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論文

熱的切断工法による気中及び水中切断時の粉じん挙動調査

副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 都築 聡*; 安永 和史*; 久米 恭*

平成29年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,20, P. 80, 2018/11

「ふげん」で利用されている原子炉構造材(SUS304)や二重管(Zr-2.5%Nb, Zry-2)の模擬材を対象とし、プラズマアーク切断工法及びレーザ切断工法を用いて、気中切断や水中切断を行った際に発生する粉じんの挙動を調査した。

論文

レーザ及びプラズマ切断時における粉じん挙動・比較調査

副島 吾郎; 岩井 紘基; 門脇 春彦; 中村 保之; 都築 聡*; 安永 和史*; 中田 吉則*; 久米 恭*

平成28年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,19, P. 9, 2017/10

熱的切断工法(プラズマ切断及びレーザ切断)を用いて、気中切断や水中切断を行った際に発生する粉じんの気中等への移行量、移行率及び性状等のデータを取得し、切断工法の違いや切断速度や出力等の切断条件を変化させた際の影響を調査した。

論文

Technology development on reactor dismantling and investigation of contamination in FUGEN

副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 林 宏一; 門脇 春彦; 水井 宏之; 佐野 一哉

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

「ふげん」では、解体撤去や汚染の除去作業に係る廃止措置を安全かつ合理的に遂行することとしており、また、廃止措置に必要な技術開発を進めてきている。(1)原子炉本体解体に向けた技術開発:「ふげん」では、原子炉本体の特徴等に鑑み、原子炉本体解体には切断速度が速く二次廃棄物の発生量が少ない特徴を有するレーザ切断工法を適用する計画としている。レーザは原子炉施設解体への適用実績がないため、レーザヘッド,発振器,ロボット等から構成されるレーザ切断システムを構築し、解体物を対象とした切断実証を行った。(2)汚染状況調査に係る技術調:「ふげん」では、従前より施設の残存放射能量を的確に把握するため施設の汚染状況調査を行ってきている。今般、既存の実機材から試料を採取し核種分析により放射能濃度を評価する調査手法に加え、非破壊環境下で簡易的に「ふげん」の主要な二次汚染の主要核種である$$^{60}$$Coを指標とした汚染状況を把握する調査手法の開発に着手した。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したAWJ切断技術による適用性試験

中村 保之; 岩井 紘基; 手塚 将志; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-055, 89 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-055.pdf:17.54MB

東京電力福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、燃料デブリ等の取出しに向けて、熱影響が少なくスタンドオフを長く取れるアブレイシブウォータージェット(以下「AWJ」)切断技術について、2012年度から3カ年で切断試験を実施し技術開発を進めてきており、燃料デブリ等の取出しに有効な工法であることを確認した。初年度の成果は、既報告書"JAEA-Technology 2013-041 アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発"で報告済みであるが、本報告書は、これを含む3ヵ年の集大成として取り纏めたものである。AWJ切断技術は、切断時に使用するアブレイシブが二次廃棄物として発生するものの、圧力容器下部等に堆積した厚み等の不明な燃料デブリや炉内構造物の取出しが可能であることを切断試験により確認し、実機に適用できる見通しを得た。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したプラズマ切断技術による適用性試験

手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-047, 114 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-047.pdf:46.17MB

東京電力福島第一原子力発電所は、炉心溶融に伴い炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このため「ふげん」では溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、2012年度から3カ年で、プラズマアーク切断技術を用いた切断試験を進めてきており、炉内構造物等の取出しに有効な工法であることを確認した。具体的には、原子炉構造材を模擬した試験体を用いた要素試験を実施し、対象物に応じて切断条件の最適化を図ることにより、溶断ドロス発生の抑制が可能であることを確認した。また、格納容器下部等に堆積していると想定される厚みが不明な燃料デブリに対し、対象を事前に加熱することで切断能力の向上を図る手法を構築した。さらに、プラズマアークで切断不可能なセラミック等の非導電材も切断可能なプラズマジェットと組み合わせた連携切断手法により、燃料デブリと溶融金属の混合材(模擬試験体)でも切断が可能であることを確認した。これらの成果から、プラズマ切断技術は、種々の条件に応じた最適な切断条件を設定することにより、燃料デブリ及び炉内溶融金属の取出し作業へ適用できる見通しを得た。

報告書

「ふげん」原子炉本体解体基本手順の策定

岩井 紘基; 中村 保之; 水井 宏之; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-046, 110 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-046.pdf:85.22MB

