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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。
O and ZrO containing CrO
-CoO-AlO-FeO-PO
glasses矢野 哲司*; 岸 哲生*; 中田 善幸*; 小藤 博英; 竹内 正行
no journal, ,
Solubility of caesium oxide and zirconium oxide into iron-phosphate glass was investigated, and the properties, micro- and atomic structures were analyzed. CrO-CoO-AlO-FeO-PO glass system has been developed for the glass matrix with high chemical durability and high loading capacity of high-level radioactive wastes, especially from the pyrochemical processing system. Encapsulation of more than 35 outer mass% of HLW oxides have been achieved in the laboratory scale melting, and it also attains much higher chemical durability than that of borosilicate glass system. In this work, we give our focus on the potential of the immobilization of CsO and ZrO in this glass system.
白土 陽治; 磯崎 敏彦; 岸 義之; 磯部 洋康; 中村 芳信; 内田 豊実; 妹尾 重男
no journal, ,
再処理プロセスでは硝酸濃度,使用温度,U, Pu等の金属イオンの存在により腐食環境が異なるため構造材もその環境に応じたものを使用しており、1000gU/Lと高濃度の硝酸ウラニル溶液を扱う、ウラン溶液蒸発缶ではTi材が用いられている。ウラン存在下での硝酸溶液中のTi材の腐食評価はこれまでも報告されているが、高濃度のウラン溶液の試験データの報告例は少ない。そこで、東海再処理工場にあるウラン溶液蒸発缶(第2段)での腐食評価を行った。評価項目として、蒸発缶胴部の肉厚測定及び内部の腐食状況の目視観察を実施し、その結果、気相部の減肉量は約0.13mmで、運転時間(約20000時間)から求めた腐食速度は約0.06mm/yであり、液相部の減肉量は0.03mmで、超音波接触子の精度
0.1mmを考慮すると腐食はほとんどないことがわかった。また、蒸発缶の内部観察の結果では、減肉が認められた気相部表面にはざらつきが見られたものの、減肉していない液相部及び伝熱管では金属光沢を呈していた。今回の試験結果から蒸発缶の腐食しろがなくなるまで今後10年以上運転が可能であるが、予防保全の観点から今後も継続して腐食評価を行っていく。
岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等
no journal, ,
高放射性廃液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、電源車からの給電系統を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。
大内 雅之; 佐本 寛孝; 岸 義之; 磯部 洋康; 安田 猛; 矢田 祐士; 鈴木 翔平; 所 颯; 草加 翔太; 荘司 渓汰
no journal, ,
東海再処理施設は、運転再開を見越した状態で廃止措置段階に移行したため、工程内にはせん断粉末、Pu溶液、U溶液等の核燃料物質が残存しており、廃止措置(除染、解体)を進めていくためには、これら核燃料物質を順次取り出す工程洗浄を実施する必要があった。残存量が多いU溶液については、工程洗浄の最終段階として脱硝処理工程でUO粉末とし、ウラン貯蔵施設に貯蔵した。U溶液の取出しでは、今後の廃止措置を担う若手技術者への技術伝承を兼ねた設備点検、操作訓練を行うと共に、工程洗浄特有の低濃度のU溶液の取扱いに対応し、脱硝塔の主な停止要因であるノズル閉塞を抑制するための運転条件を設定することにより、安全かつ安定な処理を達成した。また、脱硝塔への供給槽に残ったU溶液を希釈して脱硝処理を行うことにより、洗浄廃液の発生量を大幅に低減させ、U溶液の取出しを完了した。これにより東海再処理施設における工程洗浄を完遂した。
白土 陽治; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 吉野 保之; 岸 義之; 磯部 洋康
no journal, ,
I-131は高放射性廃液中に含まれるCm-244等の自発核分裂により生成する。MOX使用済燃料には通常の軽水炉燃料より多くのCmが含まれていることから、今後の高燃焼度燃料・MOX使用済燃料再処理の基盤データとしてI-131の工程内挙動の把握を実施した。調査の結果、高放射性廃液貯槽のCm-244濃度から求めたI-131の発生量及びオフガス中のI-131量から求めたオフガス中(アルカリ洗浄塔)への移行割合は約0.1%である。また、オフガスのアルカリ洗浄液中のI-131の濃度が検出下限値以下であることから、高放射性廃液中で発生したI-131はほとんど溶液中に留まると考えられる。