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鈴木 武; 中野 正弘; 大川 浩; 照沼 章弘; 岸本 克己; 矢野 政昭
JAERI-Tech 2005-018, 84 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-018.pdf:27.52MB
JRR-2は我が国最初の汎用研究炉として、昭和35年10月に初臨界を達成以来、原子力の研究・開発に利用されてきたが、原研の「長期事業計画」(平成8年1月)に基づき平成8年12月に原子炉を永久停止した。その後、平成9年5月に原子炉の解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体工事は、4段階に分けて実施することになっており、平成9年度から平成15年度までに、第1段階から第3段階までの工事をトラブルもなく終了した。第4段階においては、原子炉本体を一括撤去した後、残存する原子炉建屋等を有効利用する計画である。当初の計画では、第4段階は、平成16年度から開始し、平成19年度に終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、解体計画の見直しを行い、第4段階の工事に着手するまでの間、原子炉本体を安全に貯蔵することとした。本報告書は、第3段階後半について、解体工事の実施内容,放射性廃棄物発生量及び放射線業務従事者の被ばく等について報告するものであり、既刊の「JRR-2の解体,1」の続編である。
中野 正弘; 大川 浩; 鈴木 武; 岸本 克己; 照沼 章弘; 矢野 政昭
デコミッショニング技報, (30), p.11 - 24, 2004/09
JRR-2は熱出力10MW,重水減速・冷却,タンクタイプの研究炉として約36年間運転され1996年12月に永久停止された。その後、1997年原子炉解体届を科学技術庁に提出し、解体工事を開始した。JRR-2の解体は、4段階に分け行われ、第1段階,第2段階はトラブルもなくすでに終了しており、さらに第3段階の解体工事についても、計画どおり2004年2月に終了した。第1段階から第3段階までの解体工事における放射線業務従事者の被ばくは予測よりも充分少なく管理することができた。原子炉本体は第4段階において一括撤去工法により解体し、残存する原子炉建屋は、実験設備等他の施設に有効利用する計画である。当初の解体計画では、第4段階は2004年に開始し、2007年終了する予定であったが、第4段階で発生する放射性廃棄物を低減するため、計画の見直しを行い、解体届の変更届を提出して、第4段階開始までの間原子炉本体を安全に貯蔵することとした。
番場 正男
デコミッショニング技報, (22), p.6 - 19, 2000/08
JRR-2は、36年間にわたって運転され、平成8年12月に恒久停止した。その後、平成9年5月に解体届を提出し、同年8月より解体工事に着手した。解体は、4段階に分けて11年にわたり実施する計画であり、現在、第1,2段階を終了し、第3段階に着手したところである。原子炉本体は、第4段階で一括搬出工法で撤去し、原子炉建家は研究施設として有効利用する計画である。解体中の安全確保を図るため、さまざまな活動が実施されている。各工事ごとの詳細な工事方法、被ばく及び廃棄物量の評価が事前に実施されており、第1,2段階では、実際の被ばくを推定より大幅に低く抑えることができた。工事を安全になしとげるために、トリチウム除染の問題もまた重要なことで、第3,4段階の一次冷却系及び原子炉建家コンクリートに向け、さまざまな調査・試験を現在進めているところである。
海江田 圭右; 原 邦男; 有金 賢次
原子力年鑑'98/'99年版, P. 216, 1998/12
JRR-2は平成9年5月9日に解体届けを提出し、第1段階の解体工事を平成9年8月に着手し、平成10年3月に終了した。第1段階の解体工事では、原子炉の機能停止のため制御棒駆動装置を撤去し、燃料の再挿入ができないよう燃料孔に封印蓋を取付けた。また、重水及び熱遮蔽軽水を抜き取り、重水を保管した。発表では、以上の第1段階の解体工事の状況及び今后の計画について紹介する。
