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横内 優; 佐々木 俊一; 柳橋 太; 浅田 直輝; 小森 剛史; 藤枝 定男; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.1 - 4, 2024/08
廃止措置段階に移行している東海再処理施設では、使用済核燃料の再処理で発生した大量の高放射性廃液(HLLW)を高放射性廃液貯蔵場(HAW)に保管している。HLLWはガラス固化が完了するまで放射性物質のリスクがHAWに集中しており、地震などの自然災害によりHAWの冷却機能が損なわれる恐れがあるため、HAW及び配管トレンチ周辺地盤をコンクリートで置換し、耐震性を向上させる必要がある。本工事は、2020年7月から始まり、2024年3月に完了した。本報告書は、工事の概要と工事後の点検結果について述べる。
西野 将平; 西田 哲郎; 川崎 一男; 本橋 昌博; 神原 貴志*; 鈴木 高一*; 木下 真登*
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.14 - 21, 2024/08
核燃料サイクル工学研究所内の各施設においてプロセス用や空調用として使用している蒸気は、研究所内の中央運転管理室に設置された4基の水管ボイラで製造され、地下の共同溝を介して各施設に供給されている。各施設への蒸気供給配管は3系統(A系、B系、C系)あり、このうち2系統(A系、B系)が再処理施設用となっている。令和4年11月4日、11月25日、再処理施設用の蒸気配管のうちB系に設置された伸縮継手からの蒸気漏えい事象が発生した。本報告では、事象発生の原因と対策について報告する。
浅田 直輝; 佐々木 俊一; 良知 玲生奈; 小森 剛史; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.5 - 8, 2024/08
廃止措置段階にある東海再処理施設において、放射性物質の漏えい及び拡散により周辺環境に影響を及ぼすリスクが集中している高放射性廃液貯蔵場(HAW)、ガラス固化技術開発施設(TVF)について、地震及び津波から守るため安全対策を最優先で講じる必要がある。また、両施設の重要な安全機能(閉じ込め機能及び崩壊熱除去機能)を維持するため、事故対処設備を用いて必要な電力やユーティリティを確保する保管場所及びアクセスルートを設置する必要がある。このため、安全対策の一環として自然災害時にも安全機能を維持するための事故対処設備の保管場所の地盤について、廃止措置計画に基づき地震及び津波に耐えられるよう中層混合処理工とセメント改良土による地盤改良を行うことにより耐震性、耐津波性を向上させた。
軍司 光; 西田 哲郎; 川崎 一男; 金澤 幸一郎
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, P. 147, 2024/08
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所の再処理施設には、20を超える高圧の電気設備が存在する。これら設備の定期点検時における感電死傷災害の発生を防ぐため、当研究所が取り組んでいる安全対策について紹介する。
小林 秀治; 平子 一仁; 澤崎 浩昌; 後藤 健博
保全学, 23(2), p.27 - 33, 2024/07
2018年から開始された高速増殖原型炉もんじゅにおける廃止措置は、廃止措置第1段階の主要工程となる2次系ナトリウムの抜取り・固化及び燃料体取出し作業を完遂し、2023年度より廃止措置第2段階へ移行した。本稿では、前号(保全学vol.23 2024 No1)「もんじゅ廃止措置の動向;その1もんじゅ廃止措置第1段階の完遂」に引続き、もんじゅ廃止措置第2段階の概要を説明するとともに廃止措置の進捗に伴い変化する性能維持施設の見直しとそれに合わせた保全プログラムの構築及び本格的解体が開始される第3段階に向けての取組みについて解説する。
平子 一仁; 澤崎 浩昌; 後藤 健博
保全学, 23(1), p.9 - 13, 2024/04
2018年から開始された高速増殖原型炉もんじゅにおける廃止措置は、廃止措置第1段階の主要工程となる2次系ナトリウムの抜取り・固化及び燃料体取出し作業を完遂し、2023年度より廃止措置第2段階へ移行した。本稿は、「もんじゅ廃止措置の動向 その1」として、もんじゅ廃止措置計画及び廃止措置第1段階の概要を説明する。なお、もんじゅ廃止措置第2段階における取組については、その概要と廃止措置の進捗に伴い変化する性能維持施設の見直しとそれに合わせた保全プログラムの構築について次号にて解説する。
宗像 雅広
保全学, 23(1), p.58 - 60, 2024/04
