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分析課 ビニールバッグ作業用局所排気装置開発チーム
JAEA-Technology 2023-015, 19 Pages, 2023/08
JAEA-Technology-2023-015.pdf:1.45MB
東海再処理施設の分析所では、施設の運転及び維持管理のために再処理施設内の各所から依頼される試料の分析作業をグローブボックスで行っており、分析作業で使用する試薬や分析備品の搬入、分析作業に伴い発生した放射性廃棄物等の搬出は、グローブボックスに取り付けられたビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトと呼ばれる方法で対応している。当該作業で、万一ビニールバッグを損傷させた場合、グローブボックス内部の放射性物質が漏えいし、ビニールバッグの表面や作業場所の汚染、及び発生した汚染物質が浮遊すると作業エリアの空気汚染にまで進展する可能性があり、これらを防止するためのハード的対策を講じることが望まれていた。そこで、本件では、東海再処理施設の分析所におけるビニールバッグを用いたバッグイン・バッグアウトの作業状況、ビニールバッグと類似の取り付け構造を有するグローブに係る既存の局所排気装置であるグローブ交換作業用排気カートの仕様と特徴を精査し、ビニールバッグ作業のための実用的な局所排気装置を開発した。開発した局所排気装置は、従来からビニールバッグ作業で使用してきた作業台であるシーラー台と同じ寸法・形状とし、その内部にグローブ交換作業用排気カートの構成部品であるフード部、HEPAフィルタ、排気ブロワ等を設置した。その結果、開発した局所排気装置を用いることで、従来と同等の作業手順、作業量でビニールバッグ作業における空気汚染の拡大防止措置が図れ、当該装置が汚染拡大防止のための有効な装置であることを確認した。
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。
川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.
JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。
川崎 浩平; 品田 健太; 岡本 成利; 影山 十三男; 江田 考志; 岡崎 日路; 鈴木 弘道; 山本 和也; 小田部 隼
JAEA-Technology 2020-025, 80 Pages, 2021/03
JAEA-Technology-2020-025.pdf:3.72MB
プルトニウム燃料第三開発室は、高速実験炉「常陽」及び高速増殖原型炉「もんじゅ」のMOX燃料製造を目的に昭和63年に運転を開始した施設であり、非密封の核燃料物質を大量に取り扱う大型のグローブボックスが設置された。これらのグローブボックス窓板には「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の施行(平成25年12月)以降に設置するものを除き、アクリル(可燃性)が用いられている。グローブボックス内の火災に対しては、建設当初からハロゲン化物消火設備による自動消火システムを導入しているが、グローブボックスの外側からの火災に対して、アクリルの直接的な対策が課題であった。そのため、可能な限りグローブボックスの外側からの火災に対するグローブボックス窓板への影響を軽減する火災対策シートを開発、最終的には難燃性のシートを実装した。開発の着眼点は、不燃又は難燃シートに粘着材を塗布した複合材で不燃又は難燃性を有していること。また、使用環境(核燃料物質からのガンマ線、蛍光灯からの紫外線)で劣化が著しくないこと、グローブ作業での作業員の視認性を確保できる透明なシートであること等とした。これらの火災対策シートを貼り付けたアクリル板の火災損傷防止試験及び火災対策シートを用いた使用環境影響試験を行い、良好な結果を得た。一方、火災対策シートの貼り付け作業等における外部被ばくを低減する観点から、プルトニウム燃料技術開発センター内にワーキンググループを立ち上げ、施工試験等で効率的な施工を実現する方法を検討・試行し、作業の標準化を図り、基本手順書にまとめた。本報告書は、グローブボックス窓板用火災対策シートに係る火災損傷防止試験及び使用環境影響試験と、施工性試験等を通じて得られた知見を取りまとめたものである。
堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦
日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08
東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。
舛井 健司; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.25 - 30, 2016/07
