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JAEA-Technology 2014-032

再処理施設の定期的な評価報告書

The Periodic Safety Review Report of Tokai Reprocessing Plant

正誤表

List of errata

誤（Error）正（Correct）

xii

P4

P5

表 2.1-1

P7

表 2.1-2

P108

表 3.5-7

P124

図 3.6-2 低放射性固体廃棄物（固化体を含む）の貯蔵量（平成 16年 3月末現在） ................. 136

○ 高放射性廃液のガラス固化処理に関する技術開発を行うためガラス固化技術開発施設を建設

し、平成 6年 9月からホットでの試験運転を行い、平成 7年 2月から供用を開始した。

承認年月申請経緯

昭和 46年 1月・使用済燃料の取出し方式及び切断処理方式、酸回収蒸発缶の型式及び

中間貯槽などの一部変更

施設名称着工年月＊1 竣工年月供用開始年月＊2

低放射性濃縮廃液貯蔵施設平成 12.11 平成 14.12 平成 15.6

※ 平成元年の法令改正以前の単位はレムであり、ここでは 1mSv = 0.1レムとしてmSvに換算し

3.6 放射性廃棄物管理

東海再処理施設で発生する放射性気体廃棄物は、放射性廃棄物の廃棄施設で処理し、処理済の

気体廃棄物は大気中に放出している。

放射性液体廃棄物の内、高放射性の廃液は、蒸発濃縮処理し濃縮液は一定期間以上貯蔵した後、

ガラス固化処理している。中放射性及び低放射性の廃液は、放射能量や液性に応じて処理を行っ

た後、処理済の低放射性廃液の濃縮廃液は貯蔵し、凝縮液は放出基準を満足していることを確認

後、海洋に放出している。

放射性固体廃棄物は、放射能量や性状に応じて区分し、貯蔵している。特に、可燃性廃棄物に

ついては焼却・減容化を行い、貯蔵量の低減に努めている。

東海再処理施設における放射性廃棄物の処理・貯蔵フローを図 3.6-1に示す。また、低放射性固

体廃棄物（低放射性液体を固化処理した固化体を含む）の発生割合を図 3.6-2に示す。

ここでは、東海再処理施設において、放射性廃棄物管理について、放射性廃棄物の放出計画及び

貯蔵計画が整備され、放出量の確認を行い、再処理施設保安規定で定めている年間放出基準を十

分に下回っているとともに、貯蔵量の低減に努めていること、及び再処理施設の運転計画を勘案

し、貯蔵施設を建設するなどして貯蔵裕度を確保していることを確認する。

図 3.6-2 低放射性固体廃棄物（固化体を含む）の貯蔵割合（平成 16年 3月末現在） .............. 136

○ 高放射性廃液のガラス固化処理に関する技術開発を行うためガラス固化技術開発施設を建設

し、平成 6年 9月からホットでの試験運転を行い、平成 7年 12月から供用を開始した。

※ 平成元年の法令改正以前の単位はレムであり、ここでは 1mSv = 0.1レムとしてmSvに換算した。

3.6 放射性廃棄物管理

東海再処理施設で発生する放射性気体廃棄物は、放射性廃棄物の廃棄施設で処理し、処理済の

気体廃棄物は大気中に放出している。

放射性液体廃棄物の内、高放射性の廃液は、蒸発濃縮処理し濃縮液は一定期間以上貯蔵した後、

ガラス固化処理している。中放射性及び低放射性の廃液は、放射能量や液性に応じて処理を行っ

た後、処理済の低放射性廃液の濃縮廃液は貯蔵し、凝縮液は放出基準を満足していることを確認

後、海洋に放出している。

放射性固体廃棄物は、放射能量や性状に応じて区分し、貯蔵している。特に、可燃性廃棄物に

ついては焼却・減容化を行い、貯蔵量の低減に努めている。

東海再処理施設における放射性廃棄物の処理・貯蔵フローを図 3.6-1 に示す。また、低放射性

固体廃棄物（低放射性液体を固化処理した固化体を含む）の貯蔵割合を図 3.6-2に示す。

ここでは、東海再処理施設において、放射性廃棄物管理について、放射性廃棄物の放出計画及び

貯蔵計画が整備され、放出量の確認を行い、再処理施設保安規定で定めている年間放出基準を十

分に下回っているとともに、貯蔵量の低減に努めていること、及び再処理施設の運転計画を勘案

し、貯蔵施設を建設するなどして貯蔵裕度を確保していることを確認する。

承認年月申請経緯

昭和 46年 4月・使用済燃料の取出し方式及び切断処理方式、酸回収蒸発缶の型式及び

中間貯槽などの一部変更

施設名称着工年月＊1 竣工年月供用開始年月＊2

低放射性濃縮廃液貯蔵施設平成 12.11 平成 14.11 平成 15.6


P136

P191

P212

表 4.2-1

No.11

(概要)

