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西野 紗樹; 岡田 純平; 渡邉 一樹; 古内 雄太; 横田 知; 矢田 祐士; 草加 翔太; 諸角 詩央里; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-011, 39 Pages, 2023/06
2014年に廃止措置に移行した東海再処理施設は、2007年の運転停止時に再処理運転の再開を計画していたことから、分離精製工場(MP)等の一部機器には、核燃料物質(使用済燃料せん断粉末、低濃度プルトニウム溶液、ウラン溶液等)が残留していた。このため、廃止措置の開始に際しては、これらの核燃料物質を順次取り出す工程洗浄を計画し、第一段階として使用済燃料せん断粉末の取出しを実施した。これまで実施した使用済燃料のせん断処理により、分離精製工場(MP)のセル内には使用済燃料せん断粉末が滞留しており、2016年4月から2017年4月にかけてセル内の床面、せん断機及び分配器より使用済燃料せん断粉末の回収を保守の一環として実施した。なお、本作業は核燃料物質の取出しを目的としているものの、核物質防護上の理由から、核燃料物質量を記載していない。回収した使用済燃料せん断粉末の取出しは、核燃料物質を安全かつ早期に取り出すため、濃縮ウラン溶解槽において少量ずつバッチ式(回分式)で溶解し、その溶解液はウラン及びプルトニウムの分離操作を行わずに高放射性廃液貯蔵場(HAW)の高放射性廃液貯槽へ送液した。溶解液の送液後、硝酸及び水を用いて送液経路の押出し洗浄を実施した。本作業では、再処理運転を終了してから約15年ぶりに工程設備を稼働させたことから、ベテラン(熟練運転経験者)と若手を組み合わせた体制を整備し、設備点検及び教育訓練(モックアップ訓練)を入念に実施したことで、取出し作業を無事完遂した(2022年6月から同年9月実施)。なお、使用済燃料せん断粉末の取出しは、工程機器の一部を稼働させることから、廃止措置計画の変更認可申請を行い、原子力規制委員会の認可を受けた上で実施した。
渡邉 一樹; 木村 典道*; 岡田 純平; 古内 雄太; 桑名 英晴*; 大谷 武久; 横田 知; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-010, 29 Pages, 2023/06
クリプトン回収技術開発施設では、昭和63年から平成13年にかけて東海再処理施設の使用済燃料の再処理に伴いせん断工程及び溶解工程から発生するオフガスの一部を受入れ、オフガスからクリプトンガスを分離、精留する回収運転を実施し、所期の技術目標を達成した(クリプトン精製純度90%以上、回収率90%以上)。また、回収しクリプトン貯蔵シリンダに貯蔵していた放射性クリプトンガスの一部を用いて、平成12年から平成14年にかけて小型の試験容器を使用したイオン注入固定化試験を行い技術の成立性確認を行った。クリプトン貯蔵シリンダに残った放射性クリプトンガスについては今後使用する計画がないため、主排気筒からの放出量を管理しながら全量放出する放射性クリプトンガスの管理放出を計画し、令和4年2月14日から4月26日にかけて実施した。放射性クリプトンガスの管理放出では、再処理施設保安規定に定められている主排気筒からの最大放出率(3.710
GBq/min)より十分低い50GBq/minで管理し、クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスの全量放出(約7.1
10
GBq)を完了した。クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスを放出した後、窒素ガスを用いて放射性クリプトンガスの管理放出に使用した系統及びメインプロセス(メインプロセスに接続する枝管を含む全系統)の押出し洗浄を実施した。天候による遅延はあったものの機器の故障等の不具合が生じることなく当初目標とした令和4年4月下旬までに放射性クリプトンガスの管理放出を完了した。
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。
河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦
日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11
近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10
東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。
再処理技術開発センター
JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12
日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成2226年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。
