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報告書

TVF3号溶融炉の炉底に関する詳細構造

朝日 良光; 嶋村 圭介*; 小林 秀和; 小高 亮

JAEA-Technology 2021-026, 50 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-026.pdf:6.29MB

東海再処理施設では、使用済み核燃料の再処理に伴い発生した高レベル放射性廃液のガラス固化処理を、ガラス固化技術開発施設(Tokai Vitrification Facility; TVF)に設置した液体供給式直接通電型セラミック溶融炉(Liquid-Fed Ceramic Melter; LFCM)方式のガラス溶融炉にて行っている。LFCM方式のガラス溶融炉では、廃液に含まれる白金族元素の酸化物が析出して溶融ガラスの粘性が高まることで、溶融ガラスを流下し尽くした後にも粘性の高いガラスが炉内底部に残留する傾向がある。これがガラスの通電加熱特性に影響するのを防ぐため除去する必要があるが、この作業には時間を要する。固化処理を早期に完了するため、日本原子力研究開発機構では、白金族元素の炉内への蓄積量低減をねらった新しい炉へ更新する計画である。これまでの設計プロセスから、次期溶融炉の炉底・ストレーナ形状について複数の候補形状が考案されており、本報では、それらの中から、運転操作性や白金族元素粒子の排出性が現行溶融炉と同等以上の性能を持つ次期溶融炉の炉底・ストレーナ形状を選定する。はじめに、考案された3種類の炉底形状に対し、ガラス固化体1本分を製造する溶融炉の運転について3次元熱流動計算を用いてシミュレートし、溶融炉内のガラス温度分布の推移を比較した。これらの結果に溶融炉としての技術的・構造的な成立性を加味し、次期溶融炉の炉底形状には傾斜角45$$^{circ}$$の円錐形状を採用した。次に、5種類のストレーナ形状について3次元のCFD計算を用いて流路抵抗と炉底付近に滞留する高粘性流体の排出割合を見積もり、それぞれ、現行炉と同等以上の性能を持つことを確認した。また、アクリル製の炉底形状模型を用いたシリコーンオイルを充填・流下する実験を行い、流下中の流動場には流動抵抗を生じさせる渦が発生しないことを確認した。また、レンガ片による流下ノズル閉塞防止機能が十分な性能を持つことを確認した。これらの結果を踏まえてストレーナ形状を選定した。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,2; キャプセル解体装置の詳細設計,試作試験、並びにグローブボックス施設の検討

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 中道 勝; 勝山 幸三; 岩松 重美; 長谷川 貞司; 小高 英男; 高津 英幸; et al.

JAEA-Technology 2009-007, 168 Pages, 2009/03

JAEA-Technology-2009-007.pdf:31.88MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。そして、その準備のため、日本において設計中の原型炉ブランケットにおける固体増殖材料の第1候補材料であるチタン酸リチウム(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)について、原子炉照射試験を実施してきた。本報告書は、(1)材料試験炉(JMTR)による照射試験に用いた照射キャプセル解体装置の詳細設計及び試作試験、並びに、(2)照射後試験のためのグローブボックス施設の予備的検討の結果、について述べるものである。解体装置の詳細設計では、本件に先立って実施した概念検討及び基本設計の結果に基づき、詳細仕様及び設置場所の検討,安全評価等を行った。試作試験では、解体装置の中心となる切断部を試作するとともにJMTRキャプセル模擬試験体を製作して切断試験を行い、その結果を評価して切断速度の最適化を図ることにより、十分な切断性能を達成した。さらに、キャプセル解体後の照射後試験用施設を確保するため、グローブボックス施設の予備的検討を行い、技術的成立性の見通しを得た。

