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坂井 章浩
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 29(1), p.48 - 54, 2022/06
わが国では、原子力利用に伴って、様々な施設から放射性廃棄物が発生している。日本原子力研究開発機構は、原子力機構,大学,民間機関,医療機関等から発生する廃棄物(これらの廃棄物を総称して「研究施設等廃棄物」という)の埋設処分の実施主体として、ピット処分及びトレンチ処分の埋設事業の計画を進めている。本報告では、原子力機構が計画している埋設処分施設の概要を紹介するとともに、埋設対象となる主な研究施設等廃棄物の核種毎の放射能濃度の特徴及びその放射能濃度に対する埋設するための基準の検討状況について概説する。
浅井 志保; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 木原 伸二
JAERI-Tech 2003-071, 46 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-071.pdf:4.31MB
RI・研究所等廃棄物処分の放射能インベントリー調査において、実廃棄物を対象とした放射化学分析により、計算・記録により求めた核種組成比の検証を行うため、原子炉施設及び照射後試験施設から発生した廃棄物を対象として、RI・研究所等廃棄物の核種組成比にかかる特徴を考慮した分析スキームを検討した。本分析法は、分離工程を合理化するものであるが、
Ni及び
Uのような組成比の小さい核種を含む全ての核種について相対誤差が数
10%程度で定量値が得られ、かつ各分離系統における回収率がおおむね良好であった。これらの結果から、検討した分析スキームは、原子炉施設及び照射後試験施設から発生する廃棄物の放射化学分析法として簡便かつ妥当であることを確認した。
柳原 敏
日本原子力学会誌, 44(10), p.734 - 737, 2002/10
日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉(JPDR)の解体撤去では、作業に要した人工数,作業者被ばく線量,廃棄物発生量,適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い、また、それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め、原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システム(COSMARD)を開発した。本稿はCOSMARD開発経緯,その概要,将来の展開等を記述したものであり、廃止措置の技術開発,解体作業の分析,COSMARDの開発,今後の展開,環境問題の解決に向けて、などから構成される。
坂井 章浩
KURRI-KR-56, p.58 - 79, 2001/03
RI・研究所等廃棄物事業推進準備会の下、処分システム開発として、RI・研究所等廃棄物に含まれる放射性核種の種類と放射能量(放射能インベントリー)の調査並びに浅地中埋設方式のうちコンクリートピット型及び簡易型処分施設の概念設計を行った。放射能インベントリー調査では、原研東海研の発生放射物を対象として、コンクリートピット型及び簡易型処分における廃棄体量及び核種別放射能量の測定を行った。さらに、それらの結果から、処分の安全評価上重要核種の予備検討を行ったところ、17核種+
核種をその候補として得た。処分施設の概念設計では、複数の立地条件を設定して簡易型及びコンクリートピット型処分施設を設計し、安全性評価及び経済性評価を行うことにより、処分の概念設計に立地環境条件が及ぼす影響について検討した。その結果、想定したどの環境条件においても、処分施設の安全性が確保される見通しを得た
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08
動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.24 - 28, 1995/00
運転を終了した原子力発電所施設を将来、解体すると大量の放射性廃棄物の発生が予想される。原子炉解体廃棄物は、材質別にまとまって発生し、その大部分の廃棄物が放射能レベルが低く、放射能の減衰効果も期待できるという特徴を有するだけに、この特徴を生かした再利用・リサイクルが考えられる。本報では、放射性金属廃棄物の再利用技術及び諸外国の溶融処理の現状、コンクリート廃棄物の再利用技術並びに放射能レベルが比較的高い炉内構造物等の最小限化を図る処理・処分方策について紹介する。放射性廃棄物の最終処分量の最小限化と再利用・リサイクルについては、基本的に現在の技術とその改良により十分対応できる見込みである。今後は、その実現に向けての基準、全体システムの整備及び実証的な技術開発が必要である。
助川 武則; 畠山 睦夫
デコミッショニング技報, (8), p.66 - 77, 1993/06
原子炉の廃止措置計画を策定する上で施設に残存する放射能を評価することは極めて重要である。ここでは放射化による放射能に限定してJPDRを対象として行った計算と測定による評価について述べる。すなわちJPDR原子炉体系内の中性子束分布と代表的な構造物中の放射能分布についての計算方法とその結果を述べるとともに、構造物の放射能の測定方法と測定例を示し、放射能実測値に基づいて計算による評価結果の精度を検討したものを紹介した。
助川 武則; 笹本 宣雄; 藤木 和男
INDC(JPN)-164, 38 Pages, 1993/03
原子炉の廃止措置では施設に残存する放射能が重要であるが、その評価については各プロジェクトで方法、精度等に違いがみられる。そこで内蔵放射能評価に必要な核データ、評価コード等についての検討に役立てるため、IAEA核データセクションが開催する専門家会議においてJPDRにおける放射能の測定と計算コードによる解析に基づく評価結果を報告する。世界的にみても炉内構造物から生体遮蔽コンクリートまでの放射能を系統的に評価した例は少ないと思われるので核データ,評価コード等の検証に有効な詳しい情報(体系モデル、入力データ、放射能測定値等)を添付した。JPDRにおける解析結果と測定値の比較では、コアシュラウドと圧力容器において30%程度、生体遮蔽コンクリートではファクター3~4程度の差がでることを示した。
片桐 政樹; 畠山 睦夫; 佐藤 福司; 伊藤 博邦; 若山 直昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.735 - 744, 1992/08
放射能レベルの極めて高い原子炉圧力容器内の放射化構造物や圧力容器内壁等の比放射能を、極めて高い放射能による妨害を受けずに遠方から非破壊的に定量する測定法を開発し「望遠測定法」と名づけた。Japan Power Demonstration Reactor(JPDR)において本測定法の評価試験を行った。試料採取法によって求めた比放射能との比較の結果、圧力容器内壁及び炉心シュラウド部に対する本望遠測定法の測定精度は、10~15%であることを確認した。
島田 太郎
no journal, ,
原子力施設の廃止措置において、中性子による放射化及び二次的な汚染による残存放射能インベントリの評価が不可欠である。本報告ではJPDRにおける放射化放射能の解析と実測を組み合わせた評価及び二次的な汚染の測定による評価の経験について紹介する。放射化放射能に対する解析結果と実測値と比較から、炉内構造物では2倍程度の精度で評価できるが、生体遮蔽体コンクリートの外側部では1桁程度過大評価となった。放射化放射能は、計算によって十分良い精度で評価できるものの、複雑形状の構造物、生体遮へい体の深部等では測定データの活用が有効であった。また、配管内などの二次的な汚染については、サンプル採取による放射能測定と線量率分布の組み合わせにより放射能インベントリを精度よく評価できることなどを報告する。
