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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
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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。
柳橋 太; 長岡 真一; 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; 佐本 寛孝
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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、工程内には低濃度のPu溶液等の核燃料物質(低濃度Pu)が残存しており、廃止措置(除染、解体)を進めていくために、低濃度Puを処理する工程洗浄を実施する必要があった。低濃度Puは、設備稼働範囲、処理期間及び処理後の利活用を考慮し、蒸発濃縮やMOX粉末化を行わず高放射性廃液貯槽へ送液し、高放射性廃液として廃棄した。低濃度Puの高放射性廃液貯槽への移送では、移送経路上の送液装置による送液時の温度上昇、及び酸濃度の低下に伴いPuポリマーが生成するリスク(臨界)を否定できず、過去の溶解液の移送実績に基づき送液前にU溶液を混合するとともに、事前に送液先機器内の酸濃度を調製した。これにより、Puポリマーの生成を防止し、臨界安全上問題なくPuを処理する技術を確立するとともに、低濃度Puの処理を完遂した。
松村 忠幸; 角 洋貴; 所 武司; 山内 祥; 佐藤 庄平; 狩野 茂; 守川 洋
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高レベル放射性廃液のガラス固化処理運転において白金族元素がガラス溶融炉の炉底に堆積、残留する課題に対し、白金族元素堆積量の指標に到達した溶融炉内部の残留ガラスの機械的除去を行い、炉内状態の回復を図った。今回の除去作業においては、除去作業前の入念な準備や交換が想定される部品類について予備品を確保し、機器の作動状況等から計画的に交換を行ったことにより、工程遅延につながる不具合や機器故障等の発生も無く、計画よりも短い作業期間で完遂することができた。
山内 祥; 所 武司; 窪木 道克; 他9名*
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ガラス固化技術開発施設(TVF)では、固化セル内にガラス固化処理工程の主要な設備、遠隔保守作業等で使用する両腕型マニプレータやクレーン等が設置されている。これらの固化セル内機器を整備する際には、固化セルより汚染レベル及び空間線量が低い除染セルに搬出し、人手により調査、点検及び整備を実施している。令和4年12月から令和6年2月にかけて、固化セル内機器の整備や不具合対応を実施した。本発表では、高線量下での固化セル内機器の整備における汚染や被ばく管理等の課題とその対策等について報告する。
岸 義之; 安田 猛; 所 颯; 山中 淳至; 蔦木 浩一; 白土 陽治; 田中 等
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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。
線線量率分布測定結果関根 恵; 鈴木 敏*; 所 颯; 桜井 康博; 三好 竜太; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 中村 仁宣; 富川 裕文
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原子力機構は、再処理施設の効果的・効率的な保障措置のため、FPを含む高放射性溶液中のPuをモニタリングするための適用性調査研究を、米国エネルギー省(DOE)との共同研究として、東海再処理施設の高放射性廃液(HALW)を対象に実施している。今回、放射線測定器の設計、設置位置検討に必要な計算モデルの最適化等のために行った、線量計(イオンチェンバー: IC)の校正、ICによる線線量率分布結果の考察及びモニタリングへの適用性等について検討した。
所 颯; 三好 竜太; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一
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東海再処理施設では340m
の高放射性廃液(HAW)をHAW貯槽に貯蔵している。しかしながら、極めて強い放射線環境であることから、HAW貯槽を設置しているセル内の有効な観察手段は確立されていない。今般、既設のガイドレールを活用し、セル内観察治具の設計・製作、モックアップによる装置の最適化、セル内観察、セル内の線量率分布測定を実施し、HAW貯槽の直接観察、セル内の線量率分布測定に初めて成功した。今後は、観察映像の品質の向上を課題として取り組んでいく。
古内 雄太; 佐藤 信二; 谷田部 仁史; 横田 知; 山田 貴史; 矢作 文男; 照沼 宏隆; 所 武司; 高橋 晃浩; 飯嶋 静香; et al.
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東海再処理施設では新たな使用済燃料の再処理を行わないため、施設の廃止へ向けた準備として、使用済燃料をせん断するセル内、せん断機等に滞留した使用済燃料のせん断粉末等を回収する必要があった。セル内は高線量下であるため、クレーンやマニプレータによる遠隔での取扱いを考慮し、市販の吸引装置の改造や治具類の製作を行い、モックアップ後に実機に適用した。本報告では本作業で得られた知見を報告する。