JPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07

JAEA-Data-Code-2022-004.pdf:6.73MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MB
JAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB

原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。

我が国初の軽水型発電炉JPDRにおける腐食割れ損傷事例

塚田 隆; 相馬 康孝

保全学, 19(4), p.37 - 44, 2021/01

我が国初の軽水型発電炉であるJPDR(Japan Power Demonstration Reactor)において発生した二つの主要な腐食割れ損傷経験を解説する。第一の事例は1966年に発見されたJPDR圧力容器上蓋クラッド部におけるヘアークラックである。ヘアークラックは初臨界から7335時間の運転を経た第1定期点検において圧力容器上蓋の低合金鋼に肉盛りされたSUS304相当の層(クラッド部)において発見された。同損傷は各種分析に供され、割れは200箇所に渡り一部は厚さ6.4mmのクラッドを貫通して低合金鋼に達していること、並びに不適切な手溶接によると思われる金属相中のフェライト量の低下が確認された。これらの結果に基づいて種々の対策が施され、以後日本では同種の損傷が発生することを防止することができた。この事象はクラッドを貫通した割れが圧力容器低合金鋼の疲労破壊にどのように関連するかという安全上の重要課題を惹起し、その後の国際研究協力や規格策定に係わる「環境助長割れ」研究へと繋がって行った。第2の事例は1972年に発見された原子炉圧力容器ノズルセーフエンドと配管の溶接部における割れ現象である。この配管割れ現象は一次冷却水の漏洩を招いたため、各種の詳細調査が行われた。その結果、割れは高い応力,溶接熱影響による鋭敏化、および溶存酸素を含む高温水という因子が重畳して発生した応力腐食割れであると結論された。この損傷はその後商業用BWRに多発した一次冷却系配管のSCCと共通する現象であったと考えられる。

原子炉解体にかかわる廃止措置費用評価手法の検討; COSMARDを用いた廃止措置費用の計算

大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB

OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。

東海研究所における原子力施設等の解体に関する技術的検討

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*

JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB

日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。

放射化金属の分留特性の数値解析

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

RIST News, (39), p.23 - 31, 2005/03

原子力施設の解体等により発生する放射化金属廃棄物中に含まれる極微量の放射性核種を除去し、放射性廃棄物の量を削減するために、原子ビーム状に蒸発させた金属の分留とレーザー照射による核種除去を組合せた分離方法の研究を行っている。現在、金属の分留特性を把握するためにHenryの法則をLangmuirの式に適用した簡単なモデルを用いた解析コードを作成し数値解析を行っている。この解析コードにより、超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075:Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の蒸発について解析したところ実験とよく一致する結果が得られた。さらに、本解析コードを用いて、動力試験炉(JPDR)から排出されたSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性の解析を行った結果、1/100以下に減量できる可能性を示すことができた。

Decommissioning project feedback experience in the Japan Atomic Energy Research Institute

柳原 敏; 立花 光夫; 宮島 和俊

Proceedings of International Conference; Decommissioning Challenges (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00

日本原子力研究所では幾つかの原子力施設の廃止措置計画や関係する課題の検討が進んでいる。動力試験炉と再処理特別研究棟の廃止措置は将来の大型施設の廃止措置に向けた実証試験と位置づけられ、解体作業ではプロジェクトデータや知見の収集・整理が行われた。収集されたデータは、作業人工数,被ばく線量,廃棄物発生量に分類し、また、知見は安全性,廃棄物管理,作業性に分類して評価が行われた。これらのフィードバック経験は将来の廃止措置計画や規制にかかわる検討等廃止措置のさまざまな分野に反映されている。本報告書は原研における廃止措置作業の経験・知見をまとめたものである。

廃炉; その展望と課題

柳原 敏

Science & Technology Journal, 11(10), p.22 - 23, 2002/10

廃止措置の現状,展望,課題について解説したものである。現在、世界では430基以上の原子力発電所が稼動しているが、既に110基以上が停止している。我が国では、現在53基の原子力発電所が運転されているが、最初に建設された動力試験炉の廃止措置が終了し、東海発電所の廃止措置作業が進行中である。廃止措置に関する活動は1980年代から始められたが、1990年代になると環境修復活動,旧ソ連製の原子力発電所の解体が始められ、世界各国で経済性との理由で運転を終了した原子力施設の廃止措置が進行している。米国では7基の原子力発電所の撤去が終了し、英仏独でも幾つかの廃止措置計画が進行している。原子力施設の廃止措置は既存技術を用いて可能であるが、廃棄物や費用の低減化を考慮したさらなる取組も必要と思われる。

Automatic measurement of low level contamination on concrete surfaces

立花 光夫; 伊藤 博邦; 島田 太郎; 柳原 敏

Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00

廃止措置の最終段階では、建屋構造物の確認測定が必要であるが、精度良い放射能測定には多くの費用が生じると言われている。そこで、建屋表面の低レベル放射能汚染を自動測定するために、2層型検出器とその駆動機構(RAPID)を開発した。RAPIDは,予め設定した測定計画に従って移動し、コンクリート表面の放射能測定を自動で実施できる。RAPIDを用いて特性評価試験を行った結果、Coに対する検出限界値は測定時間30秒で0.14Bq/cmであった。また、RAPIDを実際の測定作業に適用した結果、測定効率は5m/hであり、作業員による直接測定のおよそ2倍であることがわかった。

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。