Current status of decommissioning activities in JAEA; Second midterm plan from FY2010 to FY2014

立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09

原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。

製錬転換施設の機器解体に係る人工数評価式

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎; 立花 光夫; 川越 浩; 高橋 信雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2014-021, 79 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-021.pdf:22.8MB

原子力機構では原子力施設の合理的な廃止措置計画を策定するために、管理データ評価システム(PRODIA)の開発を進めている。PRODIAは、過去の原子力施設の解体実績データを基に、解体作業に要する人工数等を評価する計算コードである。今回、人形峠製錬転換施設における回収ウラン転換技術開発等に使用した機器類の解体作業に対して、解体作業に要する人工数を評価するための評価式を作成した。解体作業は準備工程、解体工程、後処理工程に分けられる。準備工程に対しては作業項目、解体工程に対しては機器分類、後処理工程に対しては作業項目毎の人工数評価式で示した。今回得られた人工数評価式は、他の原子力施設、特にウラン取扱施設において廃止措置計画を策定する際に活用できる。さらに、これらの評価式のうち、適用条件が類似しているものを整理し、鋼製のプロセス機器類の解体工程に対しては単一の評価式にまとめられること、準備工程及び後処理工程に対しては作業環境に応じた包括的な評価式にまとめられることを確認した。単一の評価式を適用することにより、ウラン取扱施設における鋼製の機器類は一括して評価することができる。

Development of evaluation models of manpower needs for dismantling the dry conversion process-related equipment in Uranium Refining and Conversion Plant (URCP)

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 立花 光夫; 森本 靖之; 高橋 信雄; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/09

https://doi.org/10.1115/ICEM2013-96097

In Uranium Refining and Conversion Plant (URCP), the dry conversion process of reprocessed uranium and others had been operated until 1999, and the equipment related to the main process was dismantled from 2008 to 2011. Actual data such as manpower for dismantling were collected during the dismantling activities. In this paper, evaluation models were developed using the collected actual data on the basis of equipment classification considering the characteristics of uranium handling facility. Additionally, a simplified model was developed for easily and accurately calculating the manpower needs for dismantling dry conversion process-related equipment. It is important to evaluate beforehand project management data such as manpower needs to prepare an optimized decommissioning plan and implement effective dismantling activity. The models described in this paper are widely applicable to other uranium handling facilities.

再処理特別研究棟の廃止措置; グローブボックス群の解体作業に関する管理データの分析,1

村口 佳典; 金山 文彦; 臼井 秀雄; 出雲 沙理; 立花 光夫

JAEA-Technology 2012-035, 69 Pages, 2012/12

JAEA-Technology-2012-035.pdf:4.96MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、平成8年度より湿式再処理試験等に使用した設備・機器等の解体作業を実施している。解体作業では、解体廃棄物及び解体用資機材の仮置き場所を確保するため、本体施設に設置されたグローブボックス及びフード等を優先的に解体した。このうち、本体施設232号室には8基のグローブボックス(グローブボックス群)が設置されていた。このグローブボックス群の解体作業は、作業の効率化のため、大型の解体用グリーンハウスを設置して行った。ここでは、平成8年度に実施した232号室のグローブボックス群の解体作業について、解体手順,解体作業で得られた実績データを整理した。また、グローブボックス群の解体作業について、共通作業項目と単独作業項目に分けて、基本的な作業項目の抽出と作業工数の分析を行った。さらに、グローブボックス解体に関する評価式の検討を行った。

Increase in the beam intensity of the linac-based slow positron beam and its application at the Slow Positron Facility, KEK

和田 健*; 兵頭 俊夫*; 柳下 明*; 池田 光男*; 大澤 哲*; 設楽 哲夫*; 満汐 孝治*; 立花 隆行*; 長嶋 泰之*; 深谷 有喜; et al.

European Physical Journal D, 66(2), p.37 - 40, 2012/02

https://doi.org/10.1140/epjd/e2012-20641-4

本論文では、高エネルギー加速器研究機構(KEK)低速陽電子実験施設の最近の進展について報告する。はじめに、低速陽電子ビームを生成するためのコンバータ・モデレータアッセンブリの改良を行った。具体的には、コンバータ・モデレータのフレームをタンタルで作製し、モデレータ内部ではタングステン薄膜を井桁状に2セット組み、2段に配置した。この改良により、低速陽電子のビーム強度が以前のものに比べて一桁増大するに至った。この高強度陽電子ビームを用いて、二つの新たな研究が進展した。一つは、ポジトロニウム負イオンの光脱離実験を行い、レーザーによるポジトロニウムの中性化に成功した。二つ目は、反射高速陽電子回折(RHEPD)装置を開発し、これまでの線源法に比べて5-10倍の反射強度を得ることに成功した。今後、両実験のさらなる発展が見込まれる。

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価式の検討,2; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の準備・後処理工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2011-010, 44 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-010.pdf:2.43MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち、準備及び後処理工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により評価した。その結果、既存評価式による人工数の計算結果が実績データと大きく異なることを確認した。その原因について検討した結果、既存評価式で想定しているJPDRと「ふげん」との施設規模の違いによる作業領域面積の拡大が原因であることがわかった。そこで、「ふげん」に適用可能な作業領域面積に依存する評価式の見直しを行った結果、計算結果と実績データとの差が改善された。

