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吉田 充宏; 三代 広昭; 加藤木 賢; 石橋 祐三; 入之内 重徳
サイクル機構技報, (10), p.43 - 49, 2001/03
廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置として、ウランで汚染されていたピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能レベルまで、はつり除染を行った。今回採用した除染方法は、今後のデコミショニングに反映できることを確認した。
加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*
JNC TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。
藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 竹内 正行; 大橋 和夫*
PNC TN8410 98-115, 50 Pages, 1998/09
再処理用機器の構造材料であるステンレス鋼およびバルブメタルの微量な減肉を機器の運転中に連続的に測定する、連続モニタリング技術の開発の一環として、超音波パルス法を測定原理とする水ジェット型および高温型連続モニタリング技術について、連続肉厚モニタリング技術としての適用性を評価した。評価の結果、水ジェット型連続モニタリング技術の測定誤差は
0.01mm程度であり、約1800時間の測定が可能であった。しかし、水ジェットの連続供給に起因した測定部の温度低下による腐食環境の緩和や、実環境への採用に際し、受槽の取り付けや廃液発生を伴うといった問題があり、連続モニタリング技術として適用するにはいまだ解決すべき課題が多く残されている。一方、高温型連続モニタリング技術は0.01mm以下の測定誤差により、直線性に優れたデータが取得できることおよび探触子保持用治具を準備することでさまざまな測定部に対応できることなどから、実環境への適用性が高い技術と判断される。今後、高温型連続モニタリング技術の実用化を図っていくには、探触子の接触状態の長期安定性が求められ、探触子保持用治具の改良や測定器の機能向上が必要となる。さらに、モニタリングデータの検証、探触子の寿命評価、耐放性などモニタリングシステムに求められる機能および性能を明確にし、連続モニタリングシステムの構築を図る必要がある。
竹内 正行; 永井 崇之; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 根本 健志*; 藤咲 和彦*; 大橋 和夫*
PNC TN8410 98-116, 147 Pages, 1998/08
(1)目的熱間圧延法、HIP法,爆接法により製作した管継手を酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備へ装着し、長期信頼性の評価を行う。(2)方法酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備のプロセス系(硝酸凝縮液、濃縮液、供給液ライン)とユーティリティ系(計装用圧空、加熱用蒸気、冷却水ライン)に、管継手試験体を装着し耐久性試験を行い、中間検査として、耐圧試験、染色浸透探傷試験、外観観察、破壊検査を行った。(3)結果【1】熱間圧延管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約21,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮ラインに装着した試験体は、耐圧試験において漏れが認められた。【2】HIP管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約18,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、耐圧試験中に破断が認められた。【3】爆接管継手については、すべての装着位置において漏れおよび破断等は認められなかった。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、ステンレス鋼側に肌荒れが認められた。以上、中間検査の結果から、再処理プロセスへ適用する場合、ユーティリティ系(計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ライン)は、十分適用が可能と考えられる。プロセス系では、硝酸凝縮液のようにステンレス鋼にとって厳しい試験環境では、適用が困難と考えられる。しかし、濃縮液および供給液の温度の低い環境であれば、適用可能と考えられる。
