東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2021年度

中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

もんじゅ模擬燃料集合体製造に係る技術報告

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

JAEA-Technology 2020-020, 73 Pages, 2021/03

JAEA-Technology-2020-020.pdf:8.26MB

高速増殖原型炉もんじゅでは、現在、廃止措置が進められており、その第一段階として、炉心に装荷している燃料を取り出す工程がある。炉心の燃料集合体は、エントランスノズルが炉心支持板の連結管に挿入され自立しており、周辺の集合体によりパッド部を介して支え合い炉心体系を維持する構造となっている。そのため、燃料を取り出した場所に模擬燃料集合体を装荷し、燃料集合体を安定させる必要があった。このような背景を受け、もんじゅ炉心燃料集合体の製造経験のあるプルトニウム燃料技術開発センターへ、もんじゅ側から模擬燃料集合体の製造依頼があり、製造を行った。この報告書は、装荷する模擬燃料集合体の設計、製造、出荷について報告するものである。

ゲル化プロセス機器構造の調査

梅村 昭男*; 菊地 俊明*; 田中 宏和*; 川内 慶征*; 箭内 実*; 高橋 浩*

JNC TJ9400 2003-002, 142 Pages, 2003/02

JNC-TJ9400-2003-002.pdf:5.5MB

湿式ゲル化法による振動充填燃料製造のうち、顆粒製造に係わる主要機器構造について概念調査検討を行った。検討対象は外部ゲル化法による炉心燃料製造に係わるゲル化転換装置(滴下、洗浄、乾燥装置等)、焙焼・還元炉、焼結炉、マテリアルハンドリング設備である。 (1)昨年度の検討結果に基づき、焼結炉と焼結球の中間貯蔵庫を含めた検討対象について、プロセスフロー、マスフローを明らかにし、処理系列、系列毎の機器数を明らかにした。 (2)機器の配置検討を実施する前提として、臨界安全性について、機器間の相互干渉、粉末が機器からの漏洩、機器移動時等の相互干渉等の異常時を想定した検討を実施した。 (3)主要機器および保守・補修を含めた遠隔ハンドリング設備の概念設計を実施した。また、主要機器および遠隔ハンドリング設備のセル内配置を検討した。また、必要な保守作業について整理した。 (4)主要機器の機器構造を明確化した。また、主要機器の故障について解析を行い保守・補修方法についてまとめるとともに設備の稼働率を見積もった。 (5)品質管理上また工程管理上必要なサンプルについて検討し、検査項目、分析方法、サンプリング頻度等について整理した。 (6)工程の稼働率について特性を評価するとともに、機器を構成する部品の稼働率データの信頼性、妥当性を考慮し、それぞれのデータを整理した。 (7)設備の運転に必要なユーティリティ、運転員数、また設備から発生する廃棄物量等について明らかにした。 (8)対象とする機器の設備費を検討するとともに、処理量、系列数等を考慮して主工程の設備費と製造量の特徴を整理した。また、他のゲル化法の設備費との比較等を実施した。

銅-炭素鋼オーバーパックの製作技術に関する研究

大迫 顕彦*; 田中 宏和*; 高橋 浩*; 下田 収*

JNC TJ8400 99-048, 74 Pages, 1999/02

JNC-TJ8400-99-048.pdf:9.66MB

高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、昨年度構築した銅-炭素鋼オーバーパック概念に基づく銅製外容器について、製作候補技術の適用性に係る知見、データを取得することを目的に、実規模程度の製作試験を通じて各種評価を行うものである。

Effect of microstructure and strength of low alloy steels on cyclic crack growth in high temperature water

庄子 哲雄*; 中島 甫; 辻 宏和; 高橋 秀明; 近藤 達男

Corrosion Fatigue; Mechanics, Metallurgy, Electrochemistry and Engineering, p.256 - 286, 1983/00

