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平成17年度)安全推進本部
JNC TN1400 2001-002, 172 Pages, 2001/01
JNC-TN1400-2001-002.pdf:6.28MB
平成平成12年ll月30日の内閣総理大臣官房原子力安全室(現内閣府原子力安全委員会事務局)からの依頼に基づき、安全研究年次計画(平成13年度平成17年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;14件、核燃料施設;10件、耐震;1件、確率論的安全評価等;3件、環境放射能;6件、廃棄物処分;15件)についての安全研究計画調査票を作成した。また、社内研究課題についても年次計画に登録された研究課題と同等に扱うとの観点から、(高速増殖炉;1件、核燃料施設;3件、確率論的安全評価等;1件、環境放射能;1件、その他(「ふげん」の廃止措置);1件)についての安全研究計画調査票を作成した。本報告書は、これらの調査票を取りまとめたものであり、平成12年10月に策定した「安全研究基本計画(平成13年度平成17年度)」に基づき、研究の達成目標や研究の実施内容を具体的に示したものである。
吉田 充宏; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*; 三代 広昭
JNC TN8440 2000-021, 180 Pages, 2000/10
JNC-TN8440-2000-021.pdf:42.37MB
廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。ピット内へのコンクリート打設を平成12年8,9月に実施し、ピットを閉鎖した。本報告書は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、平成9年8月のピット内滞留水問題の確認時から平成12年9月のピット閉鎖終了までのピットの改善措置等に係る工事、作業等の状況を写真にまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集がある。
北端 琢也; 清田 史功; 白鳥 芳武; 井口 幸弘; 松井 祐二; 佐藤 裕之
JNC TN3410 2000-014, 43 Pages, 2000/09
JNC-TN3410-2000-014.pdf:2.37MB
新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止することになっており、現在、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会が開催された。平成12年度も引き続き設置され、平成12年8月28日に第2回委員会が開催された。本書は、第2回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、「ふげん」廃止措置への取り組み状況、生体遮へい体コンクリートの放射化量評価、コンクリート中のトリチウム濃度測定方法の検討、「ふげん」の廃止措置技術開発の進め方についてまとめたものである。また、併せて、当該委員会において参考として報告された系統化学除染の実施状況についても記載した。
宮部 賢次郎; 高崎 浩司; 安中 秀雄*; 泉 雄一*
JNC TN8420 2000-007, 100 Pages, 2000/08
JNC-TN8420-2000-007.pdf:7.66MB
本調査報告書は、核燃料サイクル開発機構が(株)日本環境調査研究所に委託した平成11年度の「市販洗浄剤の放射性汚染に対する除染効果比較試験(その3)」の成果をまとめたものである。管理区域内における放射線作業では、トラブルにより身体・皮膚の放射性汚染を生じる場合がある。放射性物質による身体汚染(皮膚汚染)をできるだけ速やかに除去できるように放射線管理上の措置を講じる必要がある。現在配備してある除染剤の酸化チタンペーストは、実際の使用実績を有する信頼性の高い身体除染剤であるが、使用できる状態の保存期間が数ヶ月と短いために、交換・補給整備に難点がある。このことから、平成10年度のCs-137及びRu-106での試験に引き続き、22種類の各種市販洗浄剤について、今回はCo-60の身体・皮膚除染剤に関する調査・試験を実施した。除染試験は、豚皮の試料にCo-60の放射性溶液を滴下し、5分及び40分放置した後、各種洗浄剤にて洗浄し、洗浄前後の試料の放射能比を求めた。試験の結果、Co-60の除染効果については、Cs-137及びCe-144の除染効果とほぼ同様の傾向が見られた。また、これまでの試験結果より、酸化チタンペーストの除去率と同等以上の除去率を示す洗浄剤が11種選ばれ、その中で製造中止や入手困難なものを除いた7種の洗浄剤が最終的に選定された。
太田垣 隆夫*; 石川 泰史*