線照射作用竹内 正行; 石橋 祐三; 大橋 和夫; 永井 崇之; 武田 誠一郎
PNC TN8410 98-078, 36 Pages, 1998/07
(目的)材料腐食に与える線の影響について検討するため、ステンレス鋼の腐食に影響を及ぼす酸化性イオンへの線照射作用について調査する。(方法)再処理環境中の代表的な金属種の中で、高次原子価で存在し得るCr6+,Ce4+,Ru3+を対象に、線を一定の線量率および時間で照射し、溶媒中に存在する金属種の原子価変化を調査した。その際、照射反応に対する溶媒の関与について検討するため、溶媒を純水、硝酸水溶液とした照射試験を行った。(結果)本試験の結果から、得られた知見を以下に示す。(1)硝酸溶液にCr6+,Ce4+の高酸化性イオンが溶存した環境に線を照射した場合、それぞれ還元を受けて、Cr3+,Ce3+に変化する。(2)同様に、吸収スペクトルによる同定結果から、Ru3+への線照射により、初期のRu3+の一部は少なくともRuO42-,Ru8+以外の別の形態へ変化しているものと考えられ、線の還元作用、Ruとニトロ基の親和性等から、Ru2+を主としたニトロシルルテニウム形態に変化している可能性が高い。(3)硝酸溶液系に線照射した場合に生じる高酸化性イオンの還元は主として、放射線分解物の影響によるものと考えられ、高酸化性イオンに線が直接的に作用するのではなく、溶媒を介在した間接的な作用によるものと考えられる。(4)線源60Co、硝酸濃度4N、室温の条件で得られたCr還元に係るG値は1.28であり、同環境で評価されたNOx(0.021)の値よりも極めて大きい。(結論)ステンレス鋼の腐食を促進させる高酸化性イオン共存硝酸溶液に線照射した場合、溶液中の高酸化性イオンが還元を受けることで、線はステンレス鋼の腐食を抑制する方向へ作用する。この線の還元作用は主として、亜硝酸に代表される硝酸の放射線分解生成物の影響によるものと考えられる。
竹内 正行; 大橋 和夫; 藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎
PNC TN8410 98-060, 74 Pages, 1998/03
(目的)本件は、Tiより耐食性に優れ、かつTi-5Ta、Zr等よりも装置の製作コストが安価な材料を創製することを目的として実施した。(方法)機器材料開発室で行なった耐食性Ti系合金の試作結果に基づき、Tiの耐食性を向上させる元素としてNbを選定した。そしてNbの添加量を変化させたTi-Nb合金を4種類(Ti-3Nb,Ti-5Nb,Ti-10Nb,Ti-20Nb)試作した。試作した合金について機械的強度、熱間加工性、耐食性に関する評価を行なった。(結果)評価結果を以下に示す。(1)いずれのTi-Nb合金も、目標通りの組成に溶製できた。(2)TiにNbを添加することにより機械的強度は強化され、Nb量とともに強化の度合いは高くなる。なお、いずれの合金についても熱間加工性は良好であるといえる。(3)Ti-3NbおよびTi-5Nbの室温での曲げ加工性は良好であった。Ti-10Nbでは1枚は良好な結果であったが、1枚について部分的に肌荒れが観察された。なお、Ti-20Nbはまったく変形せずに破断した。(4)酸回収蒸発缶模擬液中において、Ti-Nb合金の腐食速度はNb添加量とともに低下し、いずれの合金についてもTiより優れた耐食性を示した。Ti-Nb合金の腐食形態は、いずれも全面腐食であった。(5)Ti-Nb合金の優れた耐食性は、表面に生成するTiO2皮膜に起因している。NbはNb2O5として材料表面に濃縮し、TiO2皮膜の保護性を向上させると考えられる。(結論)今回試作した4種類のTi-Nb合金のなかでは、Ti-10NbがTi-5Taより安価で、高い耐食性と良好な加工性を兼ね備えた合金であるといえる。より最適なNb量の決定に際しては、10wt%Nbを中心としてNb量をパラメータとしたTi-Nb合金を試作し、各種評価を実施する必要がある。また、機器材料としたときに要求される溶接性についての検討も必要である。
石橋 祐三; 黒田 能克*; 仲嶋 淳*
PNC TJ8216 98-003, 243 Pages, 1998/03
FBR燃料再処理施設などの将来施設における自動化には、高放射線環境下で使用できる耐放射線性マイクロコンピュータを中心とした耐放射線性電子機器の開発が必須である。この開発により信号ケーブルの本数削減、自律制御による作業効率の向上、長寿命化による保守費の削減が可能となる。ここでは、耐放射線性マイクロコンピュータによる施設の自動化に向けたシステムの構築を行うためのシステム検証を目的とした「耐放性マイコン内蔵型線スペクトル測定装置」のシステム設計を行った。この設計にあたっては、先に実施した耐放射線性マイクロコンピュータのブレッド・ボード設計・試作の成果を踏まえ、ハイブリッドIC技術を適用した耐放射線性マイクロコンピュータを採用した。この耐放射線性マイクロコンピュータは、集積線量が10sup7RADを越えた状態にあっても機能するものとし、10sup8RAD(集積線量)を目標としたものを組み込んだ設計を行った。