原子炉一次系を近似した高温水環境によるき裂成長の加速におよぼす材料のミクロ組織と降伏強度の影響ならびに割れの加速機構を明らかにするため、SA533B鋼をはじめとして、SA387,SA542,SA543,JIS,SPV,46QおよびAISI4340鋼について疲労試験と低歪速度引張試験を大気中と高温水中で実施した。疲労試験では材料の降伏強度が高いほど環境によるき裂成長の加速が生じ、さらに加速の程度は応力比が0.1より0.5のほうが著しい。低歪速度引張試験においても疲労試験の場合と同様に材料の降伏強度が高いほどき裂成長の加速及びJi値の減少が著しい。さらに大気中における時間ベースのき裂成長速度を横軸に、高温水中における時間ベースのき裂成長速度を縦軸に取ったき裂成長線図を用いて疲労試験と低歪速度引張試験により得られたき裂成長速度を比較し、両者の間に良い対応関係のあることがわかった。

A533B鋼溶接熱影響部のき裂成長におよぼす高温水環境の影響

中島 甫; 庄子 哲雄*; 辻 宏和; 高橋 秀明*; 近藤 達男

材料, 31(346), p.710 - 716, 1982/00

https://doi.org/10.2472/jsms.31.710

沸騰水型原子炉一次系に相当する高温水中で、原子炉圧力容器用SA533B鋼の厚板溶接熱影響部のミクロ組織を熱処理により近似した材料のき裂成長試験を行い、溶接熱影響部の試験結果と対応させた。高温水によるき裂成長の加速効果は、材料のミクロ組織に依存する。特に、硬いマルテンサイト部が高応力比条件下で割れやすい等の高温水中特有のき裂成長挙動を示す。また、熱処理により溶接熱影響部のミクロ組織を近似した材料の試験結果は、溶接熱影響部の試験結果と定性的に対応する。さらに、溶接部付近のき裂成長を評価するには、残留応力の寄与を考慮することの必要性もあわせて示唆した。

シーリングシステムの長期劣化が安全機能に与える影響評価,2; シナリオ設定

三津山 和朗*; 武田 匡樹; 杉田 裕; 大野 宏和; 若杉 圭一郎*; 高瀬 博康*; 高橋 博一*; 橋本 朋子*

no journal, , 

シーリングシステムの長期劣化が安全機能に与える影響評価のシリーズ発表(2)として本発表では、シリーズ発表(1)で行ったFEPやインフルエンスダイアグラムの整理に基づいて、シーリングシステムの劣化を想定した3次元不均質場の地下水流動解析を行った。解析結果をもとに施設における卓越した流動経路の発生可能性について検討し、安全評価上懸念すべきシナリオについて設定した。

もんじゅ模擬燃料集合体の設計・製造

榊原 博; 青木 伸廣; 武藤 雅祐; 小田部 隼; 高橋 謙二*; 藤田 直幸*; 檜山 和彦*; 鈴木 宏和*; 鴨川 敏幸*; 横須賀 徹*; et al.

no journal, , 

現在、高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置は第1段階と呼ばれる燃料体取出し期間にある。この炉心燃料集合体の取出し作業では、その取出し箇所に、代替構造物である模擬燃料集合体を装荷する必要がある。模擬燃料集合体は、炉心燃料集合体と外観形状こそ同じものの、核燃料ではないためその内部構造は異なる。原子力機構のプルトニウム燃料技術開発センターでは、この模擬燃料集合体を設計し、製造を行った。設計にあたり、炉心燃料集合体の重量の模擬やナトリウム流路の確保等の設計要求事項に加え、残部材の活用、プルトニウム燃料第三開発室の既存設備を使用すること等を考慮した。また製造にあたり、事前に模擬燃料集合体組立の作業性等を確認し、抽出した課題について対策を行った。結果、模擬燃料集合体120体について、炉側の製造打診から納入まで約3年で完遂した。本発表では、模擬燃料集合体の設計・製造について報告する。