PCB特別措置法に基づくコンデンサの掘り起こし調査と取り扱い時の注意点

小野 礼人; 高柳 智弘; 杉田 萌; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計

JAEA-Technology 2022-036, 31 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-036.pdf:8.77MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)は、原子力科学研究所の大強度陽子加速器施設(J-PARC)など、多くの研究施設を有している。これらの施設には、電力を扱う受電設備や電源装置等多くの電気設備が設置されている。しかし、製造されてから半世紀以上の年月を経ている設備があり、これらの設備において、製造当時は優れた性質を有することから使用されていた材料等が、現在では有害物質として定められ、廃棄をする場合には特別な管理を必要とするものが存在する。その一つとして、ポリ塩化ビフェニル(PCB)があげられる。PCBは、熱に対して安定であり、電気絶縁性が高く耐薬品性に優れている。そのため、非常に幅広い分野に用いられた。しかし、PCBが難分解性の性状を有し、かつ、人の健康及び生活環境に係る被害を生じるおそれがある物質であることがわかり、国は「ポリ塩化ビフェニル廃棄物の適正な処理の推進に関する特別措置法(平成13年法律第65号、略称:PCB特別措置法)」を制定した。原子力機構おいて、令和4年4月に高濃度PCB廃棄物の該当品が新たに見つかる事象が発生したことを受け、令和4年6月に高濃度PCB廃棄物の掘り起こし再調査を実施した。現在は、低濃度PCB廃棄物について、掘り起こし調査を進めているところである。しかしながら、PCB廃棄物の新たな発見は、PCB使用されている可能性が高い設備や装置の見極めが非常に難しいことを示している。PCBは、変圧器やコンデンサ等の絶縁油に使用されている場合が多い。特にコンデンサは、使う材料や構造などによりサイズや形状が異なるなど多くの種類があり、見た目の判断だけではコンデンサであることを見逃してしまう可能がある。そのため、対象とした設備の仕様の理解と、外観検査からも該当品を見つけ出す知見と能力が調査担当者に要求される。本報告書では、PCB廃棄物の掘り起こし調査で実施した電源装置の分解調査作業の事例を基に、PCB廃棄物を外観検査で見つけ出すために必要な知見を紹介する。さらに、コンデンサを見つけた場合は、使用していない状態であっても充電されている可能性を認識し、焼損、感電、火災につながる危険性と取り扱い時に注意すべき点を報告する。

Establishment of numerical model to investigate heat transfer and flow characteristics by using scale model of vessel cooling system for HTTR

高田 昌二; Ngarayana, I. W.*; 中津留 幸裕*; 寺田 敦彦; 村上 健太*; 澤 和彦*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

高温工学試験研究炉(HTTR)を使った炉心冷却喪失試験では、財産保護上の観点から、炉容器冷却設備(VCS)において自然対流により加熱される構造物の温度分布の評価精度向上を課題としている。伝熱流動数値解析コードFLUENTをHTTRのVCSに適用するために、予測精度を維持しつつ計算資源を節約できる合理的な2次元モデルの構築を始めた。本評価モデルの検証のため、HTTR用VCSの1/6スケールモデルによる構造物の温度に関する試験結果を使用し、解析による計算結果と比較した。本試験データは、圧力容器の温度を200C前後に設定することで、全除熱量における自然対流伝熱の割合を20%前後と有意なレベルの伝熱現象として測定したものである。自然対流による上昇流の影響で高温となる圧力容器上部の伝熱流動特性の評価精度向上のためには、実形状の模擬および自然対流に適した乱流モデルの選定が重要となる。乱流モデルとして、剥離,再付着及び遷移流れを考慮できるk--SSTモデルを選定し、従来のk-モデルでは再現されなかった圧力容器の温度分布の試験結果とよく一致していることを確認した。このことから、k--SSTモデルは、圧力容器上部の温度分布を剥離、再付着および遷移流れを再現できたと考えられ、本モデルはVCSの温度評価の精度向上に有効であることを明らかにした。

Investigation of hydrogen gas generation by radiolysis for cement-solidified products of used adsorbents for water decontamination

佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03

https://repo.qst.go.jp/records/73811

福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト照射施設を利用して線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。

J-PARC RCS冷却水設備冷却塔ファン不具合ベアリングユニットの振動解析

藤来 洸裕; 菅沼 和明; 山崎 良雄

Proceedings of 14th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.874 - 876, 2017/12

http://www.pasj.jp/web_publish/pasj2017/proceedings/PDF/WEP0/WEP026.pdf

J-PARC 3GeVシンクロトロン加速器(RCS)は、RF装置、電磁石および電源などの装置が数多くある。これらの装置は運転時に17MWの電力を使い、そのうち多くは熱エネルギーとなっている。よって加速器の運転には、冷却水設備が必要不可欠であり、その安定性は、加速器の稼働率を左右する。最近、冷却水設備の重要な部品である冷却塔ファンのベアリングユニットが故障した。今回の事象は、J-PARC全体の運転停止につながる。今回故障の原因を調べるために、ベアリングユニットの振動測定及びベアリングを切断し観察した。振動測定の結果、ベアリングの傷の有無で振動周波数に違いがあることが分かった。またベアリングを分解した際、外輪に傷がついていた。この傷はフレーキング痕という傷であることが分かった。

