廃水処理室の廃止措置実施報告書(その1); 内装設備の解体撤去編

大和田 光宏; 中西 良樹; 室川 聡大; 冨樫 昂太; 斉藤 克則; 野中 一晴; 佐々木 悠; 大森 浩司; 茅根 誠; 安 未翔; et al.

JAEA-Technology 2024-013, 221 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-013.pdf:14.98MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)核燃料サイクル工学研究所旧ウラン濃縮施設は、遠心分離法によるウラン濃縮技術を確立させるための技術開発を本格的に行う目的で建設された施設であり、単機遠心分離機の開発、遠心機材料の開発及び遠心機によるウラン濃縮処理を主に実施したG棟及びG棟に付属するH棟、遠心分離機の小規模カスケード試験を行っていたJ棟、遠心分離機の寿命試験を行っていたL棟、その他ウラン貯蔵施設、廃棄物保管施設、廃水処理施設など複数の施設で構成されていた。これらの施設におけるウラン濃縮技術開発は、開発技術の日本原燃(株)のウラン濃縮工場及びウラン濃縮技術開発センターへの技術移転が完了し、JAEAにおける技術開発の当初の目的が達成されたため、平成13年に終了した。廃水処理室は、昭和51年に建設され、旧ウラン濃縮施設で発生した放射性廃水の処理を行ってきたが、平成20年度に廃水処理室以外の施設に廃水処理設備が整備された以降は、施設のバックアップ的な位置づけとして維持管理されてきた。さらに、昨今においては、他の施設における廃水処理の実績等からバックアップとしての必要性がなくなり、施設も建設後約48年が経過し、老朽化も進んでいたことから、施設中長期計画に基づき同施設を廃止措置することになった。本報告は、令和3年11月から令和5年8月に行った管理区域解除のための内装設備解体・撤去に係る作業を通して得られた廃止措置に係る実績と関連する知見をまとめたものである。

Crack growth behavior of F82H steel in the 288C water

伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.73 - 78, 2015/03

http://www.jspf.or.jp/JPFRS/PDF/Vol11/jpfrs2015_11-073.pdf

き裂成長は、核融合の実証炉用構造材料を設計・評価する上で重要な機械的特性の一つであり、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の高中性子束テストモジュール(HFTM)にてき裂成長が評価されることになっている。本研究では、き裂成長に及ぼす試験片の寸法効果を避けるため、ほぼ標準サイズの試験片を用いて288C水中におけるF82H鋼のき裂進展速度を評価した。試験片の破面を観察した結果、288C水中ではなく室温大気中で疲労き裂が進展した領域でも、き裂が粒界を進展した結果の粒界割れ破面を得た。粒界割れ破面が得られる原因の一つは、F82H鋼の粒界に析出したクロム炭化物CrCの影響と推測された。また、288C水中で進展したように見えるき裂が観察された。き裂進展速度を保守的に評価した結果、き裂先端の応力場を示すパラメータの応力拡大係数30MPa において、288C水中のき裂進展速度710m/sを得た。今後は、より系統的な試験の実施と共に、き裂が進展しないような表面処理等の工夫が必要であると考えられる。

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/44/060/44060304.pdf?r=1&r=1#page=596

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

Extended steady-state and high-beta regimes of net-current free heliotron plasmas in the Large Helical Device

本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.

Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10

https://doi.org/10.1088/0029-5515/47/10/S15

大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、510mという超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ、平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB, 高ベータプラズマ, 長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。

IFMIF/EVEDA事業のテストセル系テーマにおける日本チームの活動状況

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; Kim, B.*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.

no journal, , 

日欧国際協力下で2007年から実施している幅広いアプローチ(BA)活動の1つに、国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)がある。IFMIFはD-T核融合反応で発生する中性子を40MeVの重水素とリチウムとの反応過程で模擬する加速器施設,リチウムループ施設、及び試験施設からなっており、核融合原型炉実現のために必要とされる材料照射データの取得を目的とした施設である。この試験施設系テーマの中で、微小試験片試験技術(SSTT),高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学実証と工学設計,照射後試験(PIE)施設の工学設計の3つを日本側が担当している。SSTTではF82H鋼の疲労試験,破壊靭性試験、及びき裂成長速度測定試験について試験片のサイズ効果や形状効果及び試験技術評価を進めていて、HFTMでは約1000Cまでの核融合材料を照射できるようにHe冷却システムを採用し、その実証試験と設計を行っている。また、PIE施設設計では核融合原型炉用設計データを提供するためIFMIFで照射された材料やブランケットシステム等の試験を実施できるように、施設設計のベースラインを検討して適切な工学設計評価を進めている。

ITERブランケット遠隔保守装置における耐放射線性機器の開発

齋藤 真貴子; 安斉 克則; 丸山 孝仁; 野口 悠人; 武田 信和; 角舘 聡

no journal, , 

ITER遠隔保守装置には、最大440個のブランケットモジュールを最大250Gy/hの高線量環境の中で2年以内に交換することが要求されている。2年間の保守作業の稼働率を上げるためには、構成部品の信頼性を高め故障確率を低減させることが必要となる。このため、構成部品について故障モード影響解析(FMEA)によって、故障モードと致命度を分析し、放射線に関わる故障を抑制する最も重要な要素部品は潤滑剤, オイル漏れ防止用Oリング, 電気絶縁ケーブルであることを特定した。この結果から、ACサーボモータでは、潤滑剤として、ポリフェニルエーテル系合成油の基油と自己保持性のある増調剤である特殊ベントナイトを使用した市販グリースを、電気絶縁ケーブルとして材料入手と製作の容易なPEEK材を選定した。また、ケーブルのシース材では、可とう性とハロゲンフリーの観点から耐燃性架橋ポリオレフィンをベース材とし、耐放性を向上するためラジカル捕捉剤を添加した材料を選定した。照射試験は日本原子力研究開発機構高崎量子応用研究所のCo60線照射装置を用いて行った。その結果、ACサーボモータにおいては8MGy、ケーブルシース材においては3.2MGyまでの耐放性強度、及び故障モードを確認できた。