プルトニウム廃棄物処理開発施設 第2難燃物焼却工程設備の更新

山下 健仁; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔

JAEA-Technology 2023-023, 97 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-023.pdf:8.21MB

プルトニウム廃棄物処理開発施設第2難燃物焼却室に設置されている第2難燃物焼却工程設備は、混合酸化物燃料製造等に伴い発生する放射性固体廃棄物のうち塩化ビニル(主にビニルバッグ)、RI用ゴム手袋等の難燃性廃棄物の減容処理技術開発を目的に2002年から焼却処理実証運転を行ってきた。しかし、難燃性廃棄物を処理する際に発生する塩化水素等による設備内部の腐食が進むとともに、焼却炉内壁の耐火物に亀裂の発生、進展が確認されたため、2018年から2022年に運転停止期間を設け、焼却炉等の更新を行った。本設備は廃棄物供給工程、焼却工程、廃ガス処理工程、灰取出工程により構成されており、このうち2020年3月から2021年3月にかけて廃ガス処理工程のスプレー塔の更新を、2021年1月から2022年2月にかけて焼却工程の焼却炉の更新を実施した。また、更新機器の腐食・劣化状況調査のため既設機器の撤去・解体作業中に焼却炉、スプレー塔から試料採取を行い、走査型電子顕微鏡/X線マイクロアナライザーによる観察とX線回折による分析を行った。本報告書ではスプレー塔・焼却炉の撤去・解体に係るグリーンハウスの設営方法、更新手順、更新対象機器の腐食・劣化状況の分析結果について報告する。

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.

JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB

2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。

J-PARC RCSにおける大強度ビームプロファイル測定に向けたIPMの改良

加藤 新一; 原田 寛之; 畠山 衆一郎; 川瀬 雅人; 山本 風海; 金正 倫計

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1089 - 1093, 2016/11

J-PARC 3GeVシンクロトロンでは、周回している陽子ビームの1次元横方向分布を非破壊に測定するために、残留ガスプロファイルモニタ(IPM)が導入されている。IPMは主に、外部電場生成用分割電極と検出部で構成される。IPMでは、ビームによってイオン化された残留ガスを横方向の外部電場で検出部まで輸送し、Multi-Channel Plate (MCP)によって電子として増幅する。そしてこの電子を検出し信号を再構成することで分布を測定している。これまでIPMでは、電場ポテンシャルの最適化や、印加電圧に対して緩やかなゲイン特性を持つMCPの採用などの改良を継続して行ってきた。その結果、IPMは低強度で行うビーム調整において必須の測定装置となっている。しかし、出力の増加に伴ってノイズが増加するため、100kWを超えるような大強度ビームでは検出信号がノイズに埋もれて分布測定ができないという問題があった。そこで、大強度ビームの分布測定に向けてこのノイズの原因探索と対策の検討を行った。具体的には、IPMの構造と大電流ビームを模擬したシミュレーションを行い、測定結果との比較を行った。その結果、ノイズの原因がビーム起因の電場であることを特定した。そこで、この結果を元にビーム起因の電場を遮蔽する分割電極部品を設計した。これにより、電場によるノイズは現在の1/100程度に抑制され、大強度ビームの分布測定が可能になると予想される。

Assessment of irradiation temperature stability of the first irradiation testi rig in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00041-4

高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550Cと600Cで3Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。

Dosimetry plan at the first irradiation test in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司

Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00

国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600Cで3の変動範囲、高速中性子照射量は1.210n/m,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。

燃料溶解液を用いる伝熱面腐食試験装置の開発(受託研究)

本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 木内 清

JAERI-Tech 2001-089, 52 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-089.pdf:5.05MB

原研では、使用済燃料再処理施設に設置される燃料溶解槽材料の腐食に対する安全性を、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験及び小型試験片を用いた実験室規模の比較試験により評価している。本報告書では、燃料溶解槽材料であるジルコニウムの伝熱面腐食に関して、これまでのコールド腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために開発した使用済燃料を溶解した硝酸溶液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験、比較試験並びにホット試験の結果をまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた部品から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、常圧沸騰条件での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えること、溶解槽模擬液を用いた比較試験より既設装置と同様の試験結果が得られることを確認した後、燃料溶解液を用いたホット試験を行った。ジルコニウムは燃料溶解液中伝熱状態でも優れた耐食性を示すことが明らかとなった。今後、開発した伝熱面腐食試験装置により、ホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されることが期待できる。