(3) 閉じ込め（耐食）に関する研究

使用済核燃料の湿式再処理は、概ね溶液の沸騰温度以下、硝酸濃度は 13規定程度以下の

環境下で行われており、温度や酸濃度の高い個所は、使用材料に対して厳しい腐食環境にあ

るといえる。そのため、再処理装置にはよく SUS304Lを中心としたオーステナイト系ステ

ンレス鋼が使用されており、特に腐食環境の厳しい加熱機器では耐酸化性、高温強度を持つ

SUS310 系のステンレス鋼や Ti などを用いている。上記のようなステンレス鋼は、硝酸の

みの溶液中では高い酸濃度でかつ沸騰状態であっても一般に不働態を維持し極めて優れた

耐食性を発揮することが知られているが、使用済燃料の再処理工程では、使用済燃料に含ま

れているアクチノイド系イオンや核分裂生成物系イオン等により過不働態腐食条件となる

傾向があり、上記のことを考慮した機器材料の耐食性の向上、材料選定が極めて重要となる。

京都大学研究用原子炉（KUR）及び臨界集合体実験装置（KUCA）の運転停止中に、所内電気

設備の点検整備作業を行うため、９時０４分に商業電源からの受電を停止し、直ちに KUR 及び

KUCAの非常用電源設備のディーゼル発電機の運転を開始していたが、中央管理室で KUCAの警

報が発報したため、現場確認を行い、ディーゼル発電機が潤滑油油圧低下信号により停止してい

(3) 閉じ込め（耐食）に関する研究

使用済核燃料の湿式再処理は、概ね溶液の沸騰温度以下、硝酸濃度は 13規定程度以下の

環境下で行われており、温度や酸濃度の高い個所は、使用材料に対して厳しい腐食環境にあ

るといえる。そのため、再処理装置にはよく SUS304Lを中心としたオーステナイト系ステ

ンレス鋼が使用されており、特に腐食環境の厳しい加熱機器では耐酸化性、高温強度を持つ

SUS310 系のステンレス鋼や Ti などを用いている。上記のようなステンレス鋼は、硝酸の

みの溶液中では高い酸濃度でかつ沸騰状態であっても一般に不動態を維持し極めて優れた

耐食性を発揮することが知られているが、使用済燃料の再処理工程では、使用済燃料に含ま

れているアクチノイド系イオンや核分裂生成物系イオン等により過不動態腐食条件となる

傾向があり、上記のことを考慮した機器材料の耐食性の向上、材料選定が極めて重要となる。

京都大学研究用原子炉（KUR）及び臨界集合体実験装置（KUCA）の運転停止中に、所内電気

設備の点検整備作業を行うため、９時０４分に商業電源からの受電を停止し、直ちに KUR 及び

KUCAの非常用電源設備のディーゼル発電機の運転を開始していたが、中央管理室で KUCAの警

報が発報したため、現場確認を行い、ディーゼル発電機が潤滑油油圧低下信号により停止している

図 3.6-2 低放射性固体廃棄物（固化体を含む）の貯蔵量（平成 16年 3月末現在）図 3.6-2 低放射性固体廃棄物（固化体を含む）の貯蔵割合（平成 16年 3月末現在）


P221

表 4.2-2

No.10

(措置状

況)

P222

表 4.2-2

No.14

(概要)