口頭

ガラス溶融炉の炉内形状計測システムの開発

加藤 淳也; 中崎 和寿; 高谷 暁和; 松村 忠幸; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)における現行のガラス溶融炉(2号炉)は、1号炉の経験を踏まえて定期的に炉内点検を行い、炉内構造物(主電極及び耐火物)の侵食状況を確認しながら運転を行う計画である。このため、炉内構造物の侵食状況を定量的に把握することを目的に、炉内構造物の表面形状をレーザ光を用いて計測する形状計測装置の開発し、さらに計測データから侵食量を評価するプログラムの開発を行った。開発した計測システムを用いてガラス固化技術開発施設(TVF)のガラス溶融炉へ適用し、炉内構造物の侵食量及び侵食量分布を把握することができた。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における固化セルクレーンの補修

松村 忠幸; 高谷 暁和; 角 洋貴; 石井 清登; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の高放射性廃液を扱う固化セルは、クレーン(20t:2基)(固化セルクレーン)と両腕型のバイラテラル・サーボマニプレータ(BSM)(2基)により故障した機器を遠隔操作で直接保守セルへ搬出し、その補修後、再び遠隔操作により固化セルへ搬入し取り付ける遠隔保守方式を採用した大型のセルである。東日本大震災の影響により故障した1基のBSMの補修中、平成23年12月に1基の固化セルクレーン主巻の作動不良が生じた。固化セル外からのケーブルテスタ(タイムドメイン反射測定器:TDR)を用いた調査により、主巻ブレーキを開放する給電系統において、トロリ付近の導通不良を確認したことから、BSMの補修を中断し、固化セルクレーンの補修に着手した。BSMが故障した状況での固化セルクレーンの補修は、平成4年のTVF竣工以来、初めての遠隔保守である。このため、遠隔操作においては、BSMの故障に伴い不足する遠隔保守に必要なITVカメラの視認性確保、また直接保守セルでの補修においては、被ばく低減のための作業手順等について、これまでに構築してきた固化セルの3D CADデータを活用して検討し、平成25年4月に無事その補修を完了した。

口頭

東海再処理施設における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み

窪木 道克; 内藤 信一; 角 洋貴; 中山 治郎; 狩野 茂; 新妻 孝一; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の東海再処理施設(TRP)においては、平成23年3月に発生した大地震に対する設備の健全性確認を実施するとともに、福島第一原子力発電所の事故を受けて、津波等による全交流電源喪失を想定した高放射性廃液(HAW)等に対する冷却機能や水素掃気機能の確保、施設への浸水防止対策などの緊急安全対策を実施してきた。TRPには、現在、約400m$$^{3}$$のHAWが貯蔵されており、このHAWを東海ガラス固化技術開発施設(TVF)において全量ガラス固化するためには約20年を要することから、ガラス溶融炉の更新、遠隔機器の整備等を計画的に進めていく必要がある。新規制基準適合に向けた対応と並行しHAW等の固化・安定化を計画的に進めることについては、これらの潜在的ハザードについての実態把握調査を通じて、原子力規制委員会より当面5年間の固化・安定化処理の実施が認められた。TVFにおいては来年度第3四半期からのガラス固化運転開始を目指し、これまでインセルクレーンや両腕型マニプレータ等の遠隔機器の補修・整備を行うとともに、内部溢水対策、屋外監視カメラの設置、HAWの蒸発乾固対策等の施設の安全対策の強化を進めてきている。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における遠隔保守,1; 遠隔保守に係る技術開発の経緯

中山 治郎; 角 洋貴; 窪木 道克; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

原子力機構東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の大型セル(固化セル)は、セル内機器をインセルクレーン、両腕型マニプレータ(BSM)により保守する遠隔保守システムを導入しており、これまで、コールド試運転やホット運転においてシステムの検証と実証、技術開発を行ってきた。コールド試運転時では、保守対象品すべての着脱確認により、操作手順の確立、遠隔操作用治工具の改良を行った。ホット運転以降においても、プロセス設備の遠隔保守、遠隔保守機器自身の保守作業の経験の積み重ね等よる作業の効率化を図ると共に、遠隔保守システムの信頼性を向上してきた。更に、ホット運転では、上述の遠隔保守技術をもとに、大規模な遠隔保守作業である2号溶融炉への更新、撤去した1号溶融炉の解体等をとおして、遠隔保守システムの実証と関連する技術開発を行ってきた。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における遠隔保守,2; 遠隔保守技術の現状と今後の取組み

