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山田 正行; 山西 敏彦; 洲 亘; 鈴木 卓美; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 小林 和容; 磯部 兼嗣; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.593 - 597, 2002/05
日本原子力研究所のTPL(トリチウムプロセス研究棟)は、日本において、核融合研究に1g以上のトリチウムを取り扱うことのできる唯一の施設である。TPLの建屋は1984年に、安全設備は1985年に完成し、その許認可,トリチウムの搬入を経て、1988年よりトリチウムを用いた運転を開始した。現在(2001年4月)のトリチウム貯蔵許可量は22.2PBq(63g)である。TPLの安全はトリチウムの多重閉じ込めによって確保されており、閉じ込め空間に漏洩したトリチウムを除くために、触媒酸化塔と水分吸着塔からなる除去装置が備えられている。最近10年間のTPLにおける運転実績として、スタックから放出されたトリチウム平均濃度は2.3
10
Bq/cm
である。この値は、法令上定められている空気中のトリチウム水蒸気許認可濃度の1/200以下であり、トリチウム安全取り扱い実績を積み上げている。
野村 昌弘; 遠山 伸一; 田中 拓; 武井 早憲; 山崎 良雄; 平野 耕一郎; 大村 明子
JNC TN9410 2000-007, 376 Pages, 2000/03
JNC-TN9410-2000-007.pdf:15.51MB
昭和63年10月に原子力委員会・放射性廃棄物対策専門部会で策定された「群分離・消滅処理研究技術研究開発長期計画(通称:「オメガ計画」)」に沿って、大洗工学センターでは、その計画の一部である「電子線加速器による消滅処理」の研究を実施してきた。これは、電子線加速器で作られる高エネルギーガンマ線を用いて光核反応によりセシウム、ストロンチウム等の放射性核分裂生成物を安定な核種に変換する研究であるが、この消滅処理研究を工学的な規模で実施するためには100mA-100MeV(ビーム出力10MW)級の電子線加速器が必要であると推定され、「オメガ計画」の第1期の課題である大電流電子線加速器のビーム安定化等に関する要素技術の開発として20mA-10MeV(ビーム出力200kW)を開発目標として大電流電子線加速器の開発を行ってきた。本電子線加速器は、平成2年度から高エネルギー物理学研究所、放射線医学総合研究所、大学等の協力を得て技術開発に着手、平成5年度から大電流電子線加速器の製作を開始した。その後、加速器の心臓部とも言える入射部系が完成し、性能試験を平成8年3月から9月にかけて実施した。平成9年3月には本加速器の主要設備全ての据付けが完了したが、サイクル機構の諸事情等もあり、大幅に遅れ平成11年1月から性能確認のための加速器運転を開始、平成11年12月まで継続してきた。試験結果としては、まだ開発途中であり、長時間・安定に至っていないが、ビーム出力約14kWを達成した。また、短時間であるが、ビーム出力約40kWの運転も可能とした。本報告書では、サイクル機構で開発してきた大電流電子線加速器の開発を開始当時まで振り返って、開発の経緯、要素機器の開発、設備・機器の設計、加速器の性能確認試験等の事項について、総括的にまとめた。
小貫 徳彦; 舘野 久夫; 周治 愛之; 植松 真一; 栗田 一郎; 菊池 圭一; 肥後 淳一
PNC TN8410 97-272, 143 Pages, 1997/08
高燃焼度MOX燃料の開発の一環として,照射用54本燃料集合体4体を「ふげん」炉にて照射した。熱中性子炉用MOX燃料の高燃焼度領域での挙動と集合体規模での健全性実証を計画し実施した。上記燃料集合体関連の,設置許可申請に係る安全審査プレヒアリング用資料を纏めたものである。上記安全審査資料と軽水炉設置変更許可申請書,等による纏めと,燃料設計手法や評価手法検討のまとめを含む。
吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹
PNC TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08
重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。
桜井 直行
PNC TN8440 94-057, 125 Pages, 1994/09
平成6年度第2・四半期(平成6年7月
平成6年9月)に実施した業務概要について報告する。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。
桜井 直行
PNC TN8440 94-037, 111 Pages, 1994/06
平成6年度第I・四半期(平成6年1月平成6年3月)に実施した業務概要について報告する。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。
桜井 直行
PNC TN8440 93-033, 105 Pages, 1993/06
平成5年度第1・四半期(平成5年4月平成5年6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もとめたものである。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-016, 294 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「TVF」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は,平成元年1月11日に設工認の認可を受け工事を着手し,平成4年4月30日を以て竣工した。本報告では,平成3年6月末までに完了した機器,配管,機械等の設計,製作,据付け等の工事に関わる経緯,経験,反省等をまとめ報告する。