ることを確認した。

その後、KUR非常用発電機から KUCAへの送電を開始し、中央管理室の警報は停止した。

原因は、ディーゼル発電機の冷却水ポンプ内のインペラのボス部周辺及びベアリング部ケーシン

グのメカニカルシール挿入孔にクラックのある状態で運転を継続していたため、インペラ部が振動

を起こし、ポンプ軸及びポンプ軸ベアリング軸受け部の摩擦が生じて、インペラの異常振動及び冷

却ファンの振動による冷却水ポンプケージングの破断が生じた結果、ポンプ軸が傾き、冷却ファン

のフィンがフィンカバーに接触して破損するとともに、破損したフィンがオイルクーラーを直撃し

て潤滑油漏えいによる潤滑油油圧低下信号が発報し、ディーゼル発電機が停止したことによる。

小型試験設備では、サンプルの受信装置が設置されているのは試験セルであるため、左記の事象

は発生しない。また、試験セルには吸気及び排気ラインが設置されており、気送管中でサンプルの

詰まり等が生じた場合においても負圧の変動が少ないように管理されている。

プルトニウム転換技術開発施設では、グローブボックスの負圧がグローブの損傷を誘起する程ま

で極端に深くならない様、排気側に自動調節ダンパ付きバイパスフィルタが取り付けられている。

分析所では、気送時は受信側の受信機が「閉」になっているため、気送管に詰りが生じた場合で

も、グローブに孔が開くほど負圧は深くならない。

低・極低放射性廃液を処理する設備では、低放射性廃液のサンプリングにサンプリングベンチを使

用しており、サンプリングベンチに気送設備が設置されているが、吸気及び排気ラインが設置され

ており、気送管中でサンプルの詰まり等が生じた場合においても負圧の変動が少ないように管理さ

れている。

96年 12月 9日、Ａｕｂｅの放射性廃棄物貯蔵センターで、中レベルの放射性廃棄物を収納したド

ラム缶を貯蔵するべく、台車にのせて移動させていた時に、ドラム缶の移動防止のために固定して

いた止め金が外れて１０ｍの高さから落下した。直ちに作業員の汚染検査と周辺の汚染検査を行っ

たが、汚染はなかった。ドラム缶は若干変形していたが、異常は認められず、処理の指示を受ける

ために、貯蔵庫に運搬しないで、建屋内に一時保管した。Ａｕｂｅでは、受け入れた廃棄物（中レ

ベルや諸々の屑類）を一度整理した後、ドラム缶内コンクリートで固めて密封し、これを柵付台車

ののせ、所定の貯蔵庫まで運搬して貯蔵する。この時操作は、手動・自動いずれでも可能で事故時

は自動モードで操作中であった。作業員はモニタで監視することになっているが、事故時カメラは

事故現場以外の場所を移していた。この事故により、人体及び環境への影響がなかったために、Ｉ

ＮＥＳ尺度でレベル１に分類した。

ことを確認した。

その後、KUR非常用発電機から KUCAへの送電を開始し、中央管理室の警報は停止した。

原因は、ディーゼル発電機の冷却水ポンプ内のインペラのボス部周辺及びベアリング部ケーシン

グのメカニカルシール挿入孔にクラックのある状態で運転を継続していたため、インペラ部が振動

を起こし、ポンプ軸及びポンプ軸ベアリング軸受け部の摩擦が生じて、インペラの異常振動及び冷

却ファンの振動による冷却水ポンプケーシングの破断が生じた結果、ポンプ軸が傾き、冷却ファン

のフィンがフィンカバーに接触して破損するとともに、破損したフィンがオイルクーラーを直撃し

て潤滑油漏えいによる潤滑油油圧低下信号が発報し、ディーゼル発電機が停止したことによる。

小型試験設備では、サンプルの受信装置が設置されているのは試験セルであるため、左記の事象

は発生しない。また、試験セルには給気及び排気ラインが設置されており、気送管中でサンプルの

詰まり等が生じた場合においても負圧の変動が少ないように管理されている。

プルトニウム転換技術開発施設では、グローブボックスの負圧がグローブの損傷を誘起する程ま

で極端に深くならない様、排気側に自動調節ダンパ付きバイパスフィルタが取り付けられている。

分析所では、気送時は受信側の受信機が「閉」になっているため、気送管に詰りが生じた場合で

も、グローブに孔が開くほど負圧は深くならない。

低・極低放射性廃液を処理する設備では、低放射性廃液のサンプリングにサンプリングベンチを使

用しており、サンプリングベンチに気送設備が設置されているが、給気及び排気ラインが設置され

ており、気送管中でサンプルの詰まり等が生じた場合においても負圧の変動が少ないように管理さ

れている。

96年 12月 9日、Ａｕｂｅの放射性廃棄物貯蔵センターで、中レベルの放射性廃棄物を収納したド

ラム缶を貯蔵するべく、台車にのせて移動させていた時に、ドラム缶の移動防止のために固定して

いた止め金が外れて１０ｍの高さから落下した。直ちに作業員の汚染検査と周辺の汚染検査を行っ

たが、汚染はなかった。ドラム缶は若干変形していたが、異常は認められず、処理の指示を受ける

ために、貯蔵庫に運搬しないで、建屋内に一時保管した。Ａｕｂｅでは、受け入れた廃棄物（中レ

ベルや諸々の屑類）を一度整理した後、ドラム缶内コンクリートで固めて密封し、これを柵付台車

にのせ、所定の貯蔵庫まで運搬して貯蔵する。この時操作は、手動・自動いずれでも可能で事故時

は自動モードで操作中であった。作業員はモニタで監視することになっているが、事故時カメラは

事故現場以外の場所を移していた。この事故により、人体及び環境への影響がなかったために、Ｉ

ＮＥＳ尺度でレベル１に分類した。


P229

(b) 放射線監視技術

No. 技術開発技術開発概要とその適用状況

２環境試料中 Pu-241 測

定法の開発 4.2.3-7)