大島 博文; 林 直美; 柏原 文夫; 武藤 重男; 岡村 繁紀; 大澤 隆康; 渡辺 文隆
JNC TN8420 99-003, 46 Pages, 1998/11
平成9年8月に発生した「ウラン廃棄物屋外貯蔵ピット問題」を契機に、旧東海製錬所における製錬事業の終了に伴い残された旧鉱さいたい積場および原料鉱石の状況、各施設の解体後の状況を調査した。この結果、事業所構内の限定された場所に埋設している残材等があることが判明したため、調査結果とその後の調査計画をとりまとめ、平成9年9月18日に「旧東海製錬所に関連する残材等の調査について」を国、関係自治体等に報告するとともに、公表した。その後、この調査計画に従って実施した結果、鉱さいや鉱石等の残材の埋設場所を特定した。また、平成10年6月に発生した「プルトニウム燃料工場屋外器材ピット問題」における廃棄物(一般器材等)保管状況の改善措置に係る水平展開として、再処理施設から発生した非放射性器材や焼却灰の処置状況等の調査についても実施した。これらの結果から周辺環境への影響の観点からも問題のないことが確認できた。
谷本 健一
PNC TN9450 98-002, 52 Pages, 1998/01
核燃料施設のデコミッショニング技術は、測定・除染・解体・遠隔作業等の各要素技術とデーターベースを組合せ、解体工法、費用、工期。作業者の放射線被ばく線量、廃棄物発生予測等を評価しシステム化を図る必要がある。この評価に際しては、解体・撤去対象物の汚染形態等が多種多様であることから、個々のケース毎に最適な手順、方法、作業管理を幅広く検討する必要がある。特に核燃料施設のデコミッショニングに際しての特微は、施設が核燃物質であるプルトニウム等の超ウラン各種、あるいは90SR及び137CS等の核分裂生成物を取扱っていることである。従って、1除染・解体作業時のより厳重な内部被ばく対策、2放射能の包蔵性管理、3二次廃棄物の低減化対策を講ずる必要があるために、除染・解体手法は広い適用性が要求される。また汚染各種の多くは長半減期であることから、1減衰効果によるデコミッショニング作業時の被ばく低減が望めない、2核種の包蔵性維持のために、施設閉鎖後も運転時と同様な管理体制が要求される。3ブローボックス、搭槽類等の機器設備やオフガス設備等の耐用年数は、例えば100年以上は有していないこと等の理由から、基本的には施設・設備の特徴を考慮して、効果的にデコミッショニングに係わる技術開発体験を図る-1に示す。各々の要素技術は、試験を通してその機能・性能を確認するとともに、重要な技術について
1996年外部発表資料集)谷本 健一
PNC TN9450 97-002, 504 Pages, 1996/12
動燃大洗工学センターでは,1983年(昭和58年)に個体廃棄物前処理施設(WDF)の運転を開始してから,WDFにおける除染解体技術に関する多くの研究開発を行ってきた。1988年(昭和63年)からは,これらの技術を放射性廃棄物の処理や将来の核燃料サイクル施設等の解体に反映する事を目的に,大洗工学センター環境技術課が中核となって核燃料サイクル施設のデコミッショニング技術に必要な要素技術として(1)測定,(2)除染,(3)解体,(4)遠隔操作,(5)デコミッショニング評価システム等の研究開発を継続して実施している。これらの成果は,まとまった時点で公開資料や学会等で外部に紹介し関係者の評価を受けてきた。本資料集は,環境技術課関係者が1983年から1996年の間に外部発表した資料を集大成したものである。学会等への口頭発表資料は,出来る限りOHPと口頭発表原稿(既存物のみ)を添付し内容を補強した。
小川 竜一郎; 森下 喜嗣; 根本 正信
PNC TN9420 97-001, 82 Pages, 1996/10
核燃料サイクル施設等のデコミッショニング・廃棄物処理に用いる測定技術の開発並びに測定技術のデータベースの整備に資することを目的に,国内外の40件の測定技術に関する文献や製品パンフレット等について調査した。
