Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
今野 将太郎; 福田 誠司; 吉澤 俊司; 羽様 平; 遠藤 浩太郎; 橋本 周
JNC TN9410 2002-015, 59 Pages, 2002/10
重水臨界実験装置(DCA)は、1969年に初臨界を達成した最大熱出力1kWの臨界実験装置であり、2001年9月26日に運転を停止した。その後、解体届を文部科学省に提出して廃止措置に移行した。 解体届作成に必要となる残存放射性物質の評価および放射性廃棄物量の推定を行うために、炉室内の中性子束計算値や汚染放射性物質量などに関する評価を実施した。評価結果を以下に示す。 (1)高速、熱外、熱中性子束は、ほとんどの箇所で計算値が測定値を上回っている。よって、計算値により算出される放射化放射性物質濃度は実際のものよりも大きく見積もっている。 (2)トリチウムを除く汚染放射性物質量は合計で3.0
10の7乗Bq、トリチウム汚染放射性物質量はコンクリーで最大約4.110の1乗Bq/g、アルミニウム配管内表面で約7.610の-2乗Bq/gであると推定した。 (3)放射性廃棄物における解体付随廃棄物(固体廃棄物)は約30t、液体廃棄物は試験体減速材が1.4立方メートル、解体付随廃液が300立方メートル発生すると推定した。 (4)トリチウム放出量(気体廃棄物)は重水系設備、計測制御系統施設および原子炉解体撤去工事でそれぞれ約7.2510の8乗Bqと推定した。
吉澤 俊司; 今野 将太郎
JNC TN9410 2001-026, 106 