Pu-241は、環境中に過去の大気圏内核実験からの蓄積として存

在し、その放射能量は Pu同位体中最も大きい。また、Pu-241は

β+壊変の後 Am-241となり、さらにα壊変の後に長い半減期を有

する Np-237 となるため、環境影響評価上においても重要な核種

に位置付けられる。Pu には、β線を放出する Pu-241 とα線を放

出する Pu-239,240 の混在が考えられるため、環境中の挙動評価

のための測定を行うことが難しく、誤差が比較的大きな計数値に

なる可能性もある。

以上のことから、環境試料中の Pu のα線とβ線を同時に測定

し、その波形から弁別を行い、Pu-241を分析する手法を開発した。

現在は、再処理施設等での内部被ばく事故時のバイオアッセイに

適用されている。

(b) 放射線監視技術


２環境試料中 Pu-241 測

定法の開発 4.2.3-7)

Pu-241は、環境中に過去の大気圏内核実験からの蓄積として存

在し、その放射能量は Pu同位体中最も大きい。また、Pu-241は

β-壊変の後 Am-241となり、さらにα壊変の後に長い半減期を有

する Np-237 となるため、環境影響評価上においても重要な核種

に位置付けられる。Pu には、β線を放出する Pu-241 とα線を放

出する Pu-239,240 の混在が考えられるため、環境中の挙動評価

のための測定を行うことが難しく、誤差が比較的大きな計数値に

なる可能性もある。

以上のことから、環境試料中の Pu のα線とβ線を同時に測定

し、その波形から弁別を行い、Pu-241を分析する手法を開発した。

現在は、再処理施設等での内部被ばく事故時のバイオアッセイに

適用されている。


P237

(c) 遮蔽評価技術


１点減衰核積分法計算

コード QAD-CGGP2 の

開発 4.2.3-30)

施設の遮蔽性能を適切に評価・設計するために、各種遮蔽

計算コードが開発、整備されてきている。その中で、上記計

算コードは、オークリッジ国立研究所で開発された点減衰核

積分法計算コードQAD-CGGPを日本原子力研究所が改良したも

のである。

東海再処理施設では、アスファルト固化処理施設火災・爆

発事故を契機として平成10年に行われた東海再処理施設の安

全性確認の一環として、当時の最新の評価方法である

ORIGEN2.1コードに基づくγ線スペクトル計算及びQAD-CGGP2

コードを用いたγ線遮蔽計算により、建設初期の遮蔽評価の

基本データとして用いられた「遮蔽厚－許容線源強度グラフ」

についての妥当性の評価を行った。その結果、初期の遮蔽設

計では、最新の手法による結果と比較して、一部必要な遮蔽

厚を過小評価している恐れのある箇所が見られたが、有限体

積線源を無限体積線源として評価していること、遮蔽設計上

の基準線量率に対して目標線量率を小さく設定していること

等により、小型試験設備を除き必要な遮蔽厚が確保されてい

ることを確認した。小型試験設備のレッド区域については、

運転要領書に取り扱う放射能量を明記し、線量が遮蔽設計上

の基準を超えることがないよう管理することとした。なお現

在、本計算コードは、平成 12年の ICRP 1990年勧告の法令取

り込みに対応した QAD-CGGP2Rに改良されている。

(c) 遮蔽評価技術


１点減衰核積分法計算

コード QAD-CGGP2 の

開発 4.2.3-30)

