結果から線により水の放射線分解から生じる酸素がDoを上昇させ、また、水素、水酸基がEhを低下させたと思われる。硝酸イオンが検出されたことは、保管中の人工海水に空気中の窒素が溶け込み水の分解生成物と反応したことによると思われる。
中野 朋之; 飛田 祐夫
PNC TN9420 92-008, 119 Pages, 1992/06
大洗工学センター各施設から発生する放射性固体廃棄物及び放射性液体廃棄物に効果的に管理し、センター内の研究開発及び施設運転の円滑な推進に資するため、平成3年末までの廃棄物処理・貯蔵の実績と平成4年度の廃棄物月別発生予定量と平成4年度以降10年間の廃棄物発生量を予測し、その処理・貯蔵推移から今後の課題と対応について整理した。平成4年度以降の廃棄物発生量の予測については、平成4年1月31日発信の業連3(環技)257で各部門に依頼し、平成4年4月1現在においてすでにプロジェクトが決定しているものを集約してとりまとめたものである。その結果、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)内貯蔵施設の満杯や、MK-3計画や施設のデコミ等によりWDFで処理不可能な大型機器の廃棄物(以後「超大型廃棄物」という)の増大と処理方法の確立されていないため「中廃」へ搬出できない廃棄物(以後「未処理廃棄物」という)の施設内貯蔵量の増加等の課題が生じてきた。このために、各施設への軽減が必要である。なお本報は、今後の事業計画の進展に伴い廃棄物発生者側と受入者側(環境技術課)が計画的に廃棄物の管理が出来るように毎年度見直しを図らっていくこととする。
飛田 祐夫; 中野 朋之; 勾坂 徳二郎*; 大木 雅也*; 浅見 誠*; 谷本 健一; 榎戸 裕二
PNC TN9080 92-001, 107 Pages, 1992/01
大洗工学センターのホット施設は、今後の各施設の新たな業務展開に向けての技術開発や運転計画に基づき、使用済または老朽化した設備機器の解体撤去あるいは施設の更新に伴うデコミッショニングを行う必要がある。この際に発生する放射性廃棄物は、各施設の発生予測データに基づくと、年々増大すると共に固体廃棄物前処理施設(WDF)の受け入れ処理が困難な超大型形状で、汚染形態、線量当量率が極めて高い放射性廃棄物等の発生が予測される。また、更に使用済みとなり施設内に保管されている放射性廃棄物もある。このために、固体廃棄物処前処理施設(WDF)の受け入れ条件を超える超大型機器等を対象に、効果的かつ合理的に処理を行う超大型機器の解体・減容技術および未処理廃棄物の処理技術の先進的な開発等、デコミッショニング技術の研究開発を含めた大型機器解体施設計画の概要について取りまとめた。今後は、本資料を基に施設計画および解体・減容・処理技術等の研究開発計画を具体化していく必要がある。
財津 知久; 飛田 祐夫
デコミッショニング技報, (4), p.17 - 24, 1991/11
米国・ウェストバレ-再処理工場のデコミッショニングに係わる実証プロジェクトは,1970年代初期まで運転された再処理工場において発生した高レベル廃液を最終処理分体として安全な形態に固化処理し,その後施設を安全撤去しようとするものである。この為に必要な設備類は既在のエリアを最大限に利用して設置することとしており,これまでに既在設備等除染,解体,撤去をほぼ終了し,廃液処理設備等の据付,試験運転を実施している。これまでに作業を通じて再処理施設のデコミッショニングに伴う遠隔および直接的な除染技術,放射線防護技術と作業者のトレ-ニング方法,計画や作業手順の立て方,放射線管理術等において大きな成果が得られている。本報では,これらについて報告する。
飛田 祐夫; 原 光男; 菊地 豊; 菅谷 敏克; 堂野前 寧; 宇佐美 朋之
PNC TN9510 91-003, 40 Pages, 1991/08
原子力施設のデコミッショニングは、施設の設計、建設、運転段階で得られた経験が有効であり、かつデコミッショニング実施前の綿密な計画と管理を策定することが、安全性、経済性の観点から重要である。 この資料は、研究炉のデコミッショニングの意思決定、計画と管理に必要な手引き書となるようIAEA技術報告シリーズとして、IAEAにより作成されたものである。この中に含まれる情報は、核燃料施設のデコミッショニングの計画と管理を行う上で、参考になるものと考える。 本資料は、1990年12月ウィーンにおける検討に使われたドラフト版を和訳したものである。