原子力機構は、災害対策基本法と武力攻撃事態対処法等に基づく指定公共機関(国や地方公共団体と協力して緊急事態などに対処する機関)と定められ、原子力災害時等の対応にあたる国、地方公共団体などに対して人的・技術的支援を行うことを任務としている。本稿では、原子力緊急時支援・研修センターが実施している原子力防災に係わる活動について紹介する。
橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘
保全学, 23(1), p.103 - 111, 2024/04
本報では次世代高速炉の合理的な設計に向け、保全の観点から設計上の課題を抽出する手法を提案する。提案手法では、設計情報を整理することで点検実施条件を抽出し、抽出した点検実施条件を基に点検工程を作成することで、目標とする定期点検期間を達成可能な設計である評価する。達成できない場合、点検実施条件の観点から設計上課題を抽出する。提案手法の適用例として、もんじゅの設計を参考に、設計上課題を抽出し、課題に対する対策を検討した結果を示す。
相澤 康介
保全学, 22(3), p.70 - 71, 2023/10
原子力機構が中心となって開発を進めている液体金属ナトリウム中の目視検査装置が2023年度日本保全学会賞・先進実践賞を受賞した。本稿では、受賞対象のナトリウム中目視検査装置の開発内容を紹介した。実用化段階におけるナトリウム中目視検査装置への要求を満足するシステムとして、開口合成法に光受信センサを組み合わせたシステムを提案した。提案したシステムにおける開発の着眼点を明らかにし、センサの高度化を図った。改良したセンサを用いて、水中及びナトリウム中の画像化試験を実施し、2mmの解像度が得られることを確認した。
海野 良典; 加藤 圭将; 谷川 聖史; 小林 大輔; 大部 智行; 木村 雄一*; 根本 良*; 田尻 一馬*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2023/08
東海再処理工場のプルトニウム転換開発施設の基礎実験室では、プルトニウムとウランの混合溶液にマイクロ波を照射して、プルトニウムとウランの混合酸化物粉末を製造するため、各種データ取得のための試験を行っていた。現在は、試験を終了しており、グローブボックス設備内の試験機器の解体・撤去を進めている。本稿では、これまでのグローブボックス内の試験機器の更新、設備改良、解体・撤去作業に関する実績を報告する。
西野 将平; 本橋 昌博; 西田 哲郎; 川崎 一男
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.73 - 79, 2023/08
核燃料サイクル工学研究所(NCL)には、4基のボイラが設置されており、これらのボイラは設置後約29年が経過している。水管ボイラは多くの水管を有しており、この水管からの漏えいが4回発生している。漏えいは硫酸腐食によるものであると考えられるため、硫酸腐食を減らすためにボイラの運転スケジュール及び運転時間の見直し、継続的な非破壊検査及び漏水が発生するおそれのある水管の計画的な補修を実施した。本報告では、漏水事象を受けたボイラの運転・保守管理方法を改善や非破壊検査の結果について報告する。
石橋 篤; 舛井 健司; 後藤 雄一; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 石川 知志*; 石川 智哉*
日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.18 - 21, 2023/08
原子力機構東海再処理施設では、高放射性試料の分析のためのインナーボックス型のホットセル(分析セルライン)を1980年に設置以降、約40年の長期にわたり運用してきた。分析セルラインの運用にあたっては、定期的な点検保守により設備を健全な状態に維持するとともに、分析セルライン本体及びその付属設備について、様々な改良、改善を実施することで性能の向上を図ってきた。本稿では、これらの取り組みについて概説する。
石橋 篤; 三枝 祐; 青谷 樹里; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 久野 剛彦
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.241 - 244, 2022/07
核燃料物質を取扱うグローブボックス(GB)から廃棄物等を搬出するバッグアウト操作(搬出物を入れた塩化ビニル製の筒状袋を熱溶着により密閉状態とし、GB外に搬出する操作)において、汚染発生時にその拡大を防止するための局所排気装置を開発した。本排気装置は、バッグアウト操作に使用する既存の作業台と同形状でその内部にHEPAフィルター等による放射性物質の集塵機能を配備し、バッグアウト操作時の汚染拡大リスクを低減した。
小林 大輔; 山本 昌彦; 西田 直樹; 三好 竜太; 根本 良*; 林 宏幸*; 加藤 圭将; 西野 紗樹; 久野 剛彦; 北尾 貴彦; et al.
