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東島 健*; 小原 建治郎; 柴沼 清; 小泉 興一; 小林 和容; 大矢 恭久; 洲 亘; 林 巧; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.731 - 735, 2002/05
ITER炉内は、DT燃焼運転によりトリチウム雰囲気となる。このため、運転後、炉内及びホットセル内でダイバータやブランケット等の保守交換を行う遠隔保守装置は、トリチウムに汚染される。一方、遠隔保守装置は、多様な材料,複雑な構造の機器・部品から構成させており、その汚染の状況に応じて適切な除染作業が必要となる。本試験では、遠隔保守装置の設計,除染・保守方法の検討に資するため、装置を構成する材料,機器・部品について、使用時の環境を模擬したトリチウム雰囲気に曝露し汚染特性を把握するとともに、湿潤空気等による除染試験を実施して除染特性を定量的に測定した。その結果、金属,グリース,エラストマー等の各種材料、及びサーボモータ等の複雑な構造の機器の汚染・除染特性を明らかにした。
森田 洋右; 小原 建治郎
電気学会誘電・絶縁材料研究会資料; DEI-99-18, p.55 - 58, 1999/02
ITER遠隔装置用イメージファイバの耐放射線化を図るため、水素気流中でイメージファイバの照射試験を行った。水素気流中照射によりイメージファイバの耐放射線性は顕著に向上し、通常のファイバの10,000倍以上の耐放射線性の向上が見られた。照射ファイバの波長特性を調べた。
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。
鬼澤 寿和; 星野 昌人; 根本 英典; 秋山 和樹
no journal, ,
東海再処理施設では、1982年から1997年にかけて約3万本のアスファルト固化体(200L鋼製ドラム缶に収納)を製造し、貯蔵施設のセル内で貯蔵している。2015年に原子炉廃止措置研究開発センターにおいて、貯蔵中のアスファルト固化体ドラム缶底部から内容物が漏えいしている事象が確認された。この原因は、固化体中に残留していた水分に塩素イオン等が含有されていたことからドラム缶内部から腐食が進行し、貫通・漏えいしたものと推定されている。東海再処理施設のアスファルト固化体は、運転条件等の調査結果及びアスファルト固化体中の含水率測定の結果から、固化体中の水分は十分に少ないことを確認しており、容器内部から腐食する可能性は低いと考えている。容器外部からの腐食の有無については、セル内に設置された監視カメラの視野範囲のアスファルト固化体を対象として、容器の表面状態を観察している。今後もアスファルト固化体の貯蔵を継続する計画であり、容器の健全性を担保するためには、容器の表面状態の観察を強化していく必要がある。このため、これまで容器の表面状態の観察ができていない範囲に貯蔵されたアスファルト固化体を対象に、効率的に容器の表面状態を観察することが可能な遠隔観察装置の開発を進めてきた。本件では、その取組み内容及び開発した装置によるアスファルト固化体容器の観察結果について報告する。