「ふげん」は、熱出力557MWt、電気出力165MWeの重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉である。「ふげん」原子炉本体は、圧力管, カランドリア管, 炉心タンク等から構成される炉心領域と鉄水遮へい体から構成される遮へい領域の2つに分けられる。原子炉本体のうち炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高く、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材の遮へい体からなる積層構造となっている。特に炉心領域の解体は、構造材の放射化及びジルコニウム合金を使用していることに留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを踏まえ、解体時の雰囲気線量を考慮した水位の設定や解体物の物流等を考慮した原子炉上部からの逐次解体を基本とし、炉心領域においては全炉心を上部から順に撤去する手順に加えて、解体で発生する廃棄体の放射能濃度の平坦化を目的とした手順について検討した。これらの解体手順の成立性を検証したところ、炉心領域の構造材位置による放射化量のバラつきや「ふげん」特有材料に由来する放射性核種の平坦化が図れ、物流等が成立することから、炉心を径方向及び軸方向に分割した手順が最も合理的であることが確認でき、これを「ふげん」の原子炉本体解体に係る手順として策定した。

報告書

「ふげん」原子炉解体切断工法の選定

中村 保之; 岩井 紘基; 水井 宏之; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-045, 137 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-045.pdf:27.77MB

「ふげん」原子炉本体のうち圧力管、カランドリア管、炉心タンク等から構成される炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高いこと、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材からなる積層構造となっている。また、これらは、炭素鋼, ステンレス鋼, ジルコニウム合金, アルミニウム, コンクリート等の多種材料から構成されている。特に炉心領域の解体は、構造材が放射化していることや酸化しやすいジルコニウム合金を使用していることにも留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを考慮し、コストに大きく影響を与える解体工期の短縮及び二次廃棄物発生量の低減、水中での適用性に加え、「ふげん」の炉心領域に特徴的な狭隘部にも適用可能な切断工法の選定を行った。

論文

The Study on application of laser technology for the reactor core dismantling

岩井 紘基; 中村 保之; 水井 宏之; 佐野 一哉; 森下 喜嗣

Proceedings of 7th International Congress on Laser Advanced Materials Processing (LAMP 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/08

「ふげん」原子炉領域は、約25年間の運転により構造材が放射化され、放射能レベルが比較的高い。また、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、原子炉上下部及び側部は厚板部材(最大板厚150mm)からなる積層構造となっている。さらに、この原子炉領域の構造材は、炭素鋼,ステンレス鋼,ジルコニウム合金,アルミニウム,コンクリート等、多種材料から構成される特徴を有する。この原子炉領域の解体は、構造材が放射化していることや酸化しやすいジルコニウム合金を使用していることにも留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。原子炉領域の解体工期短縮及び二次廃棄物発生量の低減が可能な切断工法を選定するために、国内外の廃止措置で適用実績のある切断工法を調査するとともに、切断試験によりデータ取得を行い、レーザ切断工法を機関工法として選定した。本発表では、「ふげん」の廃止措置状況及びレーザ技術開発状況について紹介する。

論文

「ふげん」廃止措置の現状

北村 高一; 忽那 秀樹; 松嶌 聡; 香田 有哉; 岩井 紘基

デコミッショニング技報, (51), p.2 - 10, 2015/04

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、平成20年2月に新型転換炉原型炉施設(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉)の廃止措置計画の認可を受け、それ以来、廃止措置作業に精力的に取り組んできている。放射能レベルが比較的低い施設の解体として、タービン設備の解体撤去工事を進め、様々なデータを蓄積してきている他、重水抜き出し及びトリチウム除去並びに重水の搬出等を安全かつ合理的に実施してきている。また、クリアランス制度の運用準備や原子炉本体の解体工法等の研究開発も同時に進めている。廃止措置を実施しながら、地元産業界や地元大学との共同研究等の連携に努めている他、国内外の関係機関とも情報交換を継続的に実施している。

報告書

第29回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 岩井 紘基; 門脇 春彦

JAEA-Review 2014-023, 30 Pages, 2014/08

JAEA-Review-2014-023.pdf:100.36MB

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成26年3月13日に開催した第29回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"炉心構造材からの試料採取技術開発状況"及び"トリチウム除去における常温真空乾燥の効率化検討"について、資料集としてまとめたものである。

論文

The Development of thermal and mechanical cutting technology for the dismantlement of the internal core of Fukushima Daiichi NPS