中野 貴文; 佐藤 史紀; 白水 秀知; 中西 龍二; 福田 一仁; 立花 郁也
日本原子力学会誌ATOMO, 57(1), p.14 - 20, 2015/01
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設(東海再処理施設)のある茨城県東海村において震度6弱の地震を観測した。本地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や地震応答解析及び両者の結果を踏まえた総合評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。その結果について報告する。
大西 徹; 槇 彰; 柴田 里見; 八戸木 日出夫; 乳井 大介; 橋本 孝和; 福田 一仁
JNC TN8410 2001-023, 188 Pages, 2001/11
本資料は、平成13年10月11日に日本原燃(株)六ヶ所本部再処理事業所にて開催した「第四回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。第四回は、「東海再処理施設の保全・補修実績」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.4
9.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.9
15.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15
22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
圓尾 好宏; 渡辺 均; 武石 稔; 宮河 直人; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中野 政尚
JNC TN8440 2001-011, 146 Pages, 2001/06
東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2000年4月から2001年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量当量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
小山 智造; 藤田 秀人; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 柴田 淳広; 重留 義明
JNC TN8410 99-027, 423 Pages, 1999/12
東海再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日に火災爆発事故が発生した。事故直後から、現場の状況把握・閉じこめ機能の回復・事故の拡大防止に努めるとともに、事故原因の究明のため精力的に調査検討を行ってきた。事故発生後2年間に及ぶ原因究明作業により、事故の原因をほぼ特定するに至った。主たる火災発生原因は、エクストルーダにおける物理的な発熱によりアスファルト混合物がドラムに充てんされる際の温度が異常に高温となったことである。この結果、充てん後の固化体中で緩やかな化学反応が継続し蓄熱発火に至った。エクストルーダ内における物理的な発熱は、エクストルーダに廃液を供給する速度を通常より低速にしたことにより発生した。爆発原因は、火災により換気機能が停止したアスファルト充てん室(R152)内にアスファルト固化体から放出された可燃性ガスが充満し、そこでアスファルト固化体の発火が起きたことによる。本報告ではこれらの事故原因を中心に、事故前・後の施設の状況、事故により放出された放射性物質の量、及び究明活動の結果得られた教訓を示す。
三浦 昭彦; 鈴木 美寿
JNC TN8410 99-046, 35 Pages, 1999/10
アスファルト固化処理施設火災爆発事故調査委員会において、爆発が生じた午後8時過ぎにアスファルト充てん室(R152)内において2回目の火災が起こったと結論づけられている。本報告は爆発後に発生した2回目の火災に注目し、アスファルト充てん室内の火災シミュレーションを実施した結果についてまとめたものである。火災シミュレーションを実施するため過去に行われた、燃焼・消火実験のデータを参考に充てん室モデルを作成し、気流温度・ふく射強度等を算出し、このデータを用いてエクストルーダ排出管(ゾーン8)への熱的影響および発火したドラムに隣接するドラムへの熱的影響を解析により求めた。この結果、爆発後にはじめに発火したドラムが30バッチで充てんされたドラムであると推定した。さらに、火災からのふく射により隣接するドラムは熱的に大きな影響を受けないため、発火したドラムは火炎により温度が上昇し熱暴走反応を引き起こしたのではなく、発火した29バッチ以降のドラムは全て高温で充てんされたものと推定できる結果を得た。
大森 栄一; 駿河谷 直樹; 高谷 暁和; 中村 博文; 槇 彰; 山内 孝道
JNC TN8410 2000-003, 93 Pages, 1999/10