加藤 利弘*; 竹内 正行; 大橋 和夫; 永井 崇之; 石橋 祐三; 武田 誠一郎
PNC TN8410 98-070, 31 Pages, 1998/02
(目的)溶液中のAg(II)をin-situで定量的に分析する手法として、吸光光度法の適用可否を検討した。(方法)電解により生成したAg(II)の吸光スペクトルを吸光光度計で測定すると同時に酸化還元滴定法によりAg(II)の濃度を測定した。(結果)濃度と吸光度が直接関係にある波長が存在し、Ag(II)の吸光光度法によるin-situ分析は原理的に可能であることが分かった。ただし、定量分析が可能な波長や濃度範囲は、Ag(II)濃度や生成条件によって異なること、および分析上の問題点が幾つか存在することが分かった。(結論)Ag(II)の吸光光度法によるin-situ分析への適用性を検討した結果、限定された条件内においては、適用の見通しを得た。
竹内 正行; 石橋 祐三; 大橋 和夫; 永井 崇之; 武田 誠一郎; 山本 一也
PNC TN8410 98-063, 48 Pages, 1997/12
(目的)再処理溶液中に存在する特有の金属種として、プルトニウムに着目し、硝酸プルトニウム溶液環境中でのステンレス鋼材料の腐食挙動について調査する。(方法)硝酸プルトニウム溶液を試験液に、R-SUS304ULCを供試材に使用し、材料浸漬試験、電気化学試験、吸光光度法による溶液中プルトニウムのin-situ原子価分析を東海事業所高レベル放射性物質研究施設で実施した。浸漬試験後の供試材は放射能測定による表面付着量の評価を行った後に、動燃大洗工学センターの照射燃料集合体試験施設において、詳細な材料表面分析を実施した。(結果)(1)硝酸中に共存するプルトニウムはステンレス鋼の腐食を促進する方向に作用し、過不働態腐食に帰属する粒界選択型の腐食形態が観察された。(2)イオンマイクロアナライザおよびX線マイクロアナライザによる分析結果から、浸漬試験片表面にプルトニウムは検出されなかった。(3)電気化学試験結果から、溶液温度が上昇するにつれて、R-SUS304ULCの腐食電位はより貴になり、不働態から過不働態域に移行する傾向を示した。また、その時のアノード電流密度は腐食速度を反映し、増大する傾向を示した。(4)溶液中プルトニウムのin-situ原子価分析結果より、当該環境(硝酸濃度3M,Pu濃度10g/l)では、313
343K(4070
)からプルトニウム(VI)が酸化生成する傾向が認められた。(結論)プルトニウムの影響によって進行するステンレス鋼の過不働態腐食は、材料表面におけるプルトニウムの還元反応(VI
IV)と密接に関連するものと考えられる。また、酸化剤として作用するプルトニウム(VI)は本溶液環境において、温度の影響を受け、硝酸によって酸化されることで生成することが分かった。
石橋 祐三; 河田 東海夫; 田中 康正; 山本 隆一; 萩野谷 勲
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), p.0 - 0, 1995/00
再処理施設においては、高放射性物質を取り扱うため、主要なプロセス機器類は、セル内に収められている。そして、再処理施設のセルに収められた機器類の故障に伴なう補修、交換作業には、多大な作業員と長期間を要し、結果として施設稼動率の低下とメンテナンス費用の増大をもたらすことと言える。そこで、これらの課題の克服を目的として実施してきた、遠隔操作による大型塔槽類の解体・撤去技術開発に関するモックアップ試験の結果等について報告する。
石橋 祐三; 山本 隆一; 田中 康正
デコミッショニング技報, (7), p.41 - 54, 1993/03
東海再処理工場では、これまでに工程の主要機器である酸回収蒸発缶や溶解槽などに腐食によるトラブルを経験し、その修復のために長期間に渡る工場の停止を余儀なくされた。これらのトラブルに対しこれまで機器の撤去・据付及び部分的な補修にて対処してきた。しかしながら、再処理工場の特殊性である厳しい腐食環境を考慮すると、工程の主要機器である溶解槽等の大型塔槽類は、いずれは新機器との全面交換が避けられないことが予想される。したがって、高放射線環境下に設置されている大型塔槽類の交換に備えて、安全かつ効率的な解体・撤去等交換技術の早期確立を図るべく技術開発を実施している。本投稿では、これらの技術開発のうち昭和61年平成3年にかけて実施した電力10社との共同研究の成果について報告する。
石橋 祐三; 田中 康正; 山本 隆一; 萩野谷 勲; 河田 東海夫
