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竹内 正行; 藤咲 和彦*; 根本 健志*; 小泉 務; 小山 智造
JNC TN8410 2001-013, 255 Pages, 2001/05
JNC-TN8410-2001-013.pdf:24.24MB
本耐久試験は東海再処理工場の当時のステンレス鋼製酸回収蒸発缶を非鉄材料のTi-5TaまたはZrに材質変更する計画の一環として進められた。この結果、Ti-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備(処理能力:東海再処理工場の酸回収蒸発缶の1/27)の設計・製作、さらに本装置による運転試験を通して、Ti-5Ta製およびZr各材料がステンレス鋼に代わる新材料として、酸回収蒸発缶の製作性や機器性能の面で問題のないことが実証された。また、それまでのステンレス鋼製酸回収蒸発缶の大きな課題であった長期耐食性についても、コールド環境での評価であるものの、製作したTi-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備がこれまでのステンレス鋼製酸回収蒸発缶の最大処理実績(約13,000時間)をはるかに凌ぎ、最終的には累積40,000時間に及ぶ両蒸発缶の長期耐久性が実証された。この運転期間中、大きな設備の異常や故障等は特に認められず、安定した運転を継続してきた。また、長期運転試験後の評価結果から、材料強度の問題を含めて両蒸発缶は健全な状態を維持していた。さらに東海再処理工場におけるステンレス鋼製酸回収蒸発缶の腐食故障の要因となった粒界腐食についても、Ti-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶全体を通じて観察されなかった。両蒸発缶の腐食量については、Ti-5Ta製蒸発缶の気相部においてわずかながら経時的な減肉傾向が認められたが、他の部位およびZr製蒸発缶では有意な減肉は認められず、全体的に腐食速度は両蒸発缶ともに0.1mm/y以下であり、優れた耐食性を示した。運転期間中、両構造材料は不働態を維持し、缶内に設置したテストピースの結果から、応力腐食割れの感受性も認められなかった。さらに、Ti-5Ta製蒸発缶で認められた気相部の減肉傾向から、統計解析法を用いてTi-5Ta製蒸発缶の装置寿命(腐食代1mm)を評価した結果、最低約55,000時間と見積もられた。以上の結果から、酸回収蒸発缶の装置材料としてTi-5TaおよびZrが適用可能であることが示されるとともに、特に長期耐食性の観点からは両材料ともに実績のあるステンレス鋼よりもはるかに優れていることが実証された。
小形 佳昭; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄
PNC TN8410 91-276, 76 Pages, 1991/11
使用済燃料受入貯蔵監視システム(RIAS)の開発は,1983年東海再処理工場においてJASPAS(Japan Support Programme for Agency Safeguards) プログラムとして実施された。RIASは,使用済燃料の受入れから払出し区域までの燃料集合体の移動を連続的に監視することにより,使用済燃料の在庫量,移動経路等を即時再現することが可能で,保障措置の実施に対して有効な計測システムである。この装置は1985年10月末に取付けられ,1985年11月より再処理工場でフィードテストが行われた。この結果,RIASは東海再処理工場のプールにおける使用済燃料の在庫量の管理に対して有効で,効果的であることが証明された。1988年2月には,IAEAに対してデモンストレーションが実施された本報告書は,東海再処理工場使用済燃料受入貯蔵区域における燃料ハンドリング,移動操作とRIASの機能について記述している。
小形 佳昭; 大西 徹; 落合 和哉; 福原 純一; 早川 剛; 坂本 久雄
PNC TN8410 91-275, 125 Pages, 1991/11
東海再処理工場の使用済燃料移動プール(FTP)R0108内にある使用済燃料は,CCTVを用いた監視システムにより監視される。この監視システムは,カメラ,ランプ,VTR,タイマー,TVモニター,及び異常検出装置から成っている。それらは,連続的な無人監視のために改良された。IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストは,問題なく終了した。JD-8タスクは,最終報告書で終了する。日本とIAEA間で,第8回JASPAS合同委員会において,本監視システムを平成元年末から東海再処理工場で査察用機器として使用することが合意された。本報告書は,本監視システムの機能,IAEAによるデモンストレーションとフィールドテストの結果等について述べる。
宮原 顕治; 山村 修; 高橋 啓三; 杉山 俊英; 山本 徳洋; 池田 久
PNC TN8440 91-022, 42 Pages, 1991/04
仙台において,1991年4月15日から4月18日にかけて,燃料再処理及び廃棄物の取扱に関する第3回国際会議"RECOD'91"が,海外からの参加者160名を含め約620名の参加のもと開催された。本会議において,山村 再処理副工場長から"東海再処理工場の運転経験"と題した口頭発表を行った。発表では,1971年に東海再処理工場の建設を開始してから今日までの経緯の概要を説明すると共に,特に,1988年から1989年にかけて行った計画停止期間中の改良工事及びその結果,更に,東海工場の将来展望等について説明を行った。本レポートは,この発表に用いた予稿及び口頭発表原稿並びにスライド原稿を取りまとめたものである。
井原 均; 西村 秀夫; 猪川 浩次
JAERI-M 91-042, 168 Pages, 1991/03
近実時間計量管理(NRTA)は、物質収支区域において、核物質のロスあるいはゲインが起きた場合に、それをタイムリィに、高い確率で探知する事を目的に開発されたものである。本報告書は、再処理施設をモデルとして、施設で採取された計量データの入出力処理、物質収支とその分散計算及び各種の統計手法に基づく検定を行うプログラム(PROMAC-J)について、開発思想、プログラム構成、機能、入出力データを記述すると共に、NRTAデータの統計解析手法についても述べている。PROMAC-Cは、NRTAの実用化を進めるために、実プラントのNRTAデータ処理システムとして開発したものである。このシステムは東海再処理工場におけるNRTAの実証試験において用いられ、実用的であり、定常業務に使用できることが確認されている。
高橋 直樹; 中村 芳信; 大部 智行; 佐本 寛孝; 生田目 聡宏; 星 貴弘; 倉林 和啓; 向 泰宣; 木村 雄一; 栗田 勉
no journal, ,
本報は、硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理に関する4報のシリーズ報告の最初の報告として、プルトニウム転換技術開発施設を中心とした、(1)東日本大震災における被害状況とその復旧、(2)設備の健全性確認に向けた取り組み、及び(3)震災後に実施した緊急安全対策の概要について報告する。
高橋 直樹
no journal, ,
文部科学省の核セキュリティ補助事業の一環として、再処理施設の査察や評価を行う国際原子力機関(IAEA)の職員等を対象とした再処理施設の保障措置に係るトレーニングにて、東海再処理工場及びプルトニウム転換技術開発施設の概要について報告する。