角 洋貴; 中山 治郎; 窪木 道克; 小高 亮; 藤原 孝治

no journal, , 

TVFでは、これまでに固化セル内機器の遠隔保守の実績を積み重ねてきている。TVFでは今後20年をかけて、東海再処理施設で保有する高放射性廃液を固化・安定化処理する計画であるが、近年、インセルクレーンや両腕型マニプレータ高経年化が進んでおり、これらの保守時はトロリ等の大型部品を遠隔操作で取外し、除染セルでの直接保守が必要なため、機器動線の検討が必要となる。この検討では、溶融炉更新時に得られた知見から、設備の3Dシミュレーションを用い、機器動線を事前に検討することで、作業スペースの確保や作業期間の短縮による被ばく低減を図っている。また、溶融炉の点検のため、溶融炉内に堆積、残留したガラスを除去する堆積物除去装置及び炉内形状の計測を行う形状計測装置を開発、実証した。これらは、遠隔操作性、保守性等の課題があり、今後、これらの性能向上のための開発を継続する。遠隔操作機器については、今後、高経年化に備え、各部の構造等を考慮した点検方法を確立するとともに、計画的に保守を行う。堆積物除去装置や形状計測装置についても改良を重ね、溶融炉の安定運転や寿命評価に反映させる。

口頭

ガラス固化技術開発施設における高放射性廃液内蔵機器の腐食評価

角 洋貴; 牧垣 光; 中山 治郎; 新妻 孝一; 小高 亮

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)は、平成7年のホット運転開始以来、20年以上経過している。TVFの高放射性廃液を取扱う機器の高経年化を評価する観点から、TVF固化セル内の高放射性廃液を内蔵する機器に対し、遠隔操作による肉厚測定を実施し、腐食の進展に係る評価を行ったので、この結果等について紹介する。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み,1; 潜在的ハザード低減に向けたアプローチ

山下 照雄; 松村 忠幸; 大山 孝一; 原島 丈朗; 菖蒲 康夫; 小高 亮

no journal, , 

東海再処理施設の潜在的ハザードを低減するためガラス固化技術開発施設(TVF)は福島第一原子力発電所の事故後に制定された新規制基準に合致していない状態での運転を特別に認められ、平成28年1月から高レベル放射性廃液の固化処理運転を再開した。更なる潜在的ハザード低減に向けて固化処理期間の短縮を図るため、その方策の一つである次期ガラス溶融炉更新時のハード面対策と運転手法などのソフト面対策案の最適化を図ることによる処理期間短縮の検討アプローチについて報告する。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み,4; 次期溶融炉の炉形式と適用技術

原島 丈朗; 山下 照雄; 松村 忠幸; 大山 孝一; 菖蒲 康夫; 小高 亮

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)のガラス固化処理期間の短縮に向けた方策の一つであるTVF3号ガラス溶融炉に対して、ガラス固化技術開発施設(TVF)の現状のガラス溶融炉の課題と対策を基に、次期ガラス溶融炉への要求機能の対策案、施設側の前提条件や制約条件を整理し、候補炉形式の検討を行うとともに適用技術を具体化しガラス固化処理技術開発施設(TVF)における成立性を確認した。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み,2; TVF開発運転実績と評価

松村 忠幸; 山下 照雄; 大山 孝一; 原島 丈朗; 菖蒲 康夫; 小高 亮

no journal, , 

東海再処理施設の潜在的ハザード低減に向けて高レベル放射性廃液の固化安定化を図るため、現状のガラス固化処理技術開発施設(TVF)の運転実績に基づく評価を行った。TVF1号ガラス溶融炉は炉底への白金族元素の残留により連続固化処理が困難になる事象が発生したため、TVF2号ガラス溶融炉では白金族元素堆積防止、白金族元素堆積判断指標、白金族元素抜き出し性向上、炉底残留ガラスの除去などの改良を行い、炉内に堆積していた残留ガラスを全て除去・回収することができた。その後、2016年1月からのキャンペーンにて安定した連続運転ができることを確認した。それらを踏まえ、ガラス固化処理期間の短縮に向けたTVF3号ガラス溶融炉の達成目標に対する課題を摘出した。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取組み,3; 次期溶融炉への要求機能と課題

