Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
高梨 光博; 駒 義和; 青嶋 厚
JNC TN8400 2001-022, 60 Pages, 2001/03
JNC-TN8400-2001-022.pdf:1.31MB
TRUEXプロセスの数値シミュレーションコードを開発した。このコードを用いて、高レベル放射性物質研究施設(CPF)で行われた向流抽出試験におけるアメリシウムとユウロピウムの濃度プロファイルを計算した。計算の結果は実験結果とほぼ一致した。また、プルトニウム燃料センターで行われたTRUEX法を用いたAm回収試験の条件について検討し、スクラブ液中の酸濃度の低下および溶媒・逆抽出液量の低下により、逆抽出効率の向上および試験廃液の低減が可能となる条件を示した。試験条件を設定できるようにするために、計算対象成分にジルコニウム、モリブデンおよび鉄を追加し、これらの金属およびアメリシウムやユウロピウムとシュウ酸との錯体の抽出挙動に対する影響を計算コードに加えた。シュウ酸錯体の影響を考慮することにより、アメリシウムやユウロピウムなどの濃度プロファイルにおいても、水相濃度の計算値が、錯体の影響を考慮していない場合に比べて上昇した。CPFで行われた試験に対して、シュウ酸添加量とアメリシウム回収率の関係を計算により調べたところ、過去の試験で用いられたシュウ酸濃度が、処理溶液および洗浄溶液からともに0.03mol/Lであったのに対して、これをそれぞれ0.045および0.06mol/Lとしてもアメリシウムの回収率を十分高い値(99.9%以上)に維持できることが明らかになった。したがって、添加できるシュウ酸濃度には余裕があり、ジルコニウムなどの除染性をさらに高められる可能性があった。加えて、ユウロピウムを回収するプロセスフローシートにおけるシュウ酸濃度条件の設定を計算によりおこなった。
2000年12月)小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*
JNC TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB
プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。
梶山 登司; 松崎 壮晃
JNC TN8410 2000-015, 7 Pages, 2000/10
JNC-TN8410-2000-015.pdf:0.09MB
1999年9月に英国原子燃料会社(BNFL)のセラフィールド工場でMOX燃料ペレットの寸法検査データ不正問題が発生した。本資料は当該事象に艦み、JNC東海事業所プルトニウム燃料センター(第三開発室)における燃料ペレット品質管理体制について、その概要を取りまとめたものである。
青木 勲; 綿引 政俊; 芳賀 哲也; 菊池 圭一; 須藤 勝夫; 綱嶋 康倫; 岡本 成利
JNC TN8420 2000-005, 42 Pages, 2000/04
JNC-TN8420-2000-005.pdf:2.09MB
平成11年8月、東海事業所における一般廃棄物の100%リサイクル運動について、所長より提言がなされ、現在、環境保全・研究開発センターを中心にその取組みが展開されている。これを受け、プルトニウム燃料センターにおいては、プルセンターをコストミニマムに運営するにあたり、廃棄物の低減化についての問題意識の醸成を図りつつ、低減化の具体策等を検討することを目的に一般廃棄物発生量低減対策検討会を設置し、検討を進めてきた。本報告書は、廃棄物等の分類方法、処理フロー及び発生量等を調査した結果から明らかとなった問題点を整理し、廃棄物発生量低減化に向けた具体策、リサイクルに向けた具体策及びそれらを実施する際の課題等についてまとめたものである。廃棄物発生量の低減を実現するためには、従業員各個人の問題意識の醸成はもちろんのこと、プルセンターとして、廃棄物の低減化に向けた取組みを展開していくことが肝要であり、本報告書の対策案を可能な限り実施すべきであると考える。廃棄物発生量の低減化、リサイクルの推進等をプルセンター内従業員が行うことが、環境保全、社会的責任、コスト意識の醸成に繋がり、近い将来「一般廃棄物の100%リサイクル」が達成されると思われる。
梶山 登司; 沼田 和明; 大谷 誠二; 小林 浩美*; 渡辺 浩明*; 後藤 達朗*; 高橋 秀樹*
JNC TN8440 2000-008, 34 Pages, 2000/02