3rd International Conferece on Nuclear Engi, ,
再処理施設においては、高放射性物質を取り扱うため主要なプロセス機器類は、セル内に収められている。そして、再処理施設のセルに収められた機器類の故障に伴なう補修、交換作業には多大な作業員と長期間を要し、結果として施設稼動率の低下とメンテナンス費用の増大をもたらすことと言える。そこで、これらの課題の克服を目的として実施してきた遠隔操作による大型塔槽類の解体・撤去技術開発に関するモックアップ試験の結果等について報告する。
石橋 祐三; 田中 康正; 山本 隆一; 豊田 修; 萩野谷 勲
動燃技報, ,
東海再処理工場では、高放射性物質を取り扱う為に、主要なプロセス機器類はセル内に収められている。東海再処理工場のほとんどのセルは、保守を前提とした設計を行っていないことから、これら機器類の故障に伴う補修、交換作業は多大な作業員と長時間を要し、結果として施設稼動率の低下とメインテナンス費用の増大をもたらすこととなる。従って、これらの課題を克服するために実施してきた遠隔解体・撤去技術、除染技術、遠隔配管工事システム、及びセル内点検装置の開発の現状を報告する。
大森 浩司; 大木 耕一; 石橋 祐三; 沼野 達夫; 砂押 瑞穂*; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*
no journal, ,
廃棄物中のウラン量を測定評価することは、廃棄物の管理上必要である。しかし、ウラン廃棄物のうちコンテナに収納された廃棄物については、適切な非破壊測定装置がなく、廃棄物情報からの推定評価にとどまっていた。このため、コンテナ詰廃棄物中のウラン量を、パッシブ法により測定評価する測定装置を開発した。本測定装置は、Nal(Tl)検出器3台,Ge検出器1台及び廃棄物ハンドリング装置より構成される。測定手法は、
Uと放射平衡の子孫核種
Paより放出される1001keVと766keVの線のピーク計数率を用いる方法であり、密度及び線源(核種)が偏在していても適用できる。評価法としては、対向した測定点の測定データより距離の影響を除いて評価する対向対評価法を開発した。子孫核種の影響が多い場合は、その影響を取り除いて評価した。なお、係数率が少ない場合は、バックグランド計数率の変化を補正したグロス計数率による評価法を採用した。本装置の適用性(対象物の大きさより目標を100g100%とした)については天然ウラン50g10kgを用いたウラン試験(50%であることを確認した)や、ほかの測定装置による比較試験で確認しており、2004年1月よりウラン廃棄物の測定を開始した。本報では、Ge検出器による測定上の特性及び子孫核種含有廃棄物への適用性について報告する。
大木 耕一; 大森 浩司; 石橋 祐三; 無藤 克己; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*
no journal, ,
ウラン廃棄物中のウラン量を測定評価することは、放射性廃棄物中の放射性物質の数量把握等のために必要である。このため、ドラム缶及び大型の角型容器(コンテナ約1m
)中のウラン量を非破壊で測定する手法及び装置について開発し、コンテナ測定については既に報告した。ここでは、ウラン廃棄物のうち200Lドラム缶詰め廃棄物中のウラン量測定について報告する。本装置は、分解能の高いGe検出器1台及び計測部並びに対象物を回転させるためのターンテーブルから構成されており、ドラム缶を回転させ、検出器をドラム缶中央部に配置し、対象物を計測するものである。本評価手法は、廃棄物中から放出される線を測定解析するものであり、個々の廃棄物による線の吸収は、外部透過線源を用いて個々に評価するものである。本報では、模擬廃棄物及びCo線源を用いた測定試験並びに実廃棄物の測定試験について報告する。
大木 耕一; 石橋 祐三; 無藤 克己; 小松崎 崇*; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*
no journal, ,
ウラン廃棄物中のウラン量を測定評価することは、放射性廃棄物中の放射性物質の数量を把握するために必要である。これまで、200Lドラム缶詰め廃棄物中のウラン(U-238)量を非破壊測定する手法及び測定試験について報告した。本装置は、分解能の高いGe検出器1台及び計測部並びに対象物を回転させるためのターンテーブルから構成されており、ドラム缶を回転させ、検出器をドラム缶中央部に配置し、廃棄物中から放出される線を測定解析するものである。廃棄物中のウランには、濃縮ウラン,回収ウラン等があり、ウラン全体の放射能量を評価するためには組成の把握が必要となる。ここでは、ウランの組成を非破壊で評価する方法について検討し、その適用性を確認するために実施した測定試験について報告する。
