ITERブランケット遠隔保守装置における除染評価

Decontamination assessment for ITER blanket remote handling system

齋藤 真貴子; 丸山 孝仁; 上野 健一; 武田 信和; 角舘 聡

Saito, Makiko; Maruyama, Takahito; Ueno, Kenichi; Takeda, Nobukazu; Kakudate, Satoshi

ITERでは健全な運転を維持するために真空容器内機器である第1壁は遠隔保守装置(保守ロボット)により定期的に交換される。最大保守期間は第1壁440個の全交換作業で、2年以内の保守が要求されている。一方、この2年間の保守作業を故障なく信頼性高く進めるために、保守ロボット自体の保守保全が、ITERホットセル建屋内の補修エリアにおいて、ハンズオンにより行われる。このハンズオン作業のために、真空容器内保守作業時に保守ロボットに付着した粒径数m程度の放射化ダスト(タングステンやベリリウウム)を除染し、作業員の被爆量を下げることが極めて重要である。本研究では、MCNP5コードを用いて、機器の周り20点を評価点とする線量評価計算を行った。その結果、ITERでのハンズオン作業目標値(5Sv/h)を上回る箇所が存在することを明らかにした。この結果を受けて、保守ロボット設計ではホットセルエリアでの保守ロボットの保守保全作業手順の見直しや、除染困難箇所へのダスト侵入防止設計などのフィードバック設計を実施し、作業員の被爆量を下げる対策を講じた。

In ITER, after plasma operation, The Blanket Remote Handling System (BRHS) will be installed in the vacuum vessel and it will remove and install the shield blanket module. BRHS will undergo hands-on maintenance in the maintenance area after the exchange of the shield blanket module. Since BRHS will be contaminated the radioactive dust in the vacuum vessel, the workers will be exposed by radioactive dust. In this study, potential contaminated areas and their respective dose rates from the BRHS using MCNP5 code to assess the exposure of maintenance workers. The assessment was performed using 3 types of equipment, vehicle manipulator, combination of cable handling and rail support, and sliding beam, which are installed in vacuum vessel or port. The dose calculations used the nuclides Ta-182 and W-181 and the dose was calculated from each of the 20 points spaced evenly around the equipment. As a result, there are some local points with high dose rates, which are exceed the target of acceptable dose limit for hands-on work in ITER (5 Sv/h) in vehicle manipulator and combination of cable handling and rail support. To decrease the dose rate, lead blocks were used for shielding and as a result, the dose rate decreased to around 2.5 Sv/h using 5 mm and 10 mm lead shielding.