JNC-TN8440-2000-008.pdf:2.13MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」第1回取替炉心燃料集合体用(80本)として、プルトニウム燃料センター技術部品質保証室(旧:プルトニウム燃料工場検査課)玉造部材検査所において、平成6年6月から平成8年1月にかけて実施した下部端栓溶接工程、試験検査工程及び出荷工程等における作業内容と結果を、とりまとめ報告するものである。今回、溶接加工及び試験検査を実施した数量は、内側炉心燃料集合体用43体分として7,418本、外側炉心燃料集合体用37体分として6,386本であり、合計で13,804本であった。このうち、試験検査に合格し、プルトニウム燃料第三開発室へ出荷した下部端栓付被ふく管は、内側炉心燃料集合体用で7,415本、外側炉心燃料集合体用で6,379本となり、合計13,794本であった。試験検査の不合格品は10本発生し、その大部分は溶接部の不合格によるものであり、不合格率は0.07%であった。
中島 伸也; 落合 政昭
JAERI-Conf 99-014, p.218 - 0, 1999/12
軽水炉によるPu利用が本格的に開始されようとしており、今後全MOX炉心、高燃焼、高転換等にかかわる軽水炉によるPu利用の高度化の重要性が高まる。当研究部では、Pu利用の高度化に重点を置いた研究を進めており、関連する研究・開発を行っている大学、機関、電力及びメーカーとの情報交換の機会を持つことは有意義である。当該研究会では基調講演、研究発表6件及び意見交換「Pu利用高度化研究の展望」が行われた。本報告は、これらの発表論文等をまとめたものであり、付録として研究会当日発表者が使用したOHPを収録するとともに、研究会のプログラムならびに参加者名簿を添付した。
大島 博文; 林 直美; 柏原 文夫; 武藤 重男; 岡村 繁紀; 大澤 隆康; 渡辺 文隆
JNC TN8420 99-003, 46 Pages, 1998/11
平成9年8月に発生した「ウラン廃棄物屋外貯蔵ピット問題」を契機に、旧東海製錬所における製錬事業の終了に伴い残された旧鉱さいたい積場および原料鉱石の状況、各施設の解体後の状況を調査した。この結果、事業所構内の限定された場所に埋設している残材等があることが判明したため、調査結果とその後の調査計画をとりまとめ、平成9年9月18日に「旧東海製錬所に関連する残材等の調査について」を国、関係自治体等に報告するとともに、公表した。その後、この調査計画に従って実施した結果、鉱さいや鉱石等の残材の埋設場所を特定した。また、平成10年6月に発生した「プルトニウム燃料工場屋外器材ピット問題」における廃棄物(一般器材等)保管状況の改善措置に係る水平展開として、再処理施設から発生した非放射性器材や焼却灰の処置状況等の調査についても実施した。これらの結果から周辺環境への影響の観点からも問題のないことが確認できた。
山田 忠則; 相沢 雅夫; 白数 訓子
JAERI-Tech 97-072, 32 Pages, 1998/01
JRR-3Mのベリリウム反射体領域の垂直照射孔において、岩石型プルトニウム燃料試料の照射試験を原子炉運転4サイクル(平成7年1月23日~10月13日)に亘って行った。岩石型プルトニウム燃料試料は、トリア系化合物及びジルコニア系化合物をそれぞれディスク状に加圧成形し燃料ピンに収めてある。それぞれの燃料ピンは、キャプセル内に3段に分けて配置した。各段の目標試料温度を600
C(上段)、800C(下段)、1000C(中段)となるように設計した。実際の照射試験では、原子炉出力20MWにおいて中段部の試料温度を1000Cに制御した。本報告書は、照射キャプセルの設計・製作及び照射試験の結果得られた試料の照射温度、中性子束に関する測定データをまとめたものである。
山下 利之
日ロ発電炉燃料専門家会議報文集, p.148 - 151, 1998/00
余剰プルトニウム処分の1つのオプションとして、岩石型プルトニウム燃料と軽水炉中でのワンススルー燃焼を目指す新しいシステムの研究を行った。本システムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びプルトニウム消滅量の観点から優れた特性を有することがわかった。ROX燃料の研究では、種々のコールド試験と炉内照射試験から、蛍石型相とスピネル相からなる2相混合物系が最も有望な燃料物質であることがわかった。ROX燃料を装荷した炉心設計及び安全性解析からは、適切な共鳴核種の添加もしくは、非均質炉心(1/3ROX+2/3UO
)を組むことで、ROX燃料炉心の過渡時挙動は、現行UO炉心並みに改善されることがわかった。
中野 佳洋; 高野 秀機; 秋江 拓志
JAERI-Research 97-051, 31 Pages, 1997/07
JAERI-Research-97-051.pdf:2.41MB