施設の遮蔽性能を適切に評価・設計するために、各種遮蔽

計算コードが開発、整備されてきている。その中で、左記計

算コードは、オークリッジ国立研究所で開発された点減衰核

積分法計算コードQAD-CGGPを日本原子力研究所が改良したも

のである。

東海再処理施設では、アスファルト固化処理施設火災・爆

発事故を契機として平成10年に行われた東海再処理施設の安

全性確認の一環として、当時の最新の評価方法である

ORIGEN2.1コードに基づくγ線スペクトル計算及びQAD-CGGP2

コードを用いたγ線遮蔽計算により、建設初期の遮蔽評価の

基本データとして用いられた「遮蔽厚－許容線源強度グラフ」

についての妥当性の評価を行った。その結果、初期の遮蔽設

計では、最新の手法による結果と比較して、一部必要な遮蔽

厚を過小評価している恐れのある箇所が見られたが、有限体

積線源を無限体積線源として評価していること、遮蔽設計上

の基準線量率に対して目標線量率を小さく設定していること

等により、小型試験設備を除き必要な遮蔽厚が確保されてい

ることを確認した。小型試験設備のレッド区域については、

運転要領書に取り扱う放射能量を明記し、線量が遮蔽設計上

の基準を超えることがないよう管理することとした。なお現

在、本計算コードは、平成 12年の ICRP 1990年勧告の法令取

り込みに対応した QAD-CGGP2Rに改良されている。


P254

(5) 経年変化事象の発生及び進展の評価及び高経年化技術評価上着目すべき経年変化事象の抽

出

各部位に想定される経年変化事象の評価点における発生、進展について、次回の高経年化

技術評価までの供用（再処理量は年間 40トン）を仮定し評価した。当該経年変化事象の進展

に関して測定値等の実績を有する場合は、それに基づいて評価した。この場合、測定方法、

測定誤差、測定者の技量等、測定値の品質に係る妥当性を確認したうえで評価を実施した（付

録参照）。一方、高線量のセル内に設置されているなどの理由でアクセスが困難な機器または

事象の進展が極めて遅く測定しても有意な値が得られないと考えられる機器については、文

献値を用いた事象進展評価を実施した。文献値を用いるにあたっては、実機との条件の違い

を十分に考慮して妥当性を確認した（表 5.1-7参照）。

なお、東海再処理施設は、平成 17年（2005年）度末までに電気事業者との役務契約に基

づく軽水炉ウラン使用済燃料の再処理を終了し、それ以降は、ふげんＭＯＸ使用済燃料等の

再処理試験を実施していることから、これまでの実績に基づき経年変化事象の進展を評価す

る場合においては、再処理を行う使用済燃料の違いが経年変化事象に与える影響を考慮した

（表 5.1-8）。

(5) 経年変化事象の発生及び進展の評価及び高経年化技術評価上着目すべき経年変化事象の抽

出

各部位に想定される経年変化事象の評価点における発生、進展について、次回の高経年化

技術評価までの供用（再処理量は年間 40トン）を仮定し評価した。当該経年変化事象の進展

に関して測定値等の実績を有する場合は、それに基づいて評価した。この場合、測定方法、

測定誤差、測定者の技量等、測定値の品質に係る妥当性を確認したうえで評価を実施した（付

録参照）。一方、高線量のセル内に設置されているなどの理由でアクセスが困難な機器または

事象の進展が極めて遅く測定しても有意な値が得られないと考えられる機器については、文

献値を用いた事象進展評価を実施した。文献値を用いるにあたっては、実機との条件の違い

を十分に考慮して妥当性を確認した（表 5.1-7参照）。

なお、東海再処理施設は、平成 17 年（2005 年）度末までに電気事業者との役務契約に基

づく軽水炉ウラン使用済燃料の再処理を終了し、それ以降は、ふげんＭＯＸ使用済燃料等の

再処理試験を実施していることから、これまでの実績に基づき経年変化事象の進展を評価す

る場合においては、再処理を行う使用済燃料の違いが経年変化事象に与える影響を考慮した