東海再処理施設に設置されたグローブボックスについて、視認性が低下していた透明パネルを更新した。パネルの材質には、新規制基準への適合を考慮し、難燃性材料であるポリカーボネートを採用した。また、放射性物質の拡散を防止するため、グリーンハウスを設置して作業を行った。更新後、パネルの材質、据付・外観、グローブボックスの負圧、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。
後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.31 - 34, 2016/07
グローブボックス本体とパネルの密閉は、据付ボルトのナット締付力で、クロロプレンゴム製ガスケットに圧縮変形を与えて、その弾性復元力により担保されており、ガスケットは重要な役割を担っている。しかし、グローブボックスで長期間使用したガスケットの物性値と密閉性能については、ほとんど報告がない。そこで、本件では再処理施設において、37年間使用したガスケットの物性値を調査し、密閉性能へ与える影響を評価した。
山本 昌彦; 白水 秀知; 森 英人; 駿河谷 直樹
JAEA-Technology 2016-009, 58 Pages, 2016/05
JAEA-Technology-2016-009.pdf:3.95MB
東海再処理施設の小型試験設備に設置されたグローブボックスは、長期の使用に伴い、透明パネルが劣化して視認性が低下していた。そこで、予防保全の観点からパネルを更新した。多くのパネルには、可燃性のアクリルが使用されているが、平成23年の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では、核燃料物質等を取り扱うグローブボックスに不燃性又は難燃性材料の使用が要求されている。本更新では、プラスチックの燃焼性試験規格であるUL94で高い難燃性を示すV-0級に適合したポリカーボネートでパネルを製作し、新規制基準への適合を試みた。なお、グローブボックスの内部は、放射性物質によって汚染されており、更新作業中も閉じ込め機能を維持する必要があった。このため、事前に、汚染状況の調査、作業者の被ばく評価、作業時の放射線防護具の選定を行った。また、パネル開口部はビニール製シートで囲い、周辺にグリーンハウスを設置することで、作業中の放射性物質の閉じ込めを図った。本更新においては、パネルの材質検査、据付・外観検査、グローブボックスの負圧検査、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。
木村 泰久; 平野 宏志; 綿引 政俊; 久芳 明慈; 石川 進一郎
デコミッショニング技報, (52), p.45 - 54, 2015/09
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所プルトニウム燃料技術開発センターのプルトニウム燃料第二開発室は、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料の製造技術開発及びその実証施設として建設・運転されたが、現在廃止措置段階にあり、施設内のグローブボックスの解体撤去を進めている。グローブボックスの解体撤去は、汚染拡大防止用のグリーンハウスを解体撤去対象のグローブボックスの周囲に設置し、空気供給式呼吸保護具であるエアラインスーツを着用した作業員がグローブボックス本体や内装機器を切断する方法で進めている。この方法は多くの実績がありその手順は確立しているものの、作業員の精神的、肉体的負荷は高い。そのため、解体撤去作業の安全性、経済性の向上を目的に、グリーンハウス内で小型重機を活用する新たな解体撤去技術の開発に着手した。本報告では、プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置、グローブボックス解体撤去技術開発の現状について報告する。
森 英人; 山本 昌彦; 田口 茂郎; 佐藤 宗一; 北尾 貴彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.132 - 138, 2014/07
東海再処理施設のグローブボックスフィルターケーシングに腐食による微細な貫通孔が生じた。調査の結果、貫通孔周辺は、溶接時の熱影響により鋭敏化が進み耐食性が低下していたことに加え、塩素を含む湿潤環境の影響により、腐食が進行したことが原因として考えられた。このため、貫通孔を含む周辺部位を撤去し、新たに製作したケーシングの一部をTig溶接により接続した。本件ではこれら一連の作業内容について報告する。
湊 和生; 赤堀 光雄; 坪井 孝志; 黒羽根 史朗; 林 博和; 高野 公秀; 音部 治幹; 三角 昌弘*; 阪本 琢哉*; 加藤 功*; et al.
