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三森 武男; 根本 浩一; 打越 忠昭; 宮島 和俊; 伊東 章*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.229 - 235, 1995/00
現在、日本においては、核燃料施設の構成機器等の撤去・更新は行われているものの、施設全体の解体については実施されていない。しかしながら、近い将来、核燃料施設の解体は必須の課題であり、これらの技術開発を早急に実施する必要があるため、解体実地試験を実施しているJPDRに引き続くプロジェクトとして、1990年より再処理特研を利用して核燃料施設の解体技術開発を行うこととしている。再処理特研のデコミッショニングにあたっては、まず、保管管理されている廃液の処理を行うとともに、核燃料施設の特徴を考慮した解体技術開発を行ったのち、施設全体の解体を実施する計画である。本報告では、上記再処理特研の解体計画の概要について報告するものである。
冨樫 喜博; 佐伯 浩治*; 江連 秀夫*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.29 - 39, 1995/00
放射性廃棄物の処理処分と原子力施設の廃止措置を適切に成し遂げるための方策から成りたつバックエンド対策は、整合性のある原子力発電体系という観点から残されたもっとも重要な仕事として位置づけられている。原子力施設の廃止措置の基本政策は既に確立しており、将来の商業用原子力発電所の実際の廃止措置に必要な技術を高度化する目的で研究開発が実施されている。この技術開発は廃止措置技術全体をカバーし、開発した技術を実証するために原子力施設の実際の解体に適用される。本発表では、廃止措置に関する国の政策、規制及び研究開発プログラムを概説する。
鎌田 博文*; 三森 武男; 杉本 賢司*; Sivakumaran, W.*; 立岩 正明*; 伊東 章*
Nuclear Decom '95 (Poster Session), 1 Pages, 1995/00
再処理特別研究棟におけるプルトニウム取扱いセル内等のコンクリート表層は、原子炉生体遮蔽壁のように深層まで放射化されている状況とは異なり、
核種を含む放射性物質がコンクリート表層10mm程度にとどまっていることが判明している。この汚染されたコンクリートの除染、すなわち、表層はく離にレーザを適用すべく、平成6年度から技術開発に着手した。レーザ除染法とは、エネルギー密度の高いレーザ光をコンクリート面に連続して走査照射し、以下の原理で汚染層をはく離するものである。(1)表層が瞬時に高温加熱され、コンクリート成分中のシリカ、アルミナ等が溶融・ガラス化する。(2)高い出力のレーザを連続照射することにより表層内水分が瞬時に高温膨張して爆裂破砕する。
三森 武男; 熊谷 典夫*
Nuclear Decom '95 (Poster Session), 2 Pages, 1995/00
再処理特別研究棟のデコミッショニングに用いる「大型槽類遠隔解体装置」の技術開発を平成5年度から進めている。本装置で解体する大型槽の内面は、再処理廃液により汚染されており、槽及び槽に接続されている多数の配管、ポンプ等の付属機器が狭隘なセル内に混在している。本技術開発は、大型槽内部の除染作業、槽及び接続配管、その他付属機器の解体作業及び解体片の回収とセル外搬出作業の一連の解体作業が全て遠隔操作にて行えるようにするものである。作業員の手作業による直接解体作業では、汚染に対する被ばく管理が重要な問題となり、その対策は放射線防護服の重装備化につながる。本装置の使用により、被ばく量の軽減化と狭隘部における大型機器の遠隔解体を可能とする技術開発の現状について報告する。