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横内 優; 佐々木 俊一; 柳橋 太; 浅田 直輝; 小森 剛史; 藤枝 定男; 鈴木 久規; 竹内 謙二; 内田 直樹
日本保全学会第20回学術講演会要旨集, p.1 - 4, 2024/08
廃止措置段階に移行している東海再処理施設では、使用済核燃料の再処理で発生した大量の高放射性廃液(HLLW)を高放射性廃液貯蔵場(HAW)に保管している。HLLWはガラス固化が完了するまで放射性物質のリスクがHAWに集中しており、地震などの自然災害によりHAWの冷却機能が損なわれる恐れがあるため、HAW及び配管トレンチ周辺地盤をコンクリートで置換し、耐震性を向上させる必要がある。本工事は、2020年7月から始まり、2024年3月に完了した。本報告書は、工事の概要と工事後の点検結果について述べる。
大森 一樹; 山内 祥; 柳橋 太; 佐々木 俊一; 和田 拓也; 鈴木 久規; 堂村 和幸; 竹内 謙二
日本保全学会第18回学術講演会要旨集, p.245 - 248, 2022/07
廃止措置段階に移行した東海再処理施設においては、高放射性廃液貯蔵場に多量の高放射性廃液を保管している。高放射性廃液によるリスク低減のためのガラス固化処置を鋭意実施しているものの、高放射性廃液の処理が完了しリスクが無くなるまでには20年程度の期間を要することから、重要な安全機能(閉じ込め機能及び崩壊熱除去機能)が損なわれることのないよう、地震に対する安全性向上対策を図ることを最優先の課題としている。耐震評価の結果、高放射性廃液貯蔵場建家自体は耐震性を有するものの、建物と地盤に作用する拘束力が不足するおそれがあることから、高放射性廃液貯蔵場周辺の地盤をコンクリートで置換する工事を行こととした。工事にあたっては、既設埋設物を防護する対策や、近傍で実施する他工事との調整など、安全と品質を確保しながら工事を行う必要があったため、専属のチームを設置し、工程管理,保安管理の対応を図った。
芳中 一行; 鈴木 将文*
技術士, (659), p.4 - 7, 2021/11
福島第一原子力発電所事故を契機に原子力施設の規制基準が見直された。核燃料サイクル施設に対しても自然災害への対策、重大事故への対処など多くの要求が追加された。六ヶ所再処理施設では原子燃料のリサイクルの実現を目指して、新しい基準に適合させ、安全性を向上させるために各種安全対策が進められている。
長谷川 俊成; 深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 5 Pages, 2021/08
商用高温ガス炉燃料の製造工程中における臨界安全対策としてBPクレジット概念が提案されており、その実用化の為にBP(ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウム)混合UO燃料核の製造性を検討した。ホウ素混合燃料核はホウ酸粉末とUO粉末を混合して製造し、その他のBP混合燃料核についてはBPの硝酸塩粉末とUO粉末を混合して製造する。熱処理工程後にBPが燃料核内に存在していることを確かめるために、熱力学平衡解析により燃料核内におけるBPの状態を予測した。ホウ素を混合する場合、450C以上で融解・気化する結果を示し、ホウ素混合燃料核の製造が困難であることが分かった。一方でガドリニウム,エルビウム,ハフニウムを混合する場合、固体酸化物に変化し2000Cにおいても融解・気化せず、燃料製造性に問題がないことが分かった。
加藤 篤志; 向井田 恭子
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05
革新技術に採用による建設費の削減を図った日本の先進ナトリウム冷却高速炉について、東京電力福島事故後の安全対策強化を図った概念を構築するとともに、その建設費への影響を評価したものである。加えて、商用フェーズにおける建設費について、他の公開文献で得られる実績値や評価地を元に、安全対策による建設品増加を考慮しても、軽水炉に比肩する経済性を確保できる可能性があることを示すものである。
池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12
日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。
土谷 邦彦; 武内 伴照; 駒野目 裕久*; 三浦 邦明*; 荒木 政則; 石原 正博
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.375 - 378, 2016/07
2015年、軽水炉安全技術・人材ロードマップが取りまとめられ、システム・機器・構造の信頼性向上と高度化に係る取組の重要性が指摘された。この中で、原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するため、プラント状態を監視し、状況を確認するための能力の向上を図ることが重要課題として挙げられている。本報告は、資源エネルギー庁の電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業「特殊環境下で使用可能な監視システム高度化」の一環として、低照度条件でも高解像度での撮影が可能な耐放射線性カメラ及び原子炉情報伝送システム(水中でも確実に信号を伝送できる無線システム及び過酷環境下における確実に炉内のデータを伝送できる計測線)の高度化に向けた技術基盤開発の現状についてまとめたものである。
達本 衡輝; 麻生 智一; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 加藤 崇; 大都 起一*; 池田 裕二郎
AIP Conference Proceedings 823, p.753 - 760, 2006/05
J-PARCにおける実験施設の1つとして、1MW陽子ビームによる核破砕中性子源の建設を行っている。この施設では、核破砕際反応によって発生した高速中性子を1.5MPa, 20Kの極低温水素で減速させる極低温水素循環システムの設計を進めている。本システムの異常事象として、モデレータ配管に発生した亀裂からの水素漏洩事象を生じた場合、水素を安全、かつ、迅速に放出しなければならない。そこで、水素漏洩時の水素層、及び、真空層の圧力・温度上昇を模擬できる解析コードを開発し、本システムに必要な安全装置の検討を行った。水素層には32Aの安全弁,真空層には、吹き出し口径37.1mm以上の破裂板が必要であることが解析によりわかった。
仲野谷 孝充; 阿部 信市; 松田 誠; 西尾 勝久; 花島 進; 市川 進一; 月橋 芳廣; 竹内 末広; 石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; et al.
