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燃料研究棟汚染事故に関する原因究明チーム
JAEA-Review 2017-038, 83 Pages, 2018/03
2017年6月に燃料研究棟で発生したプルトニウムによる汚染・内部被ばく事故では、核燃料物質を収納した貯蔵容器の蓋をフード内で開封した際に内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂し、ウランとプルトニウムの一部が実験室内に飛散するとともに作業員の内部被ばくに至った。事故発生後に組織された原因究明チームは、貯蔵容器内部のPVCバッグ内圧が上昇して破裂に至った原因を明らかにするため、当該貯蔵容器内容物に関する情報を、帳票類及び聞き取りによる調査、内容物の観察・分析によって収集した。さらに、有機物の放射線分解によるガス発生やPVCバッグの放射線劣化と破裂現象に関する検証試験を行い、必要なデータを取得した。これらをもとにフォルトツリー解析を行い、各種要因を定量的に評価した結果、内圧上昇の主原因がエポキシ樹脂の線分解によるガス発生であることを特定した。本調査報告で述べるガス発生量や内圧上昇推移の評価手法は、他施設での核燃料物質の貯蔵に際しても大いに参考となるものであり、活用されることを期待する。
堂本 一成; 高橋 三郎*; 荻谷 昇司*; 加藤 美都雄*; 今井 英之*
PNC TJ9365 95-001, 110 Pages, 1995/12
動力炉・核燃料開発事業団では、大洗工学センターにおける新型動力炉開発に係わる照射試験等の試験、研究業務で発生する固体廃棄物を日本原子力研究所大洗研究所の固体処理棟に運搬し、貯蔵のために気密容器に封入後、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵している。本高レベル固体廃棄物キャスクは、日本原子力研究所大洗研究所の高レベル固体貯蔵施設に貯蔵中の廃棄物をさらに減容処理するための運搬及び各施設で発生する固体廃棄物の運搬を目的にした構内運搬キャスクである。設計では、高レベル固体廃棄物キャスクの構造の検討、各取扱施設でのキャスク取扱方法の検討等を行った。また、既存キャスクの収納物吊上げ能力アップのための検討を行うと共に本検討結果を新規キャスクの詳細な構造に反映した。
八木 敏明; 瀬口 忠男; 奥田 智昭*; 金光谷 和彦*; 古川 清志*
三菱電線工業時報, (87), p.38 - 44, 1994/04
原子力発電所で使用される電線絶縁材料であるPVC、シリコーンゴム、EPゴムおよび2種類のノンハロゲン難燃架橋ポリオレフィンの実験配合について、熱と放射線による複合劣化を加速試験により調べ、寿命推定を行う研究を行なった。基準とする使用環境(1Gy/h,50C)での劣化速度の50倍から1000倍の加速劣化を行い、機械特性の変化を調べた。いずれの材料の場合も、今回試験した加速倍率の範囲において、破断伸びの低下速度は加速倍率にほぼ比例して増加し、その劣化挙動は各加速倍率において相似である。逐次劣化の加速試験により求めた寿命は同時劣化場合とほぼ一致した。さらにEPゴムについて酸化防止材の種類による複合劣化への影響を調べた結果、耐放射線性改良効果の大きなある種の酸化防止剤を用いると、大幅に推定寿命が長くなることがわかった。
not registered
PNC TN1410 92-006, 17 Pages, 1991/12
no abstracts
神村 誠二*; 柳生 秀樹*; 望月 修*; 大西 隆雄*; 八木 敏明; 瀬口 忠男
DEI-91-131, p.11 - 19, 1991/12
原子力発電所の主要な機器の一つである電線・ケーブルの寿命を精度高く予測する方法を開発するために、妥当な促進劣化試験方法およびケーブルの非破壊診断方法の研究を行った。2種類の低圧用CVケーブル(架橋PE絶縁/PVCシース)について、使用環境の基準条件(1Gy/h,50C)での劣化速度の20倍~300倍の加速劣化を行い、機械特性の変化を調べた。また、ケーブルの劣化は開発した劣化診断装置を用い、トルク値の測定より検討した。2種類のCVケーブルについて、加速試験による加速倍率の依存性から寿命を算出できる見通しが得られた。開発した小型の劣化診断装置を用いて求めたケーブルのトルク値とシースの破断伸びの間にはよい相関が得られた。シース材の劣化がケーブルの劣化を支配するとき、本装置によって電線・ケーブルの劣化を非破壊で求めることができる。
E.A.Hegazy*; 瀬口 忠男; 町 末男
J.Appl.Polym.Sci., 26, p.2947 - 2957, 1981/00
被引用回数:40 パーセンタイル:87.93(Polymer Science)ポリ塩化ビニル(PVC)の線照射効果を発生ガスと酸素の消費量から研究した。純粋のPVCではHClとHの発生のG値はそれぞれ8、0.24であり、酸素の吸収のG値は30である。可塑剤と安定剤を添加したPVCでは、HClとHのG値は0.02と0.14であり、酸素の吸収のG値は12であった。可塑剤と安定剤は放射線による酸化劣化を抑制していることが明らかにされた。照射時の酸素圧を上げると、酸化劣化が促進され、可塑剤と安定剤を添加したPVCについても、発生ガス、酸素吸収のG値が大きくなることが明らかにされた。
谷川 尚; Gwon, H.; 河村 繕範
no journal, ,
開発に取り組んでいる固体増殖・水冷却方式のブランケットを対象として、筐体構造の健全性を評価した。表面熱負荷および中性子負荷に起因する応力が最も大きい第一壁に注目し、冷却水圧力を加えた荷重条件において、圧力容器構造基準であるASME Boiler and Pressure Vessel Codeにしたがって応力状態を評価した。一次応力の制限、一次+二次応力の制限、ひずみの制限などについて評価するとともに、許容値に関連して必要となる材料データを整理した。構造材料の候補である低放射化フェライト鋼(F82H)について、必要な材料データに対する取得および整備状況を分析した。F82Hのデータについては規格化された類似鋼である9Cr-1Mo-V鋼のデータと比較し、健全性評価手法の適用性について検討した。
廣岡 瞬; 土持 亮太; 松本 卓; 中道 晋哉; 村上 龍敏
no journal, ,
プルトニウム燃料技術開発センターは多量のプルトニウムを保有しており、MOX燃料の製造の停滞に伴い、効率的かつ安全なプルトニウムの長期保管が重要となってきている。プルトニウム燃料技術開発センターでは多くの核燃料物質が、特に粉末の形態のものについては、ステンレス製の容器に収納されており、このステンレス製容器はさらに二重のPVCバッグで梱包されている。この保管方法では、過去に容器(ステンレス, PVCともに)の劣化が発見されている。PVCバッグの劣化は貯蔵施設における線が主要な原因と考えられ、ステンレス製容器の劣化はPVCの劣化に伴うHClの発生が原因と考えられる。このため、今後の核燃料物質の長期保管においてはPVCを用いない方法が望ましいと考えられ、アルミ合金製の容器と、それを梱包するステンレス製容器を用いた保管方法に移行している。長期保管においてMOXに含まれる水や有機物,塩素といった不純物はガス発生及び内圧上昇の原因となり得ることから、焼結炉等の設備を用いて熱処理を行い、不純物を所定の基準以下まで低減させる処置を施している。