JRR-3のベリリウム反射体中の照射孔において照射試験が行われた岩石型プルトニウム燃料の照射試験用試料について、その燃焼解析手法の検討を行った。使用した計算コードは、SRAC,ORIGEN2,MUPである。SRACコードを用いた計算では、。照射場のベリリウム反射体中の中性子エネルギースペクトルをあらかじめ求め、これを照射キャプセル外部境界からの入射スペクトルとする固定源計算と燃焼計算とを組み合わせた計算を行った。このとき照射キャプセル内のモデル化について、簡易モデルと詳細モデルとの比較を行い、計算結果に与える影響を評価した。また、ORIGEN2コード、MVPコードによる計算も行い、計算結果や断面積の比較等を行った。
赤津 康夫; 渡辺 均; 森田 重光; 中野 政尚; 片桐 裕実; 森澤 正人; 吉田 美香
PNC TN8440 97-001, 39 Pages, 1996/11
平成6年5月にプルトニウム燃料第三開発室のプルトニウム工程内滞留量が約70kgに達していることが新聞紙上に大きく報じられた。プルトニウム燃料工場では国/IAEAと協議して、工程内滞留を技術的に可能な限り低減する計画を策定した。この低減化計画は、設備の清掃・分解・解体による工程内滞留量の低減、新型燃料製造設備の開発による工程内滞留量の抑制、改良型非破壊測定装置の開発による工程内滞留量の測定精度向上等を柱としており、これらの実施により平成8年10月末の実在庫検認(以下「PIV」)で、目標とした当初滞留量の約15%以下(約10kgPu)の達成が確認された。本書は、プルトニウム燃料第三開発室における工程内滞留問題の発生から、この問題への取り組み状況およびその成果、今後の課題等について平成8年11月15日に開催された「工程内滞留抑制技術開発報告会」において発表した概要をまとめたものである。報告は、以下の4つの項目から構成されており、問題発生の経緯、低減化計画の策定、低減化作業の実施およびその結果、滞留低減化および滞留量測定のための技術開発等について述べたものである。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦
PNC TN8410 96-036, 20 Pages, 1996/02
平成6年4月平成7年3月までにプルトニウム燃料工場で放射線作業に従事した作業者が着用したTLDバッジと固体飛跡検出器の相互関係を、作業者別に解析し、とりまとめた。その結果、個人別のTLDバッジと固体飛跡検出器の応答比の月別の推移は、統計変動などに伴う誤差の範囲内で一定比であること、一年間に亘って積分した両線量計の応答の関係も所属部課室や放射線作業を行う施設に関係なくほぼ一定の値であることが分かった。
飛田 和則; 片桐 裕実; 叶野 豊; 今泉 謙二; 晴山 央一
PNC TN8520 94-008, 37 Pages, 1994/09
目的気象観測塔定期的作業手順等の標準化気象観測塔設備の定期点検実施にあたり、具体的な点検方法についてまとめたものである。気象観測塔設備として本マニュアルの対象範囲設備は以下のとおりである。1)気象観測塔本体2)気象観測機器3)スカイリフト4)航空障害燈5)電気関係1979年7月作成1988年6月第1回追加-改訂1994年9月第2回追加-改訂
1994年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉沢 知幸*
PNC TN8440 94-011, 19 Pages, 1994/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は9541、分析廃液は690.51であり、合計1644.51である。なお、前年度繰越量を含めると今年度処理対象液量はそれぞれ10781、707.51の合計1785.51である。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ9931、6481であった。(3)処理後の
・
放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6
10ー2Bq/m1以下であった。
今野 廣一
PNC TN8420 94-008, 8 Pages, 1994/03