大山 孝一; 松村 忠幸; 原島 丈朗; 山下 照雄; 菖蒲 康夫; 小高 亮

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)における潜在的ハザードである高レベル放射性廃液のガラス固化処理について、固化安定化処理期間の短縮に向けた方策の一つである次期ガラス溶融炉の開発目標を整理するとともに、現行ガラス溶融炉の運転実績を踏まえた新たな課題を解決するため要求機能を整理した。それらの要求機能を実現するためのガラス溶融炉のハード面対策と運転手法などのソフト面対策の具体的な対策案を検討し、それらの組み合わせと処理期間短縮効果を推定し、次期ガラス溶融炉の基本的な改良案を設定した。

口頭

Development of noble metals-compatible vitrification melter in Tokai Vitrification Facility

小林 秀和; 小高 亮; 巌渕 弘樹

no journal, , 

原子力機構の東海再処理施設のサイトにあるガラス固化施設(TVF)では、使用済燃料の再処理から生じた高放射性廃液を液体供給式ジュール加熱セラミック溶融炉(LFCM)でガラス固化している。高放射性廃液に含まれる白金族元素はガラスにほとんど溶解しない懸濁微粒子となり、非常に低い抵抗率と高い密度を有しているため、炉底部に堆積して電気的な短絡経路を形成するため通電による溶融炉の運転を阻害する。TVF1号炉、現在運転している2号炉は、四角錘形状の底部と底部抜出しを有しているが、底部の稜線部に溜まった白金族元素粒子が抜き出されにくく、定期的に除去しなければならないという課題がある。この課題を解決すべく、白金族元素粒子が抜き出されるように底部が円錐形状の3号炉を開発しており、2023年から2024年にかけて2号炉と交換されることになっている。炉底構造の変更の効果は、熱流体解析コードにより確認した。加えて、ドレインノズル上部のストレーナの構造の最適化を模擬流体と実寸大アクリル製モデルを用いた可視化試験によって行った。本会議においては、前述した3号溶融炉開発に関する活動について過去の溶融炉構造とともに紹介する。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取り組み,6; 次期溶融炉の詳細構造(ストレーナ形状について)

朝日 良光; 嶋村 圭介; 小林 秀和; 小高 亮; 守川 洋

no journal, , 

TVF次期溶融炉(3号炉)の基本構造である円錐45度炉底形状に適合するように、溶融炉の底部に設置しているストレーナ(流下ノズル閉塞防止のための部位)の形状に係る各パラメータ(角部の曲率等)を選定した。選定にあたっては、2号炉及び3号炉の炉底形状を模擬した実規模アクリル模型と溶融ガラスを模擬したシリコーンオイルを用いた流下試験を行うとともに、炉底付近に滞留する比較的高い粘性を持つ流体の流下時における流動場についてCFD解析を行うことにより、ストレーナの形状がガラス流動の特徴や抜出し率へ与える影響を評価した。

口頭

ガラス固化技術開発施設(TVF)における高放射性廃液の固化安定化に向けた取り組み,5; 次期溶融炉の基本構造(炉底形状について)

嶋村 圭介; 朝日 良光; 小林 秀和; 小高 亮; 守川 洋

no journal, , 

ガラス固化技術開発施設(TVF)のガラス固化処理期間の短縮に向けた方策の一つとして、これまで次期ガラス溶融炉(3号炉)への要求機能や施設側の前提条件, 制約条件を整理し、候補炉型式を検討してきた。本報告では、前報(4)で設定した複数の候補炉形式に対し、熱流動解析による相互比較及び技術課題/リスク検討の上、3号炉の基本構造について、円錐45度炉底形状とした。

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