手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉; 福井 康太

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1054 - 1058, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所における燃料デブリや炉内溶融金属等の撤去にあたっては、対象物の性状や作業環境等の条件を考慮して取出し技術の選定及び技術開発を行う必要がある。一方、原子力機構では、試験研究の使命を終えた原子炉施設等の廃止措置を進めており、施設の解体に係る様々な技術や知見を有している。切断技術としては、「ふげん」の原子炉解体に向けてプラズマアーク,レーザー、及びアブレイシブウォータージェット(AWJ)、並びに核燃料物質取扱施設の解体に向けてプラズマジェットの各切断技術に係る切断試験や技術開発を実施してきた。このため、原子力機構では、これらの知見を有する切断技術を活用して、切断試験により切断データの取得及び評価を行い、福島第一原子力発電所の炉内溶融金属等の取出しに向けた切断条件及び工法毎の適用範囲等について取りまとめて技術提案していく計画である。本報告では、熱的切断技術のプラズマアーク及び機械的切断技術のAWJを用いた基礎的な切断試験の結果、並びにプラズマジェットを含めた今後の試験計画について報告する。

報告書

アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発

岩井 紘基; 中村 保之; 手塚 将志; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2013-041, 57 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-041.pdf:7.01MB

福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、水中で厚板切断が可能なアブレイシブウォータージェット(以下、「AWJ」という)切断技術について、装置の切断能力を把握するために、切断試験によりポンプ吐出圧力やスタンドオフ等の切断条件が切断能力に及ぼす影響を確認した。切断試験では、AWJ切断装置を用いてポンプ吐出圧力、切断速度、試験体形状、試験体材質、スタンドオフ、切断雰囲気(気中及び水中)等の試験条件をパラメータとした。また、試験体は、1Fの炉内構造物に主に使用されているSUS304及び、比較のために汎用炭素鋼であるS45Cの2種類の一般鋼材を用いるとともに、試験体形状は、連続的に切断深さのデータが取得できる矢型形状及び一般的な平板形状を用いて、切断性能を確認した。今後は実機適用を考慮し、1Fの燃料被覆管と主な炉内構造物との炉内溶融金属を模擬した試験体等を用いて切断データを取得し、切断性能の確認、評価を行う計画である。

報告書

プラズマアーク切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発

中村 保之; 手塚 将志; 岩井 紘基; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2013-040, 80 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-040.pdf:4.29MB

福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、水中切断が可能なプラズマアーク切断技術(以下、「プラズマ切断」という)について、装置の切断能力を把握するために、切断試験により切断雰囲気(気中、水中)やスタンドオフ等の切断条件が切断能力に及ぼす影響を確認した。切断試験では、最大出力電流600Aのプラズマ電源を用いてプラズマ出力、プラズマガス及びシールドガスの各流量、スタンドオフ等の試験条件をパラメータとした。また、試験体材質は、1Fの炉内構造物に主に使用されているSUS304及び比較のために汎用炭素鋼であるS45Cの2種類の一般鋼材を用いるとともに、試験体形状は、連続的に切断深さのデータが取得できる矢型形状を用いて、各条件の下で切断性能を確認した。今後は、実機適用を考慮し、1Fの燃料被覆管と主な炉内構造物との炉内溶融金属を模擬した試験体等を用いて切断データを取得し、切断性能の確認、評価を行う計画である。

報告書

第28回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 岩井 紘基; 水井 宏之; 門脇 春彦; 中村 保之

JAEA-Review 2013-049, 49 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-049.pdf:5.59MB

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成25年9月24日に開催した第28回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"レーザ切断工法の実機適用に向けた切断試験状況及び今後の計画"、"基礎架台コンクリート等への放射性物質等の浸透性に係る検討"、"トリチウム除去における常温真空乾燥及び重水残留量の推測法の実機適用"及び福島第一原子力発電所の廃止措置技術に係る「ふげん」の取組み状況として報告した"福島第一原子力発電所の炉内解体を想定した熱的及び機械的切断技術による適用性試験"について、資料集としてまとめたものである。

論文

「ふげん」原子炉本体解体に向けたAWJ切断技術の適用性試験

中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉; 森下 喜嗣; 丸山 信一郎*; 手塚 慎一*; 大鐘 大介*; 高島 雄次*

デコミッショニング技報, (38), p.43 - 52, 2008/11

新型転換炉「ふげん」(原子炉廃止措置研究開発センター)の原子炉本体は、圧力管型を特徴としている。原子炉本体解体の検討にあたり、圧力管とカランドリア管からなる二重管構造部の同時解体技術として、アブレイシブウォータージェット(AWJ)切断技術を候補にあげ、その適用性を試験によって確認した。試験では、AWJの課題となる二次廃棄物量の低減と水中における切断監視技術の確立を目的として、最適な研掃材供給量,切断への研掃材再利用の可能性、並びに音及び振動による切断監視技術の適用の可能性を確認した。

