重水臨界実験装置(DCA)廃止措置における放射性廃棄物に関する評価

Evaluation on radioactive waste for the decommissioning of deuterium critical assembly(DCA)

今野 将太郎; 福田 誠司; 吉澤 俊司; 羽様 平 ; 遠藤 浩太郎; 橋本 周  

not registered; Fukuda, Seiji; not registered; Hazama, Taira; not registered; Hashimoto, Makoto

重水臨界実験装置(DCA)は、1969年に初臨界を達成した最大熱出力1kWの臨界実験装置であり、2001年9月26日に運転を停止した。その後、解体届を文部科学省に提出して廃止措置に移行した。 解体届作成に必要となる残存放射性物質の評価および放射性廃棄物量の推定を行うために、炉室内の中性子束計算値や汚染放射性物質量などに関する評価を実施した。評価結果を以下に示す。 (1)高速、熱外、熱中性子束は、ほとんどの箇所で計算値が測定値を上回っている。よって、計算値により算出される放射化放射性物質濃度は実際のものよりも大きく見積もっている。 (2)トリチウムを除く汚染放射性物質量は合計で3.010の7乗Bq、トリチウム汚染放射性物質量はコンクリーで最大約4.110の1乗Bq/g、アルミニウム配管内表面で約7.610の-2乗Bq/gであると推定した。 (3)放射性廃棄物における解体付随廃棄物(固体廃棄物)は約30t、液体廃棄物は試験体減速材が1.4立方メートル、解体付随廃液が300立方メートル発生すると推定した。 (4)トリチウム放出量(気体廃棄物)は重水系設備、計測制御系統施設および原子炉解体撤去工事でそれぞれ約7.2510の8乗Bqと推定した。

Deuterium critical assembly (DCA) is a critical facility with 1 kW maximum thermal output reached its initial criticality in 1969. DCA operations were stopped on 26 September 2001, then it has been planed to submit a legal application for decommissioning of DCA to MEXT and to shift to decommissioning phase. In this work, we have evaluated the calculation value of neutron flux by comparison with an actual measurement in biological shield and the amount of contaminated radioactive materials etc. to make a document on estimation of the inventories and the wastes quantity etc. in the legal application. Results are as follows. (1)Fast, epithermal and thermal neutron flux calculated have exceeded the measurement data at almost all location. Therefore concentration of activated materials calculated by neutron flux calculation value is estimated higher than actual that. (2)The amount of radioactive materials that contaminated by nuclides other than tritium is estimated about 3.0 10Bq. The concentration of tritium-contaminated radioactive materials is estimated about 4.110Bq/g at the maximum in concrete, about 7.6 10Bq/g in the surface of aluminum plumbing. (3)Consequential waste quantity (solid waste) to radioactive waste generated in total process of dismantling is estimated about 30ton. As for Radioactive liquid waste quantity, moderator for specimen is estimated about 1.4m , consequential liquid wastes is estimated about 300m. (4)The amount of Tritium generated in dismantling (radioactive gas waste) is estimated about 7.2510Bq in dismantling of heavy water system facility, measurement control system facility and neutron reactor.