JNC TJ8420 2000-016, 427 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-016.pdf:18.18MB
(1)・英国BNFLでは核燃料サイクル施設から発生する中・低レベル廃棄物を処理する各施設の運転・建設計画を策定し、これを進めている。・放射性廃棄物の処理が計画されておりスイスのヴュレンリンゲン集中中間貯蔵施設(ZWILAG)では、受入廃棄物を処理し廃棄体にするとともに、除染により放射能レベルが低下できた廃棄物は、再利用される。・原子力発電所の廃止措置の費用削減を目的に、化学除染法が開発されている。・廃止措置に係わる被曝、廃棄物発生量、費用、これらを軽減するため、米国トロージャン発電所の廃止措置において原子炉圧力容器を解体せず、圧力容器そのものを輸送コンテナとして、この中に炉内構造物を入れたまま廃棄物処分場に搬出した。(2)米国・電力会社からDOE(エネルギー省)に対する使用済燃料の引き取りに関する訴訟について、連邦控訴裁判所は電力会社に対し、引き取りに関する契約に基づいて「救済措置」を要求すべきとの裁定を下した。・TRU廃棄物の処分施設であるWIPPへの廃棄物輸送禁止命令の申し立てについて、コロンビア特別区地方裁判所は、申し立てを棄却する裁定を下した。これにより、WIPPでの処分開始の見通しが立った。英国・Nirex社の計画を前保守党政権が却下しそして、英国内の廃棄物管理に関する組織の改編準備が進んだ。・BNFLの一部について民営化が決定された。フランス:・ムーズ県の粘土層を有する地域に対して、高レベル放射性廃棄物の地下研究所の建設・運転許可政令が発給された。・原子力規制体制の再編について、政府や議員により検討された。ドイツ・連立政権内で原子力政策の対立が続いていたが、原子炉の運転期間を制限することで政策内容について合意した。・コンラート処分場での中・低レベル廃棄物処分について、連邦政府の環境相と地元州の環境相が消極的なため、処分場の許可発給が遅れている。スイス・ヴュレンリゲン中間貯蔵施設(ZWILAG)の貯蔵施設について建設・運転許可が終了した。
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。
新田 秀行*; 小野 正博*
JNC TJ8420 2000-010, 171 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-010.pdf:5.34MB
表面汚染が主な放射性固体廃棄物に対して、高除染度の得られる可能性がある技術として、レーザークリーニング法、真空アーククリーニング法について、文献および特許調査を実施した。また、得られた情報に基づき具体的な適用例として集合型遠心機チェンバーの胴体部を除染するための装置の概念設計及び経済性評価を実施した。固体表面クリーニング技術(レーザー法、放電法)の現状調査では、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。また、クリーニングシステムを設計するために有用な情報を構成機器毎にまとめた。除染処理への検討例、適用例等の調査と評価では、固体表面クリーニング技術と同様、公開文献、特許、その他の資料により技術調査を実施し、関連する文献をリストにまとめるとともに、技術データシートを作成した。これら調査結果に基づき、炭酸ガスレーザー、YAGレーザー、真空アークそれぞれを用いた除染処理プロセス・装置概念設計を実施し、装置および処理プロセス概念の具体化をはかった。いずれの装置も回転リングを用いて除染対象物を回転させ、除染ヘッドを除染対象物の円周方向に走査することにより、除染速度が一定となるように設計した。本概念設計結果に基づき、各除染システムの経済性について比較評価した。
杤山 修*
JNC TJ8400 2000-044, 53 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-044.pdf:1.41MB
フミン酸における高分子電解質と組成不均一性による効果を評価するために、Ca(II)とEu(III)のポリアクリル酸錯体やフミン酸錯体の生成定数をEu(III)は10-8M10-5Mの濃度範囲で、TTAとTBPのキシレン溶液を用いる溶媒抽出法により、10-10MCa(II)はTTAとTOPOのシクロヘキサン溶液を用いる溶媒抽出法により、10-4MCa(II)はCaイオン電極を用いて求めた。検討においては見かけの錯生成定数を
a=[MRm]/([M][R])と定義し、イオン強度0.11.0MのNaClO4またはNaCl溶液中でpcH4.85.5においてlogaを求めた。ここで[R]は解離官能基の濃度、[M]と[MRm]はそれぞれ遊離及び結合している金属イオン濃度を表わす。Eu(III)-フミン酸錯体についてはloga=5.09.3、Ca(II)-フミン酸錯体についてはloga=2.03.4という値を得た。フミン酸およびポリアクリル酸のいずれにおいてもlogaはpcHまたは解離度
