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瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
町田 晃彦; 齋藤 寛之; 杉本 秀彦*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 遠藤 成輝*; 片山 芳則; 飯塚 理子*; 佐藤 豊人*; 松尾 元彰*; et al.
Nature Communications (Internet), 5, p.5063_1 - 5063_6, 2014/09
被引用回数：55 パーセンタイル：86.02(Multidisciplinary Sciences)鉄と水素との反応は水素脆性などな材料科学の問題や、地球内核の鉄中の水素の有無なども地球科学の問題を考える上で重要であり、広く興味が持たれている。鉄は高温高水素圧力下において水素化物を形成するが、常温常圧では不安定であるため、水素化物の形成過程や状態を観測するには高温高圧力下でその場観察を行う必要がある。本研究ではJ-PARC/MLFのBL11 PLANETを利用して高温高圧力下中性子回折実験を実施し、鉄の重水素化過程および面心立方晶構造の鉄重水素化物における重水素原子の占有位置と占有率の決定を行い、これまで考えられていた八面体サイトだけでなく四面体サイトの一部も重水素原子が占有することを世界で初めて明らかにした。さらに量子力学的計算に基づいて二つのサイトを占有するメカニズムについて考察を行った。
北村 高一; 佐野 一哉; 中村 保之; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 羽田 孝博; 手塚 将志
no journal, ,
実用規模水炉の日本国内初の廃止措置として、ふげんの廃止措置が2008年にスタートした。ふげんの廃止措置は4つの期間に分けて段階的に進め、2028年に終了する予定である。現在は比較的汚染レベルの低いタービン系機器の解体に着手している。ふげんは一般の軽水炉と異なり、炉心構造が狭隘複雑となっていること、減速材に重水を使用していることから、廃止措置を安全に進めていくために、原子炉本体解体の技術開発、重水系機器のトリチウム除去技術開発等を行っている。本報告では、原子炉解体の技術開発の検討においてアブレイシブウォータージェットを切断技術の一つとして進めている検討状況や、重水系からのトリチウム除去のための試験,炭素-14の汚染状況調査等についておもに紹介する。
片野 好章; 松尾 秀彦
no journal, ,
平成22年10月にフランスで開催するTAG-49会議に出席し、「ふげん」の廃止措置の現状,クリアランス検認装置の設置及びトリチウム除去に関する実証試験の結果について報告する。
松嶌 聡; 石山 正弘; 松尾 秀彦; 佐藤 有司
no journal, ,
「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却型の原子炉であり、原子炉の運転に伴い減速材である重水が中性子を吸収し重水中にトリチウムを生成する。したがって、重水系・ヘリウム系の廃止措置を進めるにあたっては、解体作業での作業者の内部被ばくが問題となる。また、重水(トリチウム)が残留したまま解体作業を行った場合、内部被ばく防護のための装備が必要となり作業効率が悪くなることが予想される。さらに、環境へのトリチウム放出抑制,解体廃棄物中トリチウム含有量の低減等を考慮すると、解体作業の前に重水系・ヘリウム系内に残留する重水(トリチウム)を除去することが必要である。以上のことから、最適なトリチウム除去手法の確立が必要であり、そのための試験として重水精製装置の機器・配管及び重水系・ヘリウム系の機器である重水循環ポンプ熱交換器を対象としたトリチウム除去試験を実施した。試験の結果、当所想定していた手法である通気又は真空引きによるトリチウム除去は、いずれの方法も有効であることが確認された。さらに、真空引きと対象機器・配管の加熱を併用することにより効率的にトリチウムが除去できることを見いだした。
門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、重水系機器・配管類の解体撤去において作業員の被ばく量を低減するためには、当該機器・配管類中の残留重水とそれに含まれるトリチウムを事前に回収・除去することが望ましい。このため、残留水を含む機器・配管類の模擬モデルを用いて、通気乾燥及び真空吸引による残留水の除去及び確認技術について検討した。