核燃料再処理施設に設置される各機器内では、プロセス液中に内蔵する放射性核種の崩壊に伴う放射線分解に起因し、水素を含むガスが発生することで知られている。水素は機器内空間で爆発下限界濃度に達し、かつ着火源が存在すると爆発を生じる可能性がある。こうした施設では、基本的に機器内から着火源を排除するよう考慮がなされているが、爆発事故防止の観点から機器内の水素濃度を爆発下限界に達しないよう管理することが重要である。今回、東海再処理施設の安全性を上記の観点で確認するため、本施設に設置される各機器の水素濃度を機器に供給される気体量を考慮して評価した。また、誤操作等が原因で機器内に供給される気体量が減少する場合も想定して、水素濃度が爆発下限界濃度を超えないように管理する方法についても検討した。その結果、運転管理を適正に行うことにより、殆どの機器において水素濃度が爆発下限界未満に抑制されることが確認できた。水素濃度が爆発下限界に達する可能性がある機器については、設備の改善等が必要であることが示された。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設され、コールド試験が実施されている。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、この炭酸塩廃液について実規模大(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の経時変化における強度及び廃液組成が変化した際の強度への影響について検討した結果を報告する。
三枝 祐; 山本 昌彦; 西田 直樹; 田口 茂郎; 渡邊 伸久; 稲田 聡; 久野 剛彦
no journal, ,
再処理施設における排気中のヨウ素129(I-129)の分析は、活性炭フィルタにヨウ素を捕集し、Ge半導体検出器を用いたI-129の放射能測定により行われている。本研究では、活性炭フィルタに捕集されたI-129濃度評価法として、活性炭フィルタの線吸収係数を求め、自己吸収の影響を補正するとともに、活性炭フィルタの排気流入側(表面)と排出側(裏面)の線を測定して活性炭フィルタの捕集効率を算出しI-129濃度を評価する手法を考案した。本発表では、この評価手法について報告する。
嶋村 圭介; 朝日 良光; 小林 秀和; 小高 亮; 守川 洋
no journal, ,
ガラス固化技術開発施設(TVF)のガラス固化処理期間の短縮に向けた方策の一つとして、これまで次期ガラス溶融炉(3号炉)への要求機能や施設側の前提条件, 制約条件を整理し、候補炉型式を検討してきた。本報告では、前報(4)で設定した複数の候補炉形式に対し、熱流動解析による相互比較及び技術課題/リスク検討の上、3号炉の基本構造について、円錐45度炉底形状とした。
松島 怜達; 高野 雅人; 新 大軌*; 齋藤 恭央
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、東海再処理施設より発生する低放射性廃液および低放射性固体廃棄物を処理する施設である。ここでは、低放射性廃液の処理に伴って発生する硝酸塩廃液に対して、硝酸根を分解することで炭酸塩廃液とし、その後、セメント材を加えることで固化体とする計画であり、安定した混練に向けた検討, 設計を進めている。現在、廃液に含まれる夾雑物がセメント固化へ影響を与える可能性を考え、炭酸塩廃液に含まれると考えられる夾雑物のうち、影響の可能性がある硫酸塩及びTBPについて影響を検討した結果を報告する。
高橋 清文; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)における炭酸塩廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)及び普通ポルトランドセメント(OPC)を主成分としたセメント材の適用を検討している。本報では、実規模大で模擬廃液のセメント固化試験を行い、試験条件を変化させた際の圧縮強度への影響について検討した。
田口 克也; 中林 弘樹; 中野 貴文
no journal, ,
東海再処理施設は使用済燃料の再処理を終了し、2018年6月に最初の廃止措置計画が原子力規制委員会に認可された。施設の数が多く、関係が複雑、汚染の状態が多様であることから廃止措置には約70年を要する計画である。現在、保全について、高放射性廃液の貯蔵の安全性向上のための機器の追加による保守・検査の増加、約70年の廃止措置期間中の高経年化対応、廃止措置の進捗に伴うリスクレベルの低減を考慮した機器交換の最適化という課題を有している。本稿では、保全の状況、課題及び今後の取組について紹介する。
草加 翔太
no journal, ,
東海再処理施設では、今後の廃止措置(機器の解体及び除染)を進めるため、工程内の一部の機器に残留していた核燃料物質(使用済燃料せん断粉末、低濃度のプルトニウム溶液、ウラン溶液等)を取り出す工程洗浄を2022年から実施している。今回、低濃度のプルトニウム溶液の取出しとして、低濃度プルトニウム溶液の高放射性廃液貯槽への送液及び機器の押出し洗浄を2023年3月22日から2023年9月29日にかけて実施したことから、作業実績等について報告する。