と共に増加する傾向を示し、イオン強度の影響については、イオン強度が0.1Mから1.0Mに増加するとEu(III)のポリアクリル酸錯体のlogaは約1.6減少するのに対しフミン酸錯体のlogaは約0.7程度の減少となった、Ca(II)についてはポリアクリル酸1.9に対してフミン酸1.2の減少となった。金属イオン濃度の影響については、ポリアクリル酸では金属イオン濃度の影響を受けないが、フミン酸では金属イオン濃度が増加するとlogaが減少する。また、Eu(III)-ポリアクリル酸錯体のlogaはCa(II)の共存により変化しなかったが、フミン酸錯体のlogaはCa(II)が共存しないときに比べEu(III)濃度に依存して00.8程度減少する。フミン酸と金属イオンの錯生成が金属イオン濃度の影響を受けるのは、フミン酸中に錯生成力の違うサイトが共存しているためと考えられる。
谷本 健一
PNC TN9450 98-002, 52 Pages, 1998/01
核燃料施設のデコミッショニング技術は、測定・除染・解体・遠隔作業等の各要素技術とデーターベースを組合せ、解体工法、費用、工期。作業者の放射線被ばく線量、廃棄物発生予測等を評価しシステム化を図る必要がある。この評価に際しては、解体・撤去対象物の汚染形態等が多種多様であることから、個々のケース毎に最適な手順、方法、作業管理を幅広く検討する必要がある。特に核燃料施設のデコミッショニングに際しての特微は、施設が核燃物質であるプルトニウム等の超ウラン各種、あるいは90SR及び137CS等の核分裂生成物を取扱っていることである。従って、1除染・解体作業時のより厳重な内部被ばく対策、2放射能の包蔵性管理、3二次廃棄物の低減化対策を講ずる必要があるために、除染・解体手法は広い適用性が要求される。また汚染各種の多くは長半減期であることから、1減衰効果によるデコミッショニング作業時の被ばく低減が望めない、2核種の包蔵性維持のために、施設閉鎖後も運転時と同様な管理体制が要求される。3ブローボックス、搭槽類等の機器設備やオフガス設備等の耐用年数は、例えば100年以上は有していないこと等の理由から、基本的には施設・設備の特徴を考慮して、効果的にデコミッショニングに係わる技術開発体験を図る-1に示す。各々の要素技術は、試験を通してその機能・性能を確認するとともに、重要な技術について
紙谷 正仁; 小島 久雄
PNC TN8410 97-220, 33 Pages, 1997/12
動燃では、PUREX法をベースとした低除染再処理と簡易な燃料製造法からなる「先進湿式MOX」の概念を提案している。これは再処理/燃料製造/炉の設計境界条件を大幅に合理化あるいは変更し、湿式MOXサイクルを金属燃料サイクル並の簡素なサイクルに変更しようという構想である。この概念では、核燃料物質を低除染でリサイクルすることで抜本的な再処理の簡素化を行う。これに伴って燃料製造工程も遠隔保守セル構造となることから、再処理・燃料製造を一体化した施設内に配置し、廃液処理設備やユーティリティ等を共有することで設備合理化を図る。本報告は、こうした基本コンセプトのもとに施設概念を構築し、建設費の評価を行った結果をまとめたものである。建設費の評価は、現行技術で建設した場合の「現行プラント」、現在継続されているR&Dを反映し、現行の高除染サイクル技術を高度化した場合の「基準プラント」、先進湿式MOXの概念を採用した場合の「先進プラント」の各ケースについて行った。その結果、現行プラント(処理能力;50/y)の建設費を1した場合、基準プラント(50/y)、先進プラント(100t/y及び50/y)の建設費は、それぞれ0.60,0.66,0.50と評価された。
小川 竜一郎; 森下 喜嗣; 石島 昇; 谷本 健一
PNC TN9410 97-071, 69 Pages, 1997/07
核燃料施設から発生する高レベル廃棄物を除染によって低レベル化(500
Sv/h以下)するため、102の除染係数を目標として二次廃棄物の発生が少ないドライアイスブラスト除染技術の開発を進めてきている。本試験では、小型廃棄物の除染に適用する「バレル型除染法」について、これまでの成果を基に除染性能の安定化と性能向上を図って装置の改良を行い、模擬汚染試験片を用いて小型廃棄物に対する除染適用性を検討した。以下に成果を要約する。(1)バレル籠内に突起板を取り付けかくはん性能の向上をはかった。結果としては、突起板枚数4枚、突起板高さ10mmが最適であった。(2)ブラストノズルに揺動機構を取り付け、ノズルを前後に揺動させることによりブラスト流の射出範囲を均一化させ、除染性能の安定化をはかった。この結果ノズルの往復回数を40回/minとすれば、安定して高い除染性能を得られることがわかった。(3)受け入れ廃棄物の代表的な汚染を模擬したモリブデン酸セシウムの汚染除去試験において、約80%の除去性能が得られた。廃棄物形状の影響については、円筒形の内面へのブラスト射出が充分でなく、除去性能が低下する傾向がみられた。(4)ダストコレクターは排気開始後数分で凍結し、排気流量が約15%低下した。凍結したダストコレクターは、温度25