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-015, 311 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)の装置工事(以下「本工事」という。)は、平成元年1月11日に設計及び工事の方法(以下「設工認」という。)の許可を受け、工事を着手し、平成4年月30日を以て竣工した。本報告では、平成3年6月末に機器、配管、機械等の据付工事の完了に引き続き実施した試運転に係わる経緯、経験、反省等をまとめ報告する。なお、本施設内固化セルで実施した遠隔操作試験については、「ガラス固化技術開発施設工事報告書遠隔操作試験-II(PNC PN8470 93-012)」にまとめたので、そちらを参照されたい。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-014, 72 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)は、再処理事業の「主要な試験施設」として昭和62年3月18日付けで再処理施設設置変更承認の申請を行い、昭和63年2月9日付けで承認を得た。また、昭和63年5月19日付けで本施設の「建物」の設工認申請を行い、昭和63年6月18日付けで認可を受け、本施設の建設工事(以下「本工事」という。)を昭和63年6月29日に着手した。建屋の建築工事は平成3年2月28日に、換気空調設備工事及び電気設備工事は平成3年7月31日に竣工した。装置工事は、平成3年6月30日までに主要な機器が据え付けられ、引き続き、遠隔操作試験、通水作動試験、総合通水作動試験及び受取試験を行い、機器類が設計通りの機能及び性能を満足していることを確認した後、平成4年4月30日に竣工した。これを以て本工事の全てが完了した。本報告では、TVFの建設に到るまでの設計経緯、安全審査実施内容の概要、本工事の実施結果等をまとめ報告する。
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。
室川 佳久; 真道 隆治; 上野 勤; 本橋 昌幸; 市野沢 仁; 川上 一善; 三宮 都一
PNC TN8470 93-011, 114 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設の開発棟に設置した、建屋クレーン2機(60トン・20トン)の設計及び据付工事の詳細内容を取りまとめ報告した。本報の主要な内容は、次の通りである。(1)ガラス固化技術開発施設の建屋クレーン工事の目的・概要及びスケジュール(2)動燃及び施工業者の組織体制(3)工事の仕様及び設計条件(4)工事の方法及び手順(5)施工上の技術的検討事項(6)官公庁検査及び動燃自主検査(7)工事中の不具合事例とその対策(8)設計及び工事に関する反省と今後の課題
not registered
PNC TN1700 93-006, 24 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。2. 再処理を行う使用済燃料の種類及び再処理能力3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由再処理工場は独立した2基の溶解槽を回分式に運転することにより最大再処理能力0.7トン/日として設計建設されているが,溶解槽の1基をその補修に着手するまで溶解施設からその他再処理設備の附属施設へ区分変更するものである。
not registered
PNC TN1700 93-004, 96 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設の最大貯蔵能力の枠内で貯蔵効率(密度)を高めるために沸とう水型軽水炉(BWR)燃料について,8体収納型BWR専用バスケットを製作するので核的制限値を変更する。又,再処理施設において発生する廃溶媒の処理に関する技術開発を行うために廃溶媒処理技術開発施設を新設する。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
not registered
PNC TN1700 93-003, 179 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由海洋へ放出する放射能を低減化する目的で低放射性廃液蒸発処理開発施設及び極低放射性廃液蒸発処理開発施設を放射性廃棄物の廃棄施設にする。
桜井 直行; 竹之内 正
PNC TN8440 93-007, 103 Pages, 1992/12
平成4年度第3四半期(平成4年10月平成4年12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。
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。
田地 弘勝; 三宮 都一; 斉藤 鷹一; 今泉 輝男
PNC TN8440 92-004, 151 Pages, 1992/01
再処理施設の処理済廃液を放出する海中放出設備のうち、再処理施設前面海域の沖合約1.8kmに設置している海洋放出口及び放出管の一部が、常陸那珂港港湾計画により、第4埠頭として埋め立てられることとなった。このため、海洋放出口を再処理施設敷地北東端近傍の汀線から沖合約3.7kmの位置に移設するとともに、海洋放出口と再処理施設を結ぶ放出管の一部を移設するものである。今回移設する放出管の範囲は、陸域部延長約0.3km、海洋部延長約3.8km総延長約4.1kmの地中埋設配管である。海中放出管施設に係る「再処理施設設置変更承認申請」は平成元年12月22日に行い、平成2年12月27日承認された。また、「設計及び工事の方法の認可申請」は、平成3年1月7日申請し、同年1月28日認可された。海中放出管施設工事は、これらの許認可を得たのち、平成3年2月8日工事に着手し平成3年12月18日をもって竣工した。この報告書は、本移設工事の概要を紹介するとともに、移設の経緯及び移設に係る調査・設計・許認可事項並びに工事の施工等全般にわたりまとめたものであり、今後の施設の保守・管理の資料として、また、類似工事の参考になれば幸いである。