安藤 浩司; 門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の重水系機器・配管内に残留するトリチウムの除去技術として、機器・配管類の単独の模擬試験体を用いた乾燥除去試験において適用性が確認された通気及び真空乾燥除去法を用いて、トリチウムが残存する実機の機器・配管類から成る系統についてトリチウム除去を実施し、各乾燥除去法が、単独の機器のみならず系統のトリチウム除去にも適用性を有することを確認した。ただし、外部からの入熱が充分に行えない内部構造を有する機器等の真空乾燥除去においては、凍結によるトリチウム除去の作業効率の低下等の課題が抽出された。
門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 朝倉 大和*; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、重水系機器・配管類の解体撤去作業における作業員のトリチウム内部被ばく防止のため、設備内部に残留するトリチウムを含む重水を除去する必要がある。実際のトリチウム除去では、機器・配管類が狭隘な箇所に設置されている等、大型の除湿装置が搬入できないためにトリチウムを含む重水の乾燥除去が困難な部分がある。このため、中空糸膜分離方式による低露点で小型可搬式の除湿装置を用いて、重水系機器を模擬した試験体による本装置の性能確認試験を実施し、乾燥効率に及ぼす諸条件の影響を調べた。また、本装置がトリチウムを含む重水の乾燥除去に適用可能であることを実機設備において確認した。
三好 伸明; 門脇 春彦; 松尾 秀彦; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、解体時の安全性確保の観点から、重水系機器・配管内に残留する重水(含トリチウム)をドレンアウトした後、通気乾燥及び真空乾燥によりトリチウムを除去する作業を進めている。このトリチウム除去作業のためには、機器・配管内の重水の残量を事前に推測しておくことが好ましい。本検討では、通気乾燥を応用したコールド試験により残量推測にかかわる精度向上の知見を得るとともに、真空乾燥を応用したホット試験により実機に残留する重水の量を推測した。
松尾 秀彦; 岩井 正樹
no journal, ,
「ふげん」施設のうち、プール水浄化系に使用するレジンストレーナの保守における課題(フィルター目詰まり時の交換等における改善)として、ストレーナを構成する金属メッシュフィルターを脱着可能な構造とする改善案を取り上げ、技術課題促進事業の公募として実施される第35回オープンセミナーにて、脱着可能な金属メッシュフィルターの試作として提案及び紹介するものである。
岩井 紘基; 中村 保之; 松尾 秀彦; 水井 宏之; 佐野 一哉
no journal, ,
「ふげん」の原子炉解体にあたっては、被ばく低減、工期短縮、解体物の合理的な廃棄体化等を考慮することが重要であり、放射能量を精度よく把握することが必要不可欠である。このため、放射化計算による放射能インベントリ評価の精度向上を目的に、実機から試料を採取・分析し、実測データと比較するため、原子炉構造材からの試料採取を計画している。また、原子炉解体を安全かつ合理的に実施するために、「ふげん」原子炉解体の切断工法としてレーザ切断技術を選定しており、原子炉解体への適用に向けては、まずは気中雰囲気において実機設備への適用から段階的に実証を進める計画である。本発表では、これらについて平成28年度実施予定の作業計画について報告する。
松尾 公彦*; 石飛 龍彦*; 岡 寛*; 岩井 紘基; 松尾 秀彦; 中村 保之; 佐野 一哉
no journal, ,
「ふげん」では、原子炉本体解体に向けた放射能インベントリ評価の精度向上を目的に、原子炉内部の構造材からの試料採取を計画している。今般、試料採取に向けて、高線量環境でかつ複雑な構造で狭隘な「ふげん」の炉心の試料採取対象について炉外から既設の配管を活用することで炉心領域にアクセスし、遠隔操作で試料を採取する装置の開発を行った。
林 健太; 伊藤 健司; 松尾 秀彦; 酒井 康裕
no journal, ,
新型転換炉原型炉ふげんは、約25年間の運転実績を積み、平成15年3月に運転を終了した。現在、廃止措置は第2段階(原子炉周辺設備解体撤去期間)に移行している。設備の保全は、使用済燃料の貯蔵に係る設備等、機能維持が必要な設備に対し点検計画に従った確実な点検の実施と共に、継続的な合理化を図っている。本件では、廃止措置中のふげん原子炉施設における、保守管理や設備維持に係る合理化及び改善等について報告する。
山本 恭士; 松尾 秀彦; 宮下 進市
no journal, ,
新型転換炉原型炉ふげんは、約25年間の運転実績を積み、2003年3月に運転を終了した。現在、廃止措置は第2段階(原子炉周辺設備解体撤去期間)に移行している。設備の保全は、使用済燃料の貯蔵に係る設備等、機能維持が必要な設備に対し点検計画に従った確実な点検の実施と共に、継続的な合理化を図っている。本件では、廃止措置中のふげん原子炉施設における、保守管理や設備維持に係る合理化及び改善等について報告する。