（p.412.”再処理する使用済燃料の相違が事象の進展傾向に及ぼす影響について”参照）。


P264


P279

カテゴリグループ

6.冷却水設備

Ⅳ.冷凍機

Ⅴ.冷却水配管等

Ⅴ-1.炭素鋼製

Ⅴ-2.ステンレス鋼製 Ⅴ-2-1.屋内

Ⅴ-2-2.屋外

Ⅴ-3.ライニング

7.圧縮空気設備 Ⅰ.空気圧縮機

Ⅰ-1.容積形往復動式往復圧縮機

Ⅰ-2.容積形回転式三葉送風機

Ⅰ-3.ターボ形遠心式遠心圧縮機

Ⅱ.付属設備

8.非常用電源系統

Ⅰ.非常用発電設備

Ⅰ-1.ディーゼル発電機

Ⅰ-2.電気設備

Ⅱ.受変電設備

Ⅲ.動力分電盤

9.蒸気供給設備 Ⅰ.自然循環式水管ボイラ

Ⅱ.蒸気供給配管等

10.計測制御系統 Ⅰ.計測制御系統

Ⅰ-1.圧力計測系 Ⅰ-1-1.圧力スイッチ

Ⅰ-1-2.伝送器

Ⅰ-2.液位計測系

Ⅰ-3.粉面計測系

Ⅰ-4.温度計測系 Ⅰ-4-1.熱電対

Ⅰ-4-2.温度計

Ⅰ-5.ウラン濃縮度計測系

Ⅰ-6.水素濃度計測系

Ⅰ-7.電導度計測系

Ⅰ-8.流量計測系

Ⅰ-8-1.オリフィス

Ⅰ-8-2.タービン

Ⅰ-8-3.ロータメータ

Ⅰ-9.位置計測系

Ⅰ-10.重量計測系

Ⅰ-11.バスケット検知

Ⅱ.放射線管理設備

11.共通設備

Ⅰ.基礎ボルト

Ⅰ-1.埋込アンカー Ⅰ-1-1.屋内

Ⅰ-1-2.屋外

Ⅰ-2.メカニカルアンカー

Ⅰ-1-1.屋内

Ⅰ-1-2.屋外

Ⅰ-3.接着系アンカー Ⅰ-3-1.静的機器の接着系アンカー

Ⅰ-3-2.動的機器の接着系アンカー

Ⅱ.架台等

Ⅱ-1.静的機器の架台等

Ⅱ-1-1.屋内

Ⅱ-1-2.屋外

Ⅱ-2.動的機器の架台等

Ⅱ-2-1.屋内

Ⅱ-2-2.屋外

Ⅲ.制御盤等

Ⅳ .電線・ケーブル類

Ⅳ-1.セル内

Ⅳ-2.セル外

12.その他設備

Ⅰ.クレーン

Ⅱ.台車

Ⅲ.海中放出管

カテゴリグループ

6.冷却水設備

Ⅳ.冷凍機

Ⅴ.冷却水配管等

Ⅴ-1.炭素鋼製

Ⅴ-2.ステンレス鋼製 Ⅴ-2-1.屋内

Ⅴ-2-2.屋外

Ⅴ-3.ライニング

7.圧縮空気設備 Ⅰ.空気圧縮機

Ⅰ-1.容積形往復動式往復圧縮機

Ⅰ-2.容積形回転式三葉送風機

Ⅰ-3.ターボ形遠心式遠心圧縮機

Ⅱ.付属設備

8.非常用電源系統

Ⅰ.非常用発電設備

Ⅰ-1.ディーゼル発電機

Ⅰ-2.電気設備

Ⅱ.受変電設備

Ⅲ.動力分電盤

9.蒸気供給設備 Ⅰ.自然循環式水管ボイラ

Ⅱ.蒸気供給配管等

10.計測制御系統 Ⅰ.計測制御系統

Ⅰ-1.圧力計測系 Ⅰ-1-1.圧力スイッチ

Ⅰ-1-2.伝送器

Ⅰ-2.液位計測系

Ⅰ-3.粉面計測系

Ⅰ-4.温度計測系 Ⅰ-4-1.熱電対

Ⅰ-4-2.温度計

Ⅰ-5.ウラン濃縮度計測系

Ⅰ-6.水素濃度計測系

Ⅰ-7.電導度計測系

Ⅰ-8.流量計測系

Ⅰ-8-1.オリフィス

Ⅰ-8-2.タービン

Ⅰ-8-3.ロータメータ

Ⅰ-9.位置計測系

Ⅰ-10.重量計測系

Ⅰ-11.バスケット検知

Ⅱ.放射線管理設備

11.共通設備

Ⅰ.基礎ボルト

Ⅰ-1.埋込アンカー Ⅰ-1-1.屋内

Ⅰ-1-2.屋外

Ⅰ-2.メカニカルアンカー

Ⅰ-2-1.屋内

Ⅰ-2-2.屋外

Ⅰ-3.接着系アンカー Ⅰ-3-1.静的機器の接着系アンカー

Ⅰ-3-2.動的機器の接着系アンカー

Ⅱ.架台等

Ⅱ-1.静的機器の架台等

Ⅱ-1-1.屋内

Ⅱ-1-2.屋外

Ⅱ-2.動的機器の架台等

Ⅱ-2-1.屋内

Ⅱ-2-2.屋外

Ⅲ.制御盤等

Ⅳ .電線・ケーブル類

Ⅳ-1.セル内

Ⅳ-2.セル外

12.その他設備

Ⅰ.クレーン

Ⅱ.台車

Ⅲ.海中放出管


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P395

表 5.1-5

(1/4)