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,中性子線の測定技術について,測定名称,適用放射線,測定方法,測定原理,測定条件等の制限,検出限界,適用実績,既存製品の有無,開発状況等を調査票にまとめた。また,放射性廃棄物の放射線測定を目的に開発された装置や新しい測定手法を用いた気泡検出器,LRAD法,カメラ等についても調査を行った。
三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*
PNC TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03
本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。
藤川 正剛; 北村 敏勝; 伊東 国晴*; 藪内 武*; 河合 正人*; 有岡 輝夫*
Techno Marine, 0(797), p.853 - 857, 1995/11
原子力船「むつ」の解役に係わる工事(以下、解体工事という。)は、全工程を3段階に分け、第1段階は原子炉から燃料体の取り出し等を、第2段階は原子炉補機室等の機器類撤去をそれぞれ実施した。第3段階では原子炉室の一括撤去・移送を行い、「むつ」船体に係わる解体工事を終了し、移送された原子炉室を一般に公開展示するための改造を残すだけとなった。本稿では船舶海洋工事が主体となる第3段階の工事について、その作業内容及び作業を行うにあたって事前に実施した安全確保のための諸検討について紹介する。
河村 和広; 虎田 真一郎; 安藤 康正
PNC TN8600 93-003, 269 Pages, 1993/02
第11回KfK/PNC高レベル廃棄物管理会議をドイツ、カールスルーエ原子力センター及びベルギー、PAMELAガラス固化施設で開催した。本会議は、PNCとKfKとの協力協定に基づいて、毎年日本とドイツで交互に開催されているものである。昨年KfKで開催予定の会議は、双方の日程調整がつかず開催できなかったため、第11回の今回は、一昨年以降の双方の進捗状況について情報を交換した。PNC側からは、TVFの紹介、大型メルタの確証試験結果、ガラス固化体特性について発表し、KfK側からは、WAK再処理施設廃液固化試験結果、中国向けメルタの製作、米国ハンフォード1/10スケールメルタ試験状況について発表があった。さらに、メルタ運転、設計、白金族元素挙動、ガラス品質について詳細な議論を行った。またWAK廃液の固化試験のために運転されている高炉底勾配メルタ(K-6′)及び同じ建屋内に設置されたハンフォードメルタ、INE施設内で製作中の中国向けメルタ(K-W3)を見学した。KfKでは、これまで蓄積した技術を基に、国際的な研究開発ビジネスを展開するという方法でメルタ技術開発力を維持・強化している。今後の技術情報の入手は、KfKと第3者との契約のために制約されることが考えられる。契約先である中国、米国の技術者は、KfKの試験に参加しており、PNCからも協定に基づく技術者の受入れ、試験への参加は可能とのことである。PAMELAガラス固化施設は、1991年10月にユーロケミー再処理工場廃液のガラス固化処理を終了し、現在メルタの解体作業を行っている。今回の訪問では、メルタ解体現場の見学と技術打合せを行い、解体技術及び固化体品質に関する情報を収集した。本会議では、メルタ技術等を中心に、今後のTVF運転及び大型メルタ設計を進める上で有益な情報を得ることができた。
本間 建三; 雨谷 富男; 渡邊 浩之; 中崎 長三郎
UTNL-R-0292, p.1 - 9, 1993/00
JMTRに設置されている高温高圧水ループ照射設備「OWL-2」は、初期の目的を達成したため撤去することとした。OWL-2の炉内管は、原子炉容器の上蓋と下蓋を上下に貫通した構造である。そのため、炉内管の撤去は、原子炉容器内の一次冷却水の漏出を防止しつつ、炉内管の引抜きと、原子炉容器復旧のためのループ貫通部プラグ取付けを行わなければならない。本作業は、原子炉の炉心部を裸にする事故につながる恐れがあり、失敗の許されない困難な作業である。そのため、実機撤去に先立ち、モックアップ試験の実施を計画し、試験において構造設計、作業手順等の妥当性を確認した。本報告は、モックアップ試験の成果、実機炉内管の撤去及び、原子炉容器ループ貫通部の処置に関する、手順、方法等について紹介する。
