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千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹
JAEA-Technology 2019-002, 29 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2019-002.pdf:2.43MB
原子力災害対策特別措置法及び同法「計画等命令」の改正が、2017年10月30日に実施された。この改正への対応のため、楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力機構内原子力緊急事態支援組織として、対象となる機構各施設から選出された要員に対して緊急時対応用遠隔操作資機材の操作訓練を開始した。当該訓練は、偵察用ロボット(クローラベルト使用の走行ロボット・小型)、作業用ロボット(同前・大型、作業機構(腕状又は長尺トング)付)及び小型無線ヘリの3種の機材の操作訓練を一式とし、受講する要員の訓練経験及び熟練度に応じて初級, 中級及び上級の3段階に分けて実施することとした。本報告は、2018年度上期に実施した初級及び中級の訓練のため策定した要員育成プログラムについて述べたものである。
三木 安夫; 川野邊 一則*; 小林 雄一*; 小泉 務; 青嶋 厚
JNC TN8440 2000-001, 126 Pages, 1999/03
JNC-TN8440-2000-001.pdf:4.37MB
核燃料サイクル機構では、核燃料サイクル関連施設における施設稼動率の向上と点検保守作業時における作業員の被ばくの低減化等を目的として、大型セルによる全遠隔保守方式の開発を行ってきた。本方式を成立させるためには、遠隔保守技術の確立が必須である事から、当グループを中心として遠隔保守の中心的機器となるマスタースレーブ方式の両腕型バイラテラルサーボマニプレータ(Bilateral Servo Manipulator:BSM)の開発を実施してきた。BSM2基のガラス固化技術開発施設(TVF)への設置後は、リサイクル機器試験施設(RETF)への導入に向けて、いわば完成版BSMとも言えるマニプレータ(RETF型)への改良を実施してきた。本報告書は、完成版BSMへの改良点、特に操作性の向上に関わる点を主体に、機械設計、制御設計について総括したものである。
梶谷 幹男; 西野入 賢治; 阿部 和幸; 逢坂 正彦; 今野 廣一; 廣沢 孝志; 小山 真一
PNC TN9440 97-004, 186 Pages, 1997/02
平成9年2月7日に照射燃料試験施設(AGF)ホットイン25周年記念成果報告会を開催した。AGFは1971年(昭和46年)10月1日に放射化材料試験ループを使用してのホットイン、引き続き12月から常陽燃料仕様燃料ピンの定常照射試験(DFR332/2燃料ピン)の照射後試験を開始して25年を迎え、その記念行事としてOBに対する施設見学会、記念成果報告会及び懇親会を開催したものである。本報告書は、この記念成果報告会で発表したOHP原稿を取りまとめたものである。発表内容は、 1.AGF25年の歴史と経緯及び西暦2000年に向けての取り組み 2.AGF25年間の施設、設備およびマニプレータの保守実績 3.AGFでの物性測定(融点、熱伝導度、X線回折)の最近の成果 4.核分裂生成物放出挙動試験装置の開発経緯とコールド試験の結果 5.照射燃料集合体試験施設の金相試験セルを利用した燃料挙動のこれまでの成果 6.照射済MOX燃料中のMA(Np,Am,Cm)分析手法の開発状況 7.MA含有燃料作製設備の整備状況と各装置の概略仕様の紹介である。
掛樋 勲; 波多野 守; 米澤 重晃; 河村 文雄; 白井 信行; 梶谷 幹男; 川合 努
PNC TN9410 97-015, 382 Pages, 1996/12
社会の多様なニ-ズに対応できる技術の可能性を追求する先進的核燃料リサイクルシステムを構築することを目的として設計研究を行っている。本報告書は、先進的核燃料リサイクルシステムの概念検討について、経過報告をまとめたものである。概念検討では、先進的核燃料リサイクルシステムの概念構築とシステム構築に必要な研究開発課題を検討している。システムの基本となる概念は、従来のPUREX再処理法、ペレット加工法の概念を脱却する溶融塩を用いたリサイクルシステムである。検討した内容は、主に以下のことである。1)窒化物プロセス(Cd陰極法利用の成立性) 2)低融点溶融塩(ALCL3+有機塩の適用性) 3)脱被覆法(乾式熱処理法の利点) 4)電解中核種挙動(ヨウ素の挙動、FP塩化物の揮発性、塩素化・電解中の核種挙動) 5)溶融塩電解槽の臨界計算 6)オフガス処理系統図の作成 7)機器概念図の作成(カソードプロセッサ、振動充填) 8)高レベル廃棄物量の算定 9)燃料の品質(リサイクル燃料のFP混入量) 10)ロボットハンドリングシステムの概念検討 11)先進的核燃料リサイクルシステムの意義についてまとめた。今後、システム概念の提案、研究開発課題の摘出、実行プログラム(案)の作成を行ってまとめる予定である。
齋藤 順市; 酒井 陽之; 實川 資朗; 海野 明; 近江 正男; 木崎 實
KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.210 - 219, 1995/00
核融合炉材料の研究開発においては、核融合炉における中性子環境条件を近似できる加速器型中性子源による材料の照射試験が提案されているが、この照射体積は極めて小さい。従って、微小試験片を用いて材料の機械的特性を調べる試験技術の開発が不可欠となる。また、この微小試験片試験技術の開発は、実用炉構造材等の微小領域から採取した試料の機械的特性を評価する上でも重要となる。この微小試験片試験技術及び関連する各種試験装置等の開発においては、現在、遠隔操作型自動スモールパンチ(SP)試験装置が開発され、ホットセル内に設置されている。この装置によるコールド試験片を用いたSP試験が実施された良好なデータが得られている。また、微小試験加工用の放電加工装置及び微小試験片取扱システム(マイクロマニプレータ)の開発が現在進められている。