P396

表 5.1-5

(2/4)

P397

表 5.1-5

(3/4)

<カテゴリ>

グループ機器・構築物名消耗品

定期取替品

（交換頻度）

<冷却水設備>

冷却塔

密閉形冷却塔（向

流型）

＜高放射性廃液貯蔵場＞

冷却塔(272H81/H82/H83)

＜ガラス固化技術開発施設＞

冷却塔（G83H10/H20）

プーリ

Vベルト

軸受

ファン

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

<塔槽類>

NCF625系炉類

＜プルトニウム転換技術開発施設＞

焙焼還元炉（P14X14）焙焼還元ボート

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

<換気設備>

排風機

容積形回転式三

葉排風機


槽類換気系排風機（272K464/K463）

軸受

Vプーリ

Vベルト


槽類換気系排風機（貯槽換気系）

（G41K60/K61）

Oリング

オイルシール

ストップリング

軸受

Vプーリ

Vベルト


槽類換気系排風機（溶融炉換気系）

（G41K50/K51）

Oリング

オイルシール


メカニカルシール

軸受

Vプーリ

Vベルト

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

<冷却水設備>

冷却塔

密閉形冷却塔（向

流型・直交流型）


冷却塔(272H81/H82/H83)


冷却塔（G83H10/H20）

プーリ

Vベルト

軸受

ファン

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

削除削除削除

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

<換気設備>

排風機

容積形回転式三

葉送風機


槽類換気系排風機（272K464/K463）

軸受

Vプーリ

Vベルト


槽類換気系排風機（貯槽換気系）

（G41K60/K61）

Oリング

オイルシール


軸受

Vプーリ

Vベルト


槽類換気系排風機（溶融炉換気系）

（G41K50/K51）

Oリング

オイルシール


メカニカルシール

軸受

Vプーリ

Vベルト


P398

表 5.1-5

(4/4)

P399

表 5.1-6

(1/8)

事象名理由

局部

腐食孔食

金属材料全般において想定される。

東海再処理施設の高放射性廃液蒸発缶等においても孔食による貫

通孔の発生を経験している。

ただし、チタン材など対抗食性の高い材料においては想定しない。

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

（続き）

<非常用電源系統>

動力分電盤

（続き）

＜分離精製工場＞

＜ユーティリティ施設＞

重要系プロセス用動力分電盤

計装用分電盤

空気圧縮機高圧起動盤

＜分析所＞

換気用分電盤（JB)

ヒューズ

<カテゴリ>


定期取替品

（交換頻度）

（続き）

<非常用電源系統>

動力分電盤

（続き）

＜ユーティリティ施設＞

重要系プロセス用動力分電盤

計装用分電盤

空気圧縮機高圧起動盤

＜分析所＞

換気用分電盤（JB)

＜第三低放射性廃液蒸発処理施設＞

換気用分電盤（ZV)