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価モデルの検討,1; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の解体工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2010-033, 42 Pages, 2010/10

JAEA-Technology-2010-033.pdf:1.02MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち解体工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により計算し、既存の評価式の「ふげん」への適用性を評価した。その結果、JPDR解体の実績データから得た既存の評価式による人工数の計算結果は実績データと大きく異なった。特に、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数の計算結果はそれぞれ実績データの1.8倍、及び3.3倍となった。また、第3給水加熱器と第4給水加熱器の重量がほぼ同じであるにもかかわらず、その撤去に掛かる人工数は約2倍の違いが見られた。これらの違いについて検討し、違いの主な要因は、(1)既存の評価モデルの作業構成(粗断・細断・収納)と第3・4給水加熱器の作業構成(粗断・仮置き)が異なっている、(2)切断回数が第3給水加熱器と第4給水加熱器で異なっている、にあることから、給水加熱器の作業構成を考慮した新たな評価式を作成し、再度、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数を評価した。計算結果は実績データとよく一致し、新たに作成した評価式の妥当性を確認した。

原子力施設廃止措置費用簡易評価コードの開発

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.271 - 278, 2010/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J09.041

原子力施設の特徴や構造,解体工法の類似性を考慮して、評価方法を分類し、8評価項目の廃止措置費用を算出できる原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOSTコード)を開発した。また、原子力機構における解体作業の実績データを分析し、解体作業に要する人工数の計算に使用する単位作業係数を評価した。例えば、一般機器の単位作業係数は、汚染のない設備・機器, /U系の汚染のある設備・機器,TRU系の汚染のある設備・機器の3種類に分類できることがわかった。さらに、重量依存型の人工数の算出に必要な設備・機器の重量と建屋・構造物の重量の評価方法について検討した結果、延床面積と建屋・構造物の重量,設備・機器と建屋・構造物の重量には、それぞれ比例関係にあることがわかった。作成したDECOSTコードを用いて原子力科学研究所の7施設の廃止措置費用を試算し、その検証のために人工数の試算結果を実績値と比較した結果、ほぼ同等の値が得られることがわかった。ここでは、DECOSTコードの概要と、原子力機構における解体作業の実績データの分析による単位作業係数の算出結果、重量換算係数の算出結果について報告する。

原子力施設の廃止措置に係る管理データの収集マニュアル

立花 光夫; 福島 正*; 石神 努

JAEA-Testing 2010-001, 43 Pages, 2010/07

JAEA-Testing-2010-001.pdf:1.49MB

原子力機構では、これまでの原子力施設の廃止措置における経験及び今後の原子力施設の廃止措置を通して得られる管理データや知見を有効に活用することを目的として、廃止措置計画の検討を支援する計算機システムとして廃止措置エンジニアリングシステム(DENESYS)の開発を進めている。DENESYSの開発においては、実際の原子力施設の廃止措置から得られる管理データを効率的に収集し、分析することが重要である。そこで、旧日本原子力研究所のJPDR廃止措置での管理データの収集項目及び収集方法を参考に、原子力機構における廃止措置計画の検討に必要となる管理データの収集項目を抽出し、その抽出した収集項目の効率的な収集方法について検討した。その結果、管理データの主な収集項目は、人工数,機器の重量等の作業管理データと内容物の重量,放射能等の廃棄物管理データとし、各拠点において、作業管理日報,廃棄物記録票,付随廃棄物記録票を用いて収集することとした。本報告では、原子力施設の廃止措置にかかわる管理データの収集項目及び収集方法,各種記録票を用いた管理データの収集マニュアルについてまとめたものである。

クリアランスレベル検認評価システムの開発,1; 評価対象核種選定プログラムの作成

立花 光夫; 石神 努

JAEA-Data/Code 2009-019, 52 Pages, 2010/02

JAEA-Data-Code-2009-019.pdf:10.09MB

原子力機構では、原子炉施設の廃止措置等に伴う多量の廃棄物に対するクリアランス作業が計画されている。このような廃棄物に対するクリアランス作業の軽減と効率化を図り、安全で確実な廃棄物のクリアランスを支援するクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を進めている。このうち、確認濃度規則等にクリアランスレベルが示された規制33核種の中からクリアランス対象物の汚染性状,汚染源に応じた相対重要度等を評価し、規制当局の基準に応じた評価対象核種の選定を支援する評価対象核種選定プログラムを作成した。また、作成した評価対象核種選定プログラムにより原子力機構で進めているクリアランス作業でのデータを用いて試計算を行った。その結果、評価対象核種の選定は、汚染性状ごとに評価を行う総合評価法で行うことが基本であるが、汚染性状ごとの正確な推定放射能濃度の評価が困難な場合、汚染源ごとに評価を行う個別評価法により安全に評価対象核種の選定が可能であることがわかった。ここでは、評価対象核種選定プログラムの概要及び本プログラムによる原子力機構でのクリアランス作業を対象とした試計算の結果を述べる。