市野沢 仁; 真道 隆治; 相沢 重樹*; 室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*
PNC TN8470 93-013, 85 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の開発棟に設置した遮蔽窓(12基)及び遮蔽プラグ(1基)の設計・製作及び据付け工事の内容を取りまとめ報告する。本報告の主要な内容は以下の通りである。1.工事の目的及び概要、2.工事の仕様及び条件、3.工事の方法及び手順、4.施工上の技術的検討事項、5.工事に関する反省と今後の課題
真道 隆治; 市野沢 仁; 上野 勤; 相沢 茂樹*; 小泉 和彦*; 井形 正登*; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-012, 58 Pages, 1993/03
本報告書は、動力炉・核燃料開発事業団(以下「事業団」という。)が、東海事業所に建設したガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)ガラス固化技術開発棟(以下「開発棟」という。)内で行った固化セル遠隔操作・保守試験(以下「本試験」という)について、概要、スケジュール、場所、管理、方法、手順、反省等をまとめたものである。
小原 建治郎; 中村 和幸; 村上 義夫; 小浜 政夫*; 近藤 光昇*
真空, 31(5), p.342 - 346, 1988/05
真空装置の保守、点検において、真空を破ることなくこれらの作業を行うための機器の原形として、多関節マニプレータの適用を考えた。今回の実験では、関節数9、自由度15、アーム全長2.4mの多関節模擬した試験装置を製作し、真空中での試験を行なった。
中村 和幸; 小原 建治郎; 村上 義夫
真空, 28(5), p.351 - 353, 1985/00
JT-60の真空容器のリーク探知法を考案した。原理:真空容器の排気を止め、内部にリークガスと異なる種類のガス(カバーガス)を適当な圧力まで導入した状態にしておくと、リーク箇所を中心としてカバーガス中にリークガスの濃度勾配が生じる。この濃度勾配を適当な方法で測定することにより、リーク箇所を見つけることが可能である。実験:真空容器内に導入するカバーガスとしてN
を、リークガスとしてはHeを用いて実験を行った。その結果リーク箇所の近傍にリークガスが高濃度で滞留することを確認した。
中山 治郎; 角 洋貴; 窪木 道克; 小高 亮; 藤原 孝治
no journal, ,
原子力機構東海再処理施設ガラス固化技術開発施設(TVF)の大型セル(固化セル)は、セル内機器をインセルクレーン、両腕型マニプレータ(BSM)により保守する遠隔保守システムを導入しており、これまで、コールド試運転やホット運転においてシステムの検証と実証、技術開発を行ってきた。コールド試運転時では、保守対象品すべての着脱確認により、操作手順の確立、遠隔操作用治工具の改良を行った。ホット運転以降においても、プロセス設備の遠隔保守、遠隔保守機器自身の保守作業の経験の積み重ね等よる作業の効率化を図ると共に、遠隔保守システムの信頼性を向上してきた。更に、ホット運転では、上述の遠隔保守技術をもとに、大規模な遠隔保守作業である2号溶融炉への更新、撤去した1号溶融炉の解体等をとおして、遠隔保守システムの実証と関連する技術開発を行ってきた。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二
no journal, ,
HTTR(高温工学試験研究炉)では、起動用中性子源として、
Cf(3.7GBq
3個)を炉内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷から輸送容器への収納までは、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。また、中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクが確認された。また、従来の輸送で使用していた輸送容器は、製造から20年経過していたこともあり、新たな輸送容器を製作することとなった。そこで、確認されたリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、新たな輸送容器を製作した。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 柳田 佳徳; 篠原 正憲; 川本 大樹; 高田 昌二
no journal, ,
HTTR(高温工学試験研究炉)では起動用中性子源として、Cf(3.7GBq3個)を炉内に装荷し、約7年の頻度で交換している。中性子源の中性子源ホルダへの装荷から中性子源用輸送容器への収納までは、販売業者のホットセル内で行われ、その後、HTTRまで輸送される。中性子源ホルダの制御棒案内ブロックからの取出・装荷は、HTTRのメンテナンスピット内で行う。前回までの中性子源交換作業において、輸送容器に係る中性子源ホルダの取扱い上のリスクが確認された。また、従来の輸送で使用していた輸送容器は、製造から20年経過していたこともあり、新たな輸送容器を製作することとなった。そこで、確認されたリスクを低減し、かつ、従来の輸送容器を使用し続ける場合と同程度のコストで、従来の輸送容器と同じA型輸送物の基準を満足することができる、新たな輸送容器を製作した。中性子源の受入作業及び中性子源交換作業のうち輸送容器に係る作業を実施した作業員の被ばく線量が検出下限値以下であり、前回の作業から減少したことから、新たな輸送容器により起動用中性子源取扱作業の安全性が向上したことを確認した。
