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藤平 俊夫; 中塩 信行; 大杉 武史; 石川 譲二; 溝口 崇史; 塙 律; 染谷 計多*; 高橋 賢次*; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; et al.
JAEA-Technology 2010-008, 28 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-008.pdf:5.0MB
減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し、溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図るものである。これまでの試験運転結果を踏まえて、本設備のうち、溶融した金属から金属塊(インゴット)を作製する成型工程の改善工事を実施した。また、平成20年10月から試験運転を実施し、合理化した成型工程の検証を行った。本稿では、試験運転によって得られた合理化した成型工程での処理時間の短縮効果,ユーティリティ消費量の低減効果,保守作業の負担軽減効果等について報告する。
藤平 俊夫; 染谷 計多; 高橋 賢次; 伊勢田 浩克; 小澤 一茂; 門馬 利行
JAEA-Technology 2009-031, 29 Pages, 2009/06
JAEA-Technology-2009-031.pdf:21.66MB
減容処理棟に設置されている金属溶融設備は、原子力科学研究所に保管廃棄された低レベル放射性廃棄物のうち、金属廃棄物について溶融し溶融固化体とすることにより、放射性廃棄物の減容,安定化を図る。本設備は、平成15年度から試験運転を実施しており、その試験運転の経験から、溶融した金属の成型工程において、処理コストの低減,保守作業の負担軽減,保守作業に伴う作業員の被ばくの低減等に向けた知見が得られた。その知見を具体化するための設計検討,改善工事を平成18年度から19年度に実施し、成型工程の合理化のための設備改善が実現した。本稿では、金属溶融設備での成型工程の合理化のための検討,設備改善内容,評価等について報告する。
樋口 秀和; 大杉 武史; 中塩 信行; 門馬 利行; 藤平 俊夫; 石川 譲二; 伊勢田 浩克; 満田 幹之; 石原 圭輔; 須藤 智之; et al.
JAEA-Technology 2007-038, 189 Pages, 2007/07
JAEA-Technology-2007-038-01.pdf:15.13MBJAEA-Technology-2007-038-02.pdf:38.95MBJAEA-Technology-2007-038-03.pdf:48.42MBJAEA-Technology-2007-038-04.pdf:20.53MBJAEA-Technology-2007-038-05.pdf:10.44MB
高減容処理施設は、放射性廃棄物の廃棄体を作製する目的で日本原子力研究開発機構原子力科学研究所(旧日本原子力研究所東海研究所)に建設された施設である。施設は、大型金属廃棄物の解体・分別及び廃棄体等の保管廃棄を行う解体分別保管棟と溶融処理等の減容・安定化処理を行って廃棄体を作製する減容処理棟からなる。減容処理棟には、金属溶融炉,プラズマ溶融炉,焼却炉,高圧圧縮装置といった減容・安定化処理を行うための設備が設置されている。本報告では、施設建設の基本方針,施設の構成,各設備の機器仕様と2006年3月までに行った試運転の状況などについてまとめた。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00
放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09
原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Int. J.Cast Metals Res., 11(5), p.339 - 343, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)原子炉の解体により発生する低レベル放射性廃棄物の再利用を目的に、放射性の金属を再利用して廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した新しい鋳造方法の開発を行った。この方法の特徴は、鋼板製の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球により除熱を行うことで容器を鋳造することにある。鋳造試験はおもに容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて行った。また、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、この鉄球複合鋳造法による廃棄物収納容器の鋳造試験を対象に、鉄球複合鋳造法の概念、鋳造試験の結果及び凝固解析や変形解析から得られた知見について述べたものである。
有金 賢次; 大友 昭敏; 笹島 文雄; 高橋 秀武; 瀬口 忠男; 村上 滋*
JAERI-Tech 94-004, 33 Pages, 1994/07
芳香族系ポリエーテル樹脂(BEK)の原子炉照射による機械的性質の変化等を明らかにし、JRR-3M気送管で最大150時間の照射が可能な試料照射用キャプセルを開発した。JRR-3M気送管における試料の照射は、これまでポリエチレンキャプセルの使用で最大20分に制限されてきたが、BEK製キャプセルの開発により長時間の照射が可能になった。また、BEKは、ポリエチレンと同様に誘導放射能が低いことから、照射後の試料の取扱いも簡便である。本報告が、BEKの原子炉照射による特性の変化と、キャプセル開発の研究をまとめたものである。
有金 賢次; 高橋 秀武
KURRI-TR-392, 0, p.25 - 33, 1994/06
1989年12月、それまで100例以上の医療照射を実施してきた武蔵工大炉が故障のため停止したため、原研JRR-2の熱中性子柱を改造して医療照射場を設置し、これまで21回の医療照射を実施した。発表では、JRR-2医療照射設備(医療照射場、照射室、施療室)の設計、設置について述べる。また、医療照射の実施についても述べる。
村上 滋*; 有金 賢次; 大友 昭敏; 高橋 秀武; 瀬口 忠男
39th Int. SAMPE Symp. and Exhibition,Vol. 39 (Book 2), 0, p.2231 - 2243, 1994/00
出光興産(株)が開発中の新規耐熱性・熱可塑性樹脂BEKは、その構造から耐放射線性に優れた特長を有している。フィルム形状での耐電子線性は、減圧下において他の高性能エンジニアリングプラスチックと比較すると、BEK
カプトンユーピレックス-RPEEKの順であることが判明した。さらに電子線照射時に発生するガス発生量は、極めて低レベルであることが明らかになった。これらの検討を基に、原子炉内照射に使用する気送管カプセルとして、100時間程度の寿命を有する実用化研究を行っている。なお、これまで使用している樹脂性容器のうち、耐放射線性に優れているとされているポリイミド製のカプセルは30時間程度の照射が限度であることが照射後の衝撃試験の結果明らかとなり、BEK製カプセルはポリイミド製カプセルの3倍以上の性能を有している。
有金 賢次; 村上 滋*; 大友 昭敏; 瀬口 忠男; 高橋 秀武
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00
研究炉において、ポリエチレンキャプセルは誘導放射能が少ないため放射化分析に広く用いられているが、耐熱、耐放射線性が低いため、最大照射時間は20分に限定され、それ以上の照射には主にアルミニウムキャプセルが用いられている。しかし、アルミニウムは照射後の放射能が高く、試料の取扱いのためには1~2日の冷却時間が必要となる。このため、誘導放射能が少なく、長時間の照射が可能なキャプセルの開発が望まれてきた。この要望に応えるため、ポリエチレンナフタレート(PEN)を用い、JRR-4水力照射装置で最大6時間照射可能なキャプセルを開発し実用に供した。また、JRR-3M気送管で最大100時間の照射が可能なキャプセルの開発を、ポリエーテル樹脂(BEK)を用いて行っている。発表では、原子炉照射下におけるPENとBEKの特性、およびキャプセルの開発について述べる。
有金 賢次; 信田 重夫; 藁谷 兵太; 青山 功; 瀬口 忠男; 高橋 秀武
JAERI-M 92-078, 22 Pages, 1992/06
耐放射線性高分子材料ポリエチレン-2,6-ナフタレートを用い、原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、誘導放射能が少なく、射出成形により大量生産でき、JRR-4で最大12時間までの試料照射に用いることができる。この結果、従来アルミニウムキャプセルでしかできなかった数時間の照射が本キャプセルで可能となるとともに、照射後直ちに試料の取り扱いができ、JRR-4における共同利用照射がさらに安全かつ簡便に行えるようになった。本報告は、本キャプセルの開発と照射試験の結果をまとめたものである。