JAERI-Tech 2005-059, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-059.pdf:20.67MB
乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための実験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)内に、TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を設置した。本設備は、鉄及びポリエチレンで遮へいされた3基の
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セルと含鉛アクリルで遮へいされた1基のグローブボックス、並びに内装された試験装置等から構成されており、セル及びグローブボックス内は高純度アルゴンガス雰囲気に維持されている。10グラムの
Amを使用可能なほか、TRUのNp, Pu及びCmを取り扱うことができる。本報告書は、TRU高温化学モジュールの概要,設備の構造及び性能,設備性能試験,内装試験装置、並びに試験装置の性能試験についてまとめたものであり、原研と東京電力(株),東北電力(株)及び日本原子力発電(株)との共同研究の成果である。
中村 勤也*; 岩井 孝; 荒井 康夫
電力中央研究所報告(L04005), 48 Pages, 2005/04
我が国初となるU-Pu-Zr合金用金属燃料製造試験設備を、原研燃料研究棟に設置した。本設備は、合金燃料スラグを製造する射出成型装置,金属燃料ピンのナトリウムボンディングを行う合金加熱装置,これらを格納する高純度アルゴン雰囲気グローブボックスから構成される。設備の設計,製作及び性能試験結果を述べるほか、模擬物質を用いて行った合金スラグ製造試験及燃料ピン組立試験についても記述する。計画されている「常陽」照射試験用の金属燃料ピンが製造できる見通しを得た。
赤井 政信; 伊藤 信行*; 山口 徹治; 田中 忠夫; 飯田 芳久; 中山 真一; 稲垣 真吾*
JAERI-Tech 2004-058, 47 Pages, 2004/09
JAERI-Tech-2004-058.pdf:7.27MB
TRU廃棄物試験設備は、放射性廃棄物処分の安全評価において必要とされる地中における超ウラン元素(TRU元素)等の挙動に関するデータを取得することを目的として、燃料サイクル安全工学研究施設のバックエンド研究施設内に設置した。本試験設備は、地下深部に特有である還元環境下でデータ取得試験を行うための不活性ガス循環型グローブボックスシステム,放射性核種と人工バリア材及び天然バリア材との化学的・地球化学的相互作用を調べる試験装置(バリア性能試験装置)を内蔵した大気雰囲気のグローブボックスシステム、及び各種分析装置から構成されている。本報告書は、本設備を構成する各装置の原理,構成,機能(測定例),安全設計、並びに本設備を用いた研究成果についてまとめたものである。
大内 正市*; 黒澤 誠; 阿部 治郎; 岡根 章五; 薄井 洸
JAERI-Tech 2002-026, 35 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-026.pdf:2.32MB
日本原子力研究所大洗研究所の燃料研究棟108号室(分析室)に設置されているウラン・プルトニウム分析試料の秤量等を行うグローブボックス801-W及び電位差滴定法によりウラン・プルトニウムの定量を行うグローブボックス802-Wの2台は、設置後25年以上経過しており老朽化が著しいため、解体撤去を実施して更新することとした。本報告書は一連のグローブボックス解体撤去作業における技術的知見,評価及び作業内容をまとめたものである。
大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁
JNC TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11
JNC-TN8410-2001-023.pdf:30.98MB
本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
北村 暁; 岡崎 充宏*
JNC TN8400 2001-009, 54 Pages, 2001/01
分光光度計およびレーザー誘起光音響分光装置の検出感度に関する性能調査を目的として、ネオジム(III)およびサマリウム(III)の吸収スペクトル測定および光音響スペクトル測定を行った。ネオジムもしくはサマリウムの濃度を2
10-5
210-2mol-dm-3の間で変化させ、それぞれの濃度における吸収スペクトルおよび光音響スペクトルを取得した。併せて、雰囲気制御グローブボックス内で吸光測定を行うことができる分光光度計についても同様の測定を行い、吸収スペクトルを取得した。比較のために、光路長を1cmおよび10cmに設定した一般的な分光光度計を用いて、同様の測定を行った。多くの文献では、光音響測定は吸光測定に比べ大幅に低い濃度まで測定できると報告されているが、本光音響分光装置においては光路長を10cmに設定した吸光測定と同程度であるという結果が得られた。また、本実験の結果から、将来の目的としているネプツニウム(IV,V)の検出感度について推定し、特にNp(IV)溶存化学種のスペシエーションの可能性を検討した。
田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*
JNC TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04
JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB
プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成56年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成1011年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03
JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB
1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800
)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また
鈴木 正啓*; 岩崎 行雄*
JNC TJ8420 2000-013, 96 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-013.pdf:6.04MB
核燃料サイクル開発機構東海事業所プルトニウム燃料第二開発室に設置されている多くのグローブボックスの解体撤去計画を策定するにあたって、グローブボックスの効果的な一次除染及び除染後の効率的な放射線測定は、作業者の被爆量の低減化及び解体廃棄物の放射能レベルを下げる上で不可欠なプロセスである。このため、本年度はグローブボックスの一次除染及び放射線測定に関する技術の調査及び技術等を含めて、プルトニウム燃料第二開発室に設置されている代表的なグローブボックスに対して、二次廃棄物の発生量が少なく、処理性の容易な一次除染法及び遠隔化可能な放射線測定法の調査、適用性の評価を行い、グローブボックス解体計画策定に必要な知見が得られた。
荒井 康夫; 中島 邦久; 芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 鈴木 康文; 井上 正*
JAERI-Tech 98-022, 21 Pages, 1998/06
超ウラン元素化合物や合金の高温物性や相状態に関する研究を行う目的で製作した高温X線回折装置について記述したものである。高温X線回折装置は、X線発生装置、ゴニオメーター、X線計数装置、試料高温装置、冷却水送水装置、真空排気系、ガス供給系、ワークステーション及び格納用グローブボックスから構成される。また、装置の据え付け終了後に行った各種性能試験の結果についても述べた。