固体廃棄物減容処理施設のインキャン式高周波誘導加熱方式を用いた焼却溶融処理技術に対する確証試験

坂内 仁; 佐藤 勇*; 堂野前 寧; 北村 了一

JAEA-Technology 2015-059, 352 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-059.pdf:51.53MB

大洗研究開発センターの各施設から発生する線量の高い固体廃棄物の減容処理を行うため、固体廃棄物減容処理施設(OWTF: Oarai Waste Reduction Treatment Facility、建設中)では、インキャン式高周波誘導加熱方式によりセル内遠隔操作にて放射性固体廃棄物を減容および安定化処理する計画である。本報告書では、OWTFの運転に向け、焼却処理および溶融処理の処理条件の設定に資するデータ取得の目的で実施した確証試験の結果をまとめた。確証試験では、OWTFで処理する放射性廃棄物の封入形態、材質および物品等を模擬した模擬廃棄物を用いた。

JAEA-AMS-TONOの装置技術の現状; 平成26年度

松原 章浩; 藤田 奈津子; 三宅 正恭*; 西澤 章光*; 國分 陽子

第17回AMSシンポジウム報告集, p.40 - 45, 2015/12

日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、地質試料の年代測定を行うために、AMS装置(15SDH-2ペレトロン加速器、最大電圧5MV)によるCおよびBeのルーチン測定を実施しつつ、Alの整備を進めている。平成25年度後半から平成26年度前半にかけ、Al測定のルーチン化に向け、標準試料を用いた試験測定を集中的に実施した。その結果、多数の測定同位体比を基に正規分布型のヒストグラムが構築された。ヒストグラムの平均値は、その不確かさの範囲内で参照値に一致し、Al測定の信頼性が確認された。

New reactor cavity cooling system using novel shape for HTGRs and VHTRs

高松 邦吉; Hu, R.*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、福島事故)後、深層防護の観点から炉心損傷の防止対策が重要になった。安全上優れた特性を有する冷却設備に関する研究は、極めて重要なテーマである。そこで、動的機器および非常用電源等を必要とせず、福島事故のようにヒートシンクを喪失することのない、受動的安全性を持つ原子炉圧力容器の冷却設備を提案する。本冷却設備は変動がなく、安定して冷却できるため、定格運転時の一部の放出熱、および炉停止後の一部の崩壊熱を、常に安定的に受動的に除去できることがわかった。特に事故時において、本冷却設備が持つ冷却能力の範囲まで崩壊熱が減少した際、それ以降は非常用電源等が必要なくなり、長期間(無限時間)に渡って受動的な除熱が可能となる。

HTTRの加圧水空気冷却器の伝熱性能に関する評価

栃尾 大輔; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2005-041, 109 Pages, 2005/08

JAERI-Tech-2005-041.pdf:4.48MB

定格熱出力30MWのHTTRでは、原子炉で発生した熱を加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850C/950Cを達成しつつ原子炉で発生した30MWの除熱を行わなければならず、主冷却系の熱交換器は設計時に定めた伝熱性能を有していなければいけない。本報では主冷却系に設置されている熱交換器のうちの加圧水空気冷却器(ACL)について、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータからACLの伝熱性能の評価及び設計値との比較を行い、実際に設置されたACLが設計時に要求された伝熱性能を有していることの確認を行った。さらに、外気温度に対する出力100%時の原子炉の除熱について検討し、ACL入口における空気温度が設計で想定した33Cの条件において、原子炉で発生した熱を除熱する能力を有していることを確認した。

JT-60データ処理設備ショット間処理計算機の移行

坂田 信也; 清野 公広; 大島 貴幸; 佐藤 稔; 小関 隆久

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

JT-60データ処理設備ショット間処理計算機は、JT-60データ処理設備の中心的な役割りを担う計算機であり、JT-60実験放電にて得られた計測データの収集,加工,保存等を行う計算機である。現在、JT-60データ処理設備ショット間処理計算機には、大型汎用計算機が採用されているが、近年、UNIX系計算機が主流になってきており、さらに、ネットワーク環境の高度化により、処理分散型システムを容易に構築することが可能となってきた。これらの理由から、次年度実験再開に向けてUNIX系マシンへの移行を行っている。

JT-60計測用データ処理設備の現状

清野 公広; 大島 貴幸; 坂田 信也; 佐藤 稔; 小関 隆久; 松田 俊明

平成16年度大阪大学総合技術研究会報告集(CD-ROM), 4 Pages, 2005/03

JT-60計測装置用データ処理設備の中核であるショット間処理計算機(ISP)の更新状況及び、データ収集を行う大容量データ記憶システム(TMDS)の移行状況,次期MDASシステムについて検証を行っている。また、データ保存についても従来は実験データ保管システム(EDKS)を構築し運用を行っていたが、ISPのワークステーション化に伴い、最新のデジタルリニアテープ装置を導入したので合わせて報告する。