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.237 - 240, 2022/07
東海再処理施設のグローブボックスに取付けられているグローブは、一律に使用期限を定めて定期的に交換している。ゴム製品であるグローブは、使用環境(使用頻度,化学薬品,放射線等)により、劣化度合いが異なることが外観上からも推察される。本件では、様々な使用環境下で定期交換したグローブの物性値(引張強さ,伸び率,硬さ)を測定し、新品グローブの物性値との比較により、劣化の程度並びに使用可能年数を推定した。その結果、外観に異常の無いグローブは、新品グローブの受入基準値以上の物性値であることが分かった。また、外挿した物性値からはこれまで報告されたグローブ損傷時の物性値よりも十分に大きいことから、外観に異常が無く定期的に交換するグローブの物性に劣化は見られず、グローブの使用可能年数は8年と推測された。
大森 一樹; 山内 祥; 柳橋 太; 佐々木 俊一; 和田 拓也; 鈴木 久規; 堂村 和幸; 竹内 謙二
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.245 - 248, 2022/07
廃止措置段階に移行した東海再処理施設においては、高放射性廃液貯蔵場に多量の高放射性廃液を保管している。高放射性廃液によるリスク低減のためのガラス固化処置を鋭意実施しているものの、高放射性廃液の処理が完了しリスクが無くなるまでには20年程度の期間を要することから、重要な安全機能(閉じ込め機能及び崩壊熱除去機能)が損なわれることのないよう、地震に対する安全性向上対策を図ることを最優先の課題としている。耐震評価の結果、高放射性廃液貯蔵場建家自体は耐震性を有するものの、建物と地盤に作用する拘束力が不足するおそれがあることから、高放射性廃液貯蔵場周辺の地盤をコンクリートで置換する工事を行こととした。工事にあたっては、既設埋設物を防護する対策や、近傍で実施する他工事との調整など、安全と品質を確保しながら工事を行う必要があったため、専属のチームを設置し、工程管理,保安管理の対応を図った。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10
日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10
先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07
It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.
西野 紗樹; 坪井 雅俊; 岡田 純平; 三枝 祐; 大森 一樹; 安尾 清志; 瀬下 和芳; 堂村 和幸; 山本 昌彦
日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.541 - 548, 2021/07
廃止措置を進めている東海再処理施設では、安全上リスクが高い高放射性廃液を取扱う高放射性廃液貯蔵場(HAW)及びガラス固化技術開発施設(TVF)の地震・津波等に対する安全対策を最優先で進めている。本発表では、複数の安全対策のうち、津波防護対策について、東海再処理施設に津波が襲来した際に漂流物化する可能性のある建物・設備等を調査後、津波の流況及び漂流物の軌跡解析結果から、両施設への漂流物の到達の有無を評価した。
後藤 翔; 青木 賢二; 森本 憲次; 坪井 雅俊; 礒崎 尚彦; 古川 竜一; 北川 修; 深谷 康弘*
日本保全学会第17回学術講演会要旨集, p.517 - 520, 2021/07
東海再処理施設では、換気系の排風機を連続運転し、建家、セル、貯槽等を負圧状態に維持することにより、放射性物質の閉じ込め機能を確保している。2011年9月に、特別高圧変電所の定期点検において、分離精製工場の槽類換気系の排風機が、予備機も含めて起動できなくなる事象が発生した。原因は、槽類換気系の排風機の電源供給系統を制御する制御用電源回路内のタイマーの故障によるものであり、制御用電源回路が1号系と2号系で共通であったことから予備機も起動しなかった。再発防止対策として、高放射性廃液を取扱っている分離精製工場、高放射性廃液貯蔵場、ガラス固化技術開発施設の建家換気系、セル換気系及び槽類換気系の排風機の制御用電源回路を1号系と2号系に分離する処置を最優先で行った。また、その他の施設については、1号系と2号系に分離する必要性があるかどうかを検討した上で、同様の処置を行っているところである。本対策を行うことにより、東海再処理施設の給電系統の安全性の向上や各施設の閉じ込め機能が喪失するリスクの低減が図られたことから、その内容について報告する。