50の空気を送風することにより4分以内で解凍し、排気流量が回復することが明らかになった。また解凍時、ダストコレクター内フィルターに多量の水分が発生することが判明した。(5)製造方法の異なるドライアイスペレットの研削能力を比較した結果、油圧により200kgで押し固めるコールドジェット式のほうが、ローラで圧縮形成するエアコ式よりも研削力が約3倍優れていることがわかった。
小川 竜一郎; 森下 喜嗣; 石島 昇; 谷本 健一
PNC TN9410 97-061, 73 Pages, 1997/05
核燃料施設から発生する高レベル廃棄物を除染によって低レベル化(500Sv/h以下)するため、102の除染係数を目標として二次廃棄物の発生が少ないドライアイスブラスト除染技術の開発を進めてきている。この除染技術においては圧縮空気で粒状ドライアイスを対象物に射出することから、小形状・軽量の対象物ではそれ自身が飛散してしまうこと、また、壁面や大型廃棄物に対しては、剥離された汚染が周囲に再付着するという問題点があった。ここでは、これらを解決する技術として、1)バレル中で小形状廃棄物の飛散を防止しながら除染する"バレル型除染法"および 2)剥離物を吸引しながら局所的に除染を行う"吸引型除染法"について、汚染を塗装で模擬した試験片を用いて基礎的データを得る試験を行った。以下に成果を要約する。(1) バレル型除染法に関する試験では試験片(ボルト)をバレル籠に入れ、噴射距離を70250mm、噴射圧力を7 15kgf/ 、噴射時間を90300秒、籠回転数を5 30rpm の範囲で変化させた。試験前後の試験片の重量を測定し、これらのパラメータと除染効果の関係を求めた。この結果、噴射距離は150mmが最適であること、また噴射圧力は10kgf/ 以上では除染効果の改善に大きく寄与しないこと、籠回転数は他のパラメータに比べて除染効果に与える影響は小さいことがわかった。除染効果を最も支配するパラメータは噴射時間であり、300秒まではほぼ時間に比例した除染効果が得られた。(2) 吸引型除染技術に関する試験では試験片(鋼板)に局所吸引カバーを当て、噴射圧力を46kgf/ 、噴射時間を60180 秒の範囲で変化させ、除染効果との関係を求めた。また局所吸引カバー上部を開放して、局所吸引カバー上部を閉止した場合と比較した。この結果、試験条件の範囲では噴射圧力および噴射時間の増加と共に剥離能力は増大すること、および局所吸引カバーは閉止に比べて開放の場合に剥離能力が相対的に大きいことがわかった。また、上蓋を開放しても、局所吸引カバー内部の差圧は保たれ、開放部からの漏洩がないことが明らかになった。
not registered
PNC TJ8164 97-003, 77 Pages, 1997/03
本業務は、動力炉・核燃料開発事業団殿が従来より設計・検討している高速炉燃料再処理機器試験施設(以下「RETF」と言う。)の主要機器の一つである清澄試験機の内部点検装置について検討したものである。本業務では、RETF用清澄試験機において、溶解液中に含まれる不溶性の固体成分の試験機内部への捕集状況等を確認する内部点検装置の基本設計として、内部観察システム及び運転診断システムのシステム及び要素技術の検討を実施し、システム及び各技術要素の基本仕様を設定すると共に、清澄試験機への適用に向けての課題等を抽出した。本業務で検討を実施した主な項目は以下の通りである。1)内部観察システムのシステム及び要素技術基本仕様の検討2)運転診断技術検討および診断システム基本検討3)内部点検装置のRETF設計への反映検討
御手洗 征明*
PNC TJ8010 97-001, 81 Pages, 1997/03
先進的湿式プラントは、高速炉燃料サイクルコストの大幅な低減を目指したプラントであり、晶析法と改良型PUREX法とを中心とした再処理工程と、ゲル化転換・振動充填方式による酸化物粒子燃料の製造を行う燃料加工工程とを合体させた、一体型の燃料サイクルプラントである。本設計研究は、昨年度までに評価・検討したプラントの概念設計研究の成果をもとに、再処理の主分離工程に関して更に詳細な検討を実施することを目的として、以下の検討を実施したものである。(1)除染係数の調査(2)主分離工程の検討(3)昨年度検討の主要機器のCADデータ化
1996年外部発表資料集)谷本 健一
PNC TN9450 97-002, 504 Pages, 1996/12