第17回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.123 - 126, 2004/00
現在、原研タンデム加速器施設では、短寿命核ビームによる新たな研究の展開を目指し、高エネルギー加速器研究機構(KEK)と共同で短寿命核加速実験装置(TRIAC: Tokai Radioactive Ion Accelerator Complex)の設置を進めている。この計画では、ウラン標的装着型イオン源,同位体分離器の開発・整備を原研が行い、チャージブリーダー及び2台の直線加速器(SCRFQ直線加速器,IH直線加速器)の開発をKEKが担当してきた。平成15年度までに加速器及びチャージブリーダーのKEKからの移設が完了した。今年度は、装置全体の立ち上げを行い、年内に短寿命核の加速を予定している。ここでは、TRIAC利用時における安全対策と新しく構築したインターロックについて報告する。
金盛 正至
JNC TN8440 2001-023, 110 Pages, 2001/12
保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る核物質防護・保障措置・核物質輸送及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌している。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的に、業務実績に係る報告書を四半期報として保安管理部が発足した平成13年度から作成している。本報告は、平成13年度第2四半期(平成13年7月平成13年9月)の業務実績をとりまとめたものである。
金盛 正至
JNC TN8440 2001-015, 100 Pages, 2001/09
平成13年4月1日付けの東海事業所の組織改編により、従来の安全管理部の業務は保安管理部と放射線安全部に振り分けられるとともに、保安管理部には開発調整室、総務課及び労務課の一部業務が移行された。これに伴い、保安管理部は、労働安全衛生関連業務、危機管理業務、警備・入構管理業務、所に係る許認可・核物質防護・保障措置・核物質輸送業務及び品質保証業務等、多岐にわたる業務を所掌することとなった。これらの業務を総括するとともに業務データの活用等を目的として、業務実績に係る報告書を作成することとした。本報告は、保安管理部業務の四半期報として、平成13年度第1四半期分(平成13年4月平成13年6月)をとりまとめたものである。
小貫 薫; 秋野 詔夫; 清水 三郎; 中島 隼人; 東 俊一; 久保 真治
JAERI-Tech 2001-032, 63 Pages, 2001/03
熱化学水素製造法ISプロセスでは、硫酸,ヨウ素,ヨウ化水素酸等の有害な薬品を使用するため、試験研究の実施に際しては安全性に対する配慮が重要である。そこで、ISプロセスの閉サイクル運転制御方法に関する研究を行うことを目的とする水素発生量毎時50NL規模の連続水素製造試験装置の製作にあたり、その設計製作仕様から装置を用いた試験内容に関して、安全性確保の観点から検討を行った。特に、連続水素製造試験装置は主要材料にガラスを用いているため装置破損防止対策及び地震等の異常時の評価と安全対策に重点をおいた。本報告書はそれらの検討結果を取りまとめたものである。
岡 努; 谷川 勉*; 戸室 和子*
JNC TN8200 2001-001, 42 Pages, 2001/01
平成12年12月14日、核燃料施設、環境放射能及び廃棄物処分を対象とした平成12年度安全研究成果発表会を核燃料サイクル開発機構(以下「サイクル機構」という。)アトムワールド(東海事業所)で開催した。本発表会は従来、職員相互の意見交換の場として、社内の発表会として開催されたが、平成8年より公開の発表会とし、社外(科技庁、大学、原研、電力、メーカ)からも多数の方々の参加をいただき、学識経験者等のご意見、ご要望を広く拝聴する方式で開催することとした。本発表会の発表課題は、サイクル機構が「安全研究基本計画」に基づいて実施している核燃料施設、環境放射能、廃棄物処分及び確率論的安全評価(核燃料施設に係るもの)分野の安全研究課題(全41課題)の中から、選定された13課題である。平成11年度の成果について各課題の発表を行った。本資料は、今後の安全研究の推進・評価に資するため、各発表における質疑応答、総括コメント等についてとりまとめたものである。なお、発表会で使用したOHP等はJNCTW1409 2000-004「平成12年度安全研究成果発表会資料(核燃料サイクル分野)」で取りまとめている。また、サイクル機構が実施している核燃料サイクル分野の安全研究の成果をJNCTN1400 2000-013「安全研究成果の概要(平成11年度-核燃料サイクル分野-)」でとりまとめている。
安達 潤一*; 神永 雅紀; 佐々木 忍; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2000-068, 86 Pages, 2000/11