榎戸 裕二
PNC TN9080 92-002, 31 Pages, 1992/02
大洗工学センターの今後の業務展開において発生する放射性廃棄物の中には、従来の大洗工学センターの廃棄物の概念に無かったデコミなどによって生ずる、高レベル、大型かつ多量の廃棄物が発生する。一方、従来からセンターでは処理できない廃棄物が現在多量に各施設に蓄積、保管され未処理の状態であり、今後増加の一途をたどる。これらの廃棄物は、形状、放射性、発生量共にセンターの現行の管理機能では対処できないものであると同時に、現行でも貯蔵満杯が近い将来予想される中廃の処理・貯蔵計画にも大きなインパクトを与える。更にその時期が平成810年であり、速やかに以下の対応を図る必要がある。
飛田 祐夫; 中野 朋之; 勾坂 徳二郎*; 大木 雅也*; 浅見 誠*; 谷本 健一; 榎戸 裕二
PNC TN9080 92-001, 107 Pages, 1992/01
大洗工学センターのホット施設は、今後の各施設の新たな業務展開に向けての技術開発や運転計画に基づき、使用済または老朽化した設備機器の解体撤去あるいは施設の更新に伴うデコミッショニングを行う必要がある。この際に発生する放射性廃棄物は、各施設の発生予測データに基づくと、年々増大すると共に固体廃棄物前処理施設(WDF)の受け入れ処理が困難な超大型形状で、汚染形態、線量当量率が極めて高い放射性廃棄物等の発生が予測される。また、更に使用済みとなり施設内に保管されている放射性廃棄物もある。このために、固体廃棄物処前処理施設(WDF)の受け入れ条件を超える超大型機器等を対象に、効果的かつ合理的に処理を行う超大型機器の解体・減容技術および未処理廃棄物の処理技術の先進的な開発等、デコミッショニング技術の研究開発を含めた大型機器解体施設計画の概要について取りまとめた。今後は、本資料を基に施設計画および解体・減容・処理技術等の研究開発計画を具体化していく必要がある。
嘉代 甲子男
PNC TN8440 91-002, 14 Pages, 1991/09
動燃事業団,東海事業所におけるプルトニウム取扱い施設での解体撤去に関する経緯を述べると共に,これまで実施したグローブボックス解体撤去技術をまとめた。また,グローブボックス解体撤去の問題点に対する技術開発の動向について記述した。
宮尾 英彦; 池田 諭志
PNC TN9510 91-001, 29 Pages, 1991/01
本資料は、米国原子力学会遠隔技術部会発行の"DESIGN GUIDES FOR RADIOACTIVE MATERIAHANDLING FACILITIES & EQUIPMENT"の内、デコミッショニングに関連する部分を抜粋し、英文和訳したものである。本資料は、放射性物質取扱施設の除染とデコミッショニングをしやすくするための一般的な勧告である。また、デコミッショニング、廃棄物管理および輸送に関する現行の連邦規制を本指針中に示してある。本資料は、今後我が国においてデコミッショニングおよび廃棄物管理方策を策定する上での貴重な資料であると考え、ここに翻訳を試みた次第である。
清宮 弘; 山田 一夫; 黒羽 光彦; 斉藤 誠美; 富川 裕文; 斉藤 徹*; 萩谷 慎一*
PNC TN8410 90-082, 90 Pages, 1990/09
東海事業所の高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高レベル放射性廃液ガラス固化試験に使用してきたガラス溶融炉の解体をホットセル内で遠隔操作により行なった。ガラス溶融炉は、金属性のケーシング及び電鋳レンガ等から構成されている。ケーシング部はプラズマ切断法により、レンガ部はブレーカなど遠隔操作型に改良した治具類を用い解体した。解体は、特に大きな問題もなくプラズマ切断機、解体治工具類のホットセル内での使用についての知見を得るとともに、解体条件等を把握できた。今回の経験は、プラズマ切断機等によるセル内でのガラス溶融炉の解体技術の確立に大いに役立つものと考えられる。