ヒューズ

事象名理由

局部

腐食孔食

金属材料全般において想定される。

東海再処理施設の高放射性廃液蒸発缶等においても孔食による貫

通孔の発生を経験している。

ただし、チタン材など対孔食性の高い材料においては想定しない。


P408

P409


P414

P420

P443

P447

5.2.1.2 建家等の構造体、排気筒の筒身の中性化

平成 4年から平成 12年にかけて各施設の外壁や主排気筒の外面に対して中性化深さを測定して

おり、平均かぶり深さ 41.7mm～122.5mm に対して、着工から 9 年から 27 年経過した時点で中

性化深さ 1.4mm～8.0mmであった。

次回の高経年化技術評価までの供用を仮定した場合においても、使用条件及び環境に変化が無

く、経年変化傾向の乖離は考えられず、平均かぶり深さ 41.7mm～122.5mmに対して、中性化深

さ 1.9mm～13.5mm程度であり進展傾向は極めて小さいと考えられる。

以上より、次回の高経年化技術評価まで、安全機能が維持できることから高経年化対策上着目

すべき経年変化事象には該当しないと考えられる。

今後は念のため、10年に 1回の頻度でシュミットハンマを用いた反発硬度測定を実施し、当該

事象の進展に係るデータの蓄積を図る。

5.2.2.2 蒸発缶類の本体等の全面腐食

(5) 蒸発缶類（チタン系、高放射性廃液）

模擬廃液を用いた腐食試験により得られた当該機器における Ti材の腐食速度は、液相中に

おいて 8.0×10-7mm/h、気相中において 2.5×10-6mm/hであり、実廃液中の硝酸濃度はこれよ

り低いことから、当該機器における腐食速度は、上記の腐食試験より得られた最大腐食速度

2.5×10-6mm/hより小さいと考えられる。

今後、年間 140 本のガラス固化体の製造を行い、次回の高経年化技術評価までの供用を仮

定した場合も、使用条件及び環境に変化が無く、経年変化傾向の乖離は考えられず、事象の

進展は、総運転時間は 27,120時間程度となり、腐食代 1mmに対し減肉量は 0.06mm程度と

考えられる。

5.2.11.4 接着系アンカーの樹脂部の劣化

樹脂部は、熱及び紫外線の影響を受けない屋内環境下のコンクリート内に埋設されており、こ

れまでに劣化は発生していない。


く、経年変化傾向の乖離は考えられず、劣化を促進させる環境にないことから、事象の進展は考

えられない。

5.3 耐震安全性評価

経年変変化に関する技術的な評価においては、機器の材質、環境条件等について検討してきた

が、耐震性に影響を与えると思われる経年変化事象を保全対策により適切に管理することで、安

全性の確保が可能であると考えられる。しかしながら、高経年化プラントの耐震性については、

上記経年変化事象の管理の観点からも、安全性を確認しておくことが重要であると思われること

5.2.1.2 建家等の構造体、排気筒の筒身の中性化

平成 4年から平成 12年にかけて各施設の外壁や主排気筒の外面に対して中性化深さを測定して

おり、平均かぶり深さ 41.7mm～122.5mm に対して、着工から 9 年から 27 年経過した時点で中

性化深さ 1.4mm～4.9mmであった。


く、経年変化傾向の乖離は考えられず、平均かぶり深さ 41.7mm～122.5mmに対して、中性化深

さ 1.9mm～7mm程度であり進展傾向は極めて小さいと考えられる。

以上より、次回の高経年化技術評価まで、安全機能が維持できることから高経年化対策上着目す

べき経年変化事象には該当しないと考えられる。

今後は念のため、10 年に 1 回の頻度でシュミットハンマを用いた反発硬度測定を実施し、当該

事象の進展に係るデータの蓄積を図る。

5.2.2.2 蒸発缶類の本体等の全面腐食

(5) 蒸発缶類（チタン系、高放射性廃液）

模擬廃液を用いた腐食試験により得られた当該機器における Ti 材の腐食速度は、液相中に

おいて 8.0×10-7mm/h、気相中において 2.5×10-6mm/h であり、実廃液中の硝酸濃度はこれよ

り低いことから、当該機器における腐食速度は、上記の腐食試験より得られた最大腐食速度

2.5×10-6mm/hより小さいと考えられる。

今後、年間 140 本のガラス固化体の製造を行い、次回の高経年化技術評価までの供用を仮

定した場合も、使用条件及び環境に変化が無く、経年変化傾向の乖離は考えられず、事象の進

展は、総運転時間は 27,120時間程度となり、腐食代 1mmに対し減肉量は 0.07mm程度と考

えられる。

5.2.11.4 接着系アンカーの樹脂部の劣化

樹脂部は、熱、紫外線及び放射線の影響を受けない屋内環境下のコンクリート内に埋設されて

おり、これまでに劣化は発生していない。


く、経年変化傾向の乖離は考えられず、劣化を促進させる環境にないことから、事象の進展は考

えられない。

5.3 耐震安全性評価

経年変化に関する技術的な評価においては、機器の材質、環境条件等について検討してきたが、

耐震性に影響を与えると思われる経年変化事象を保全対策により適切に管理することで、安全性

の確保が可能であると考えられる。しかしながら、高経年化プラントの耐震性については、上記

経年変化事象の管理の観点からも、安全性を確認しておくことが重要であると思われることか


P447

から、高経年化対策の一環としてこれを実施した。

なお、この耐震安全性評価は、本報告書の評価対象期間である平成 16年 3月末までの知見に基

づくものである。

5.3.1.1評価対象機器

(ii) 放射性物質を焙部に放散する可能性のある事態を防止するために必要なもの。

ら、高経年化対策の一環としてこれを実施した。

なお、この耐震安全性評価は、本報告書の評価対象期間である平成 16 年 3 月末までの知見に

基づくものである。

5.3.1.1評価対象機器

(ii) 放射性物質を外部に放散する可能性のある事態を防止するために必要なもの。


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