平成5年6月7日午前5時40分頃、プルトニウム燃料第三開発室において発生した連続焼結炉の作動不良については、炉内状況の観察の結果、台板の競り上がりによるヒーターの断線と台板の押し出し不能によることが判明した。この台板の競り上がりが発生する条件の検討及びMo製ヒーターが設定された押し出し力のもとで切断される可能性について解析を行った。当初から設定されていたトルクリミッター値で発生する台板への押し出し力で台板が競り上がるためには、1台板を押す方向の反対側が固定されていること。2炉床の台板進行方向の水平線に対し、あらかじめ台板が傾いていること(臨界角度の存在)。が必要である。炉床と台板の隙間に落下した異物(ペレット)等による臨界角度以上の傾きがなければ、トルクリミッター設定値内で競り上がりは発生しない。Mo製ヒーターの引張強さは、常温で大きな値であるが、1700度Cでの引張強さと剪断応力の計算結果から剪断力の方が引張強さより大きい。再発防止対策の一つとしてトルクリミッター設定値の妥当性確認のためにモーター部とメインプヤー部を繋ぐチェーンに歪みゲージを設置し、発生する応力を記録している。その測定結果によると最大応力は約150kgfを示している。メインプヤーに働く力F=150・(170/60)=425kgfから、本解析で求めた591kgfより小さな値である。これは摩擦係数が想定した値より若干小さく、かつ実績では22スキッド全てにペレットが装荷されていないことによるものと言える。
船坂 英之; 亀田 昭二; 高橋 邦明; 沖本 龍壯; 宮本 寛; 加藤 良幸; 明珍 宗孝
PNC TN8100 94-005, 142 Pages, 1994/03
NSKの平成5年度の活動について概要及び総括、各種行事関係資料、推進部会議議事録等をとりまとめた。
竹之内 正; 桜井 直行
PNC TN8440 92-053, 110 Pages, 1992/09
平成4年度第2四半期(平成4年7月平成4年10月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進・研究開発・外部発表等について、取りまとめたものである。
山口 俊弘; 朝倉 浩一; 百瀬 琢麿; 野尻 一郎; 熱田 芳治; 山本 偉政; 須藤 俊幸
PNC TN8410 92-031, 79 Pages, 1992/02
事業団においては,国に「原子力施設等安全研究年次計画」に基づき,プルトニウム取扱施設の臨界安全管理に関する研究として,プルトニウム取扱施設を対象とした臨界安全ハンドブックの作成のための検討を行っている。ハンドブックについては,事業団におけるこれまでの臨界安全管理の集大成として,施設の設計,建設,運転経験を踏まえた実用的なものとすることが期待されており,ハンドブックの構成等について専門的な検討を行うことを目的として,今年度から臨界安全ハンドブック作成検討ワーキンググループが組織された。本書は,本ワーキンググループの今年度の検討結果を取りまとめたものである。本ワーキンググループでは、東海事業所プルトニウム燃料第1開発室,第2開発室,第3開発室について臨界安全に係る現状を調査した。また,臨界安全解析コードの最新の動向調査を行うとともに従来用いられているコードとの比較計算を行った。これらの調査・検討を踏まえ,できるだけ具体的に実際の工程に関連づけて臨界安全管理の方法をまとめる方針で,臨界安全設計ガイドブック(仮称)の構成案を検討した。なお,ガイドブックが利用される施設としては,現在のプルトニウム燃料第3開発室をスケールアップしたイメージのプルトニウム燃料加工施設を念頭においた。
佐藤 寿人; 川又 博; 蛭町 秀; 廣田 栄雄; 磯前 裕一*
PNC TN8410 91-237, 31 Pages, 1991/09
プルトニウム燃料施設では、プルトニウムの環境への影響の評価のため、排気口出口での核燃料物質の年間放出量を算出する必要があるが、この計算過程で、移行率を用いる。しかし、この移行率のバックデータについては、各施設の運転実績からのデータがあるのみでグローブボックス内での移行率試験は行われていなかったため、PuO2粉末を収納する粉末容器の開口面積、グローブボックスの換気回数をパラメータとする移行率試験を行うことにした。本試験により次のような知見を得た。1)移行率I〔発生したPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合〕及び移行率II〔粉末容器内のPuO2粉末重量に対してPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合(通常呼ばれている移行率)〕は、粉末容器の開口面積が増加するにしたがって増加する。2)グローブボックスの通常の換気回数(314回/h)の範囲では、移行率I及び移行率IIは、換気回数の影響よりグローブボックス内の気流状態の影響を受ける傾向がある。3)本試験における移行率I及び移行率IIの最大は前者が0.56、後者が1.310-5であった。なお、このときの試験条件はPuO2粉末重量:1490g、粉末攪拌時間:5分間、粉末容器開口面積100cm2、グローブボックス換気回数:3回/hであった。