動燃大洗工学センターでは,1983年(昭和58年)に個体廃棄物前処理施設(WDF)の運転を開始してから,WDFにおける除染解体技術に関する多くの研究開発を行ってきた。1988年(昭和63年)からは,これらの技術を放射性廃棄物の処理や将来の核燃料サイクル施設等の解体に反映する事を目的に,大洗工学センター環境技術課が中核となって核燃料サイクル施設のデコミッショニング技術に必要な要素技術として(1)測定,(2)除染,(3)解体,(4)遠隔操作,(5)デコミッショニング評価システム等の研究開発を継続して実施している。これらの成果は,まとまった時点で公開資料や学会等で外部に紹介し関係者の評価を受けてきた。本資料集は,環境技術課関係者が1983年から1996年の間に外部発表した資料を集大成したものである。学会等への口頭発表資料は,出来る限りOHPと口頭発表原稿(既存物のみ)を添付し内容を補強した。
小鷹 幸三; 天藤 雅之; 菅原 正幸; 小池 通崇; 松田 昌悟; 遠藤 和雄; 揖場 敏
PNC TN9410 96-235, 258 Pages, 1996/03
原子炉の定検作業時における被曝低減対策の一環として,炉心一次冷却系統機器に付着したクラッドを除去するための化学除染法が開発され,ふげん発電所で既に実施されている。一方,これまでの化学除染は,燃料体が炉心に無装荷の状態で実施されているため,設備利用率の向上を図る観点から,燃料体が装荷された状態で除染を行う計画が策定された。本計画を実施に移すに当たっては,除染剤が燃料集合体を構成する部材に悪影響を及ぼさないことを,試験を行って確認しておく必要がある。本報告は,除染剤が燃料集合体構成部材の健全性に与える影響を調べるために実施した材料特性試験並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に関する実規模炉外耐久試験の結果について,まとめたものである。本試験で得られた結果の概要を以下に記す。(1)除染処理及び残留除染材による,燃料集合体構成部の応力腐食割れに対する感受性は十分低い。(2)除染処理及び残留除染剤は,燃料要素被覆管のフレッティング摩擦の進展を促進させる傾向はほとんど認められず,スペース・リング素子の燃料要素保持機能並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に対する健全性に悪影響を及ぼすことはない。
1995年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04
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796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2l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932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の・線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。
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PNC TN1311 95-001, 18 Pages, 1995/02
I.1994年ハイライトII.ウラン鉱山の操業状況III.探査の現状IV.先住民土地権利問題V.環境問題VI.原子力問題VII.政治動向VIII.1995年展望
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PNC TJ1407 94-001, 56 Pages, 1994/12
II価の銀イオンに関する電解試験の一環として、Ag2+を含む硝酸溶液中におけるステンレス鋼の腐食データの採取ならびに電気化学的な方法(電解還元)による銀の回収方法について検討し、以下の結果を得た。(1)Ag2+を含む硝酸溶液中においてステンレス鋼304Lは、粒界腐食を呈し、腐食は著しく促進される。(2)ステンレス鋼304Lの腐食速度は、Ag2+濃度に依存し、直線的に増加する。(3)硝酸溶液中における銀の還元電位を明らかにし、その電位において作用電極表面に銀が電析したことを確認した。(4)銀の電析率に及ぼす、不純物元素の影響はない。
江花 稔; 遠藤 邦明; 根本 典雄
PNC TN8410 94-307, 42 Pages, 1994/09
プルトニウム燃料第三開発室では平成元年10月から平成6年1月にかけてもんじゅ初装荷燃料製造が行われ,この期間の作業員の被ばくは集団線量当量で約2.2人・Svであった。特に燃料製造が本格化した平成3年度から被ばくが増加したため,被ばく管理の強化,新設備稼働などの対策が講じられた。本報告では特定の燃料製造に伴う被ばくを解析し,被ばくの要因となっている事象のしぼりこみを行った。その結果、新設備稼働後は燃料取扱量や設備稼働時間に相関のあることを示した。また,作業員のローテーションにより,特定の作業員の被ばくが高くなることの防止に努めた。