有用金属捕集材実海域試験における海上設備の漂流防止対策; 海上設備位置監視装置と測定精度の向上

玉田 正男; 笠井 昇; 瀬古 典明; 長谷川 伸; 川端 幸哉*; 大沼 謙二*; 武田 隼人*; 片貝 秋雄; 須郷 高信

JAERI-Tech 2001-065, 39 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-065.pdf:5.24MB

有用金属捕集材の性能評価のために設置した実海域試験装置の海上設備の安全に配慮するため、その位置を監視する装置を設計・製作した。位置監視装置は海上設備の浮体である鋼管フレームに取付け、その測位情報をGPSにより取得したのち、衛星通信回線を経て、むつ事業所及び高崎へ送信することにより、位置をモニターできるようにした。位置監視装置は損傷を避けるため、捕集材の引上・浸漬作業の終了後、鋼管フレームのコーナー上方に設置した。実海域での20日間の特性試験で、2時間毎に262データを取得し、9回の誤信号が発生した。実測精度は、223.7mであった。測位精度を向上させるため、位置監視装置用ファームウェアの改良を行った。測位分解能を0.001から0.00001とするとともに、定時刻に連続5回の測位を行い緯度・経度毎に5回の測位結果から最大値、最小値を除いた計3回の測位結果を平均化することとした。この変更にともない、標体のサイズを大きくして電池容量を大きくし、ファームウエアの作動を可能にした。改良により、誤信号は計測されなくなり、測位の平均値は6.74mまで向上し、鋼管フレームの測位をおこなうことにより、事前に漂流などを阻止可能なレベルに達した。

Development of compact surveillance and monitoring system, COSMOS

小川 弘伸; 向山 武彦

JAERI-Tech 99-035, 106 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-035.pdf:5.11MB

日本原子力研究所は、国際原子力機関(IAEA)の保障措置実施のために、小型ビデオ監視装置「COSMOS」を日本の対IAEA保障措置支援計画のもと、ソニー株式会社の協力を得て開発した。IAEAはこれまで、8mmフィルムを使用した2台のカメラからなるツイン・ミノルタを用いてきた。COSMOSは、この装置の代替機として開発し、一体化して小型軽量、録画容量3万シーン、バッテリーによる連続3ヶ月以上の運転、操作の容易さを達成した。本システムは録画ユニットとセットアップ・レヴューユニットからなり、録画ユニットはタンパー表示付ケース内メインフレームに、CCDカメラ・VTR、制御回路、映像メモリ、DCまたはAC電源の各モジュールで構成されている。1993年8月にIAEAはCOSMOSを査察機器として承認し、90台を使用している。

Measurement and control system for the ITER remote handling mock-up test

岡 潔; 角舘 聡; 瀧口 裕司*; 阿向 賢太郎*; 田口 浩*; 多田 栄介; 尾崎 文夫*; 柴沼 清

Fusion Technology 1998, 2, p.1701 - 1704, 1998/00

核融合実験炉(ITER)では、D-T燃焼により炉内機器は放射化されるため、遠隔機器による保守・交換作業が必要となる。これら遠隔機器のうち、炉内に軌道を敷設する軌道・展開装置、ブランケットを取扱うビークル型マニピュレータ、また、炉内底部に設置されるカセット式ダイバータの搬送装置に関して、実規模大のモックアップ試験装置がそれぞれ製作されている。今回、これらの遠隔機器を操作するうえで重要となる、遠隔機器全体の計測・制御装置の概念設計及びモックアップ試験時の計測システムの製作を行った。各遠隔機器は階層構造化され、それぞれの制御システムの統合化を目指した設計がなされ、計測システムは、データ収集装置、映像制御装置、3次元画像モニタリング装置等の開発を行い、これらの性能評価と設計の妥当性を確認した。

ウクライナのSSAC確立支援計画

西村 秀夫

第16回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.184 - 191, 1995/00

我が国は、ウクライナの非核化に寄与するため、核兵器の廃棄の分野において協力することとなった。このため日本国政府とウクライナ政府との間で協力協定が締結され協力活動の実施母体として、日・ウクライナ核兵器廃棄協力委員会が設立された。現在のところ、ウクライナの国内計量管理制度(SSAC)の確立を支援するための計画が具体化している。この支援計画については、関係国が協議し、1993年11月に計画を確定している。また、日本は、1995年3月にウクライナとの間でSSAC確立支援に係わる実施取り決めを締結し、支援体制を整えた。日本の支援についてはまだ計画・調製の段階にあるが、ハリコフにある研究施設を対象に、計量システム、PPシステム等の確立を支援する方向で検討されいている。本報告では、ウクライナのSSAC確立支援計画とその現状を紹介するとともに、日本の支援準備状況についても紹介する。