中性子散乱施設の使用済ターゲット等は、高レベルに放射化し、かつ、高い崩壊熱を有するほか、内部に蒸発による外部汚染の可能性を有する水銀が残留しているため、遠隔で取り扱うとともに崩壊熱の冷却や水銀等の拡散防止等を考慮する必要がある。本報告書は、このような使用済ターゲット等の取り扱い・保管設備についてその設計方針・基準の策定を行うとともに設備の概念設計の結果をまとめたものである。放射線被曝防止、水銀汚染拡大防止、崩壊熱除去を考慮して設備の基本計画を立案するとともに取扱・保管フローダイヤグラムを作成した。また、主要機器である使用済みターゲットキャスク、ターゲット交換台車の基本構造について概念設計を行い、取り扱いが容易で信頼性等の高いキャスク等を提案した。さらに、設備の安全性確保の観点から放射線監視設備の基本仕様を定めた。
永井 桂一
JNC TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12
本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。
高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利
JNC TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12
高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。
武部 愼一; 古宮 友和
JAERI-Tech 99-068, p.46 - 0, 1999/09
廃棄物処理処分開発棟は昭和49年に設置され、海洋投棄処分に関する安全性試験研究等に使用されてきたが、施設の老朽化が問題となり、放射線施設としての廃止措置を行った。当施設は比較的小さな放射線施設であるが、今後予想される放射線施設の廃止措置並びに施設設備等の解体計画等の参考とするため、これら廃止措置にかかわる計画、放射線施設の汚染検査及び放射能測定、放射性廃棄物発生量の予測と実際、実施した作業内容、安全対策、最終汚染確認検査の方法、並びに当施設の廃止措置にかかわる経費等について報告するものである。
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JNC TN1400 99-017, 439 Pages, 1999/08
平成11年7月1日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの依頼に基づき、原子力施設等安全研究年次計画(平成8年度平成12年度)に登録された研究課題(高速増殖炉;23件、核燃料施設;17件、耐震;1件、確率論的安全評価等;5件)について平成10年度安全研究の調査票(平成8年度平成10年度の成果)を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。
岡田 敏夫; 庄野 彰*; 山田 栄吉*; 浅賀 健男*; 鈴木 惣十*; 三宅 収; 佐々木 修一
PNC TN1410 94-006, 57 Pages, 1994/11
高速増殖炉は、プルトニウムをリサイクルすることによりウラン資源の有効利用を飛躍的に向上させることができ、更に、マイナーアクチニドをリサイクルすれば、それによって放射性廃棄物の負荷を軽減できる等の効果も期待できることから、我が国においては、高速増殖炉の将来の原子力エネルギーの主流にすべきものとして開発が進められております。動燃事業団は昭和42年発足以来、新型動力炉及び核燃料リサイクル全般に亘る研究開発に取り組んで参りましたが、高速増殖炉の開発については、実験炉「常陽」、これに続く原型炉「もんじゅ」を開発し、その成果を実証炉の開発に積極的に反映してきました。「常陽」は昭和52年4月の初臨界以来、着実な運転実績を積み重ね燃料材料の照射試験及び各種開発技術の実証の場として活用しております。更に、本年度からは「常陽」の照射性能の一層の向上を目指したMK-III計画に着手いたしました。また、「もんじゅ」は総合機能試験を終了し、平成5年10月より燃料装荷を開始し性能試験を実施しております。現在、臨界試験を慎重に、安全第一で進めており、本年4月に初臨界の予定であります。今後、プルトニウム利用技術の中核となる高速増殖炉の研究開発は基盤技術開発を中心にその実用化を目指して進めて行きます。そのため、高速増殖炉の高度化及びブレークスルーを可能とした革新技術の開発を進めております。これらの当事業団における最近の研究開発の成果を「高速増殖炉研究開発の現状」として皆様にお届けいたします。これまでの関係各位のご指導、ご協力に深く感謝致しますととともに今後とも一層のご理解とご支援を賜りますようお願い申し上げます。
桜井 直行; 野村 保; 久賀 勝利
PNC TN8440 94-013, 72 Pages, 1994/03
本報告書は、平成元年度(1989年12月)から平成5年度(1994年1月)までに東海事業所で実施した一般安全教育計画に基づく安全衛生教育として、請負企業分任責任者安全衛生教育、工作機械等安全教育担当者教育、クレーン運転従事者定期安全教育及び自由研削用といし取替え等業務特別教育についてまとめたものである。