口頭

「ふげん」原子炉本体解体技術の検討評価; アブレイシブウォータージェットによる2重管模擬材切断試験,4

岩井 紘基; 中村 保之; 佐野 一哉; 丸山 信一郎*; 大鐘 大介*; 高島 雄次*

no journal, , 

特願 2008-030675   公報

「ふげん」の原子炉(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型)は、放射化している224本の圧力管・カランドリア管等から構成され、2重管構造を有しており、水中での遠隔解体を予定している。解体工法としては、部材に対する熱影響が少なく、狭隘な空間での切断や遠隔解体に対応でき、かつ比較的長いスタンドオフを確保できるAWJ切断工法が候補の1つである。AWJによる炉内構造物の水中切断時には、切断粉等で濁水し、水中カメラでの切断の監視ができない可能性がある。このため、目視以外の切断を監視する手法として、水中切断時の母材振動による周波数特性の変化に着目し、切断可否の判別への適用性を検討する切断試験を実施した結果、実機での種々の材料,形状の構造物において切断可否の判別ができる見通しを得た。

口頭

解体技術の適用事例; 「ふげん」における解体技術

岩井 紘基

no journal, , 

「ふげん」廃止措置における解体技術の紹介として、タービン設備の一部である第3, 4給水加熱器等の解体撤去作業に用いられた切断工法及び現在候補として挙げられている原子炉本体解体における切断工法の例を紹介する。

口頭

Current activities of FUGEN decommissioning

岩井 紘基

no journal, , 

「ふげん」は電気出力165MWの重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉であり、25年間の運転の後、2003年3月に運転を終了し、廃止措置計画が昨年2月に認可されたことを受けて廃止措置段階に移行した。本発表では、廃止措置の期間を使用済燃料搬出期間,原子炉周辺設備解体撤去期間,原子炉本体解体撤去期間,建屋解体期間の4つの期間に区別して進め、2028年度までにすべての作業を完了する計画としている「ふげん」の廃止措置計画について紹介する。また、現在、使用済燃料搬出期間の作業の一部として進めている、タービン建屋での主蒸気系や給水系等の解体撤去作業、及び重水系設備の解体を容易にするために重水系に残留しているトリチウムを通気や真空引きにより行っている乾燥除去作業、並びに原子炉解体工法の検討の一環として行った炉内線量測定について紹介する。

口頭

「ふげん」原子炉内部の線量測定・評価

岩井 紘基; 中村 保之; 石塚 信男; 石倉 康治; 佐野 一哉

no journal, , 

「ふげん」の原子炉領域の解体にあたっては、切断時の解体撤去物や放射性粉じん等の粒子状放射性物質による被ばく低減,材質にジルコニウム合金を使用していることから発火防止対策,水遮へいによる炉上部の線量低減等を考慮し、原子炉上部に設置した遠隔解体装置により水中で解体を行えるよう、炉心とその上部をプール構造とする計画である。この解体用プールの設計においては、炉上部における炉心部からの放射線を適切に低減すべく、原子炉内部構造材の放射化量を精度よく見積もり、各構造材からの放射線の寄与を考慮してプールの水深を設定する必要がある。原子炉内部構造材の放射化量は、これまで計算コードにより予測されていることから、予測精度の評価及び計算精度向上に資するため、原子炉内部の線量を実測した。測定の結果、炉心径方向に関しては外周部において、また鉛直方向に関しては炉心下部において線量率が高くなる結果が得られた。これらの結果は、計算コードによって評価した放射化量から予測した線量率分布と傾向が一致しており、従来の評価手法が炉内構造物の放射化量を約1.2$$sim$$2.3のC/E(計算値と実測値の比)で安全側に予測できていることを確認した。

口頭

「ふげん」原子炉解体技術の検討状況; 熱的及び機械的切断工法による比較評価

中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉; 森下 喜嗣

no journal, , 

新型転換炉原型炉施設「ふげん」(原子炉廃止措置研究開発センター)の原子炉本体を安全かつ合理的に解体するために、切断速度が速く、二次廃棄物量の少ない切断工法を選定する必要がある。このため、有力と考えられる熱的及び機械的切断工法に絞り込み、各工法について切断試験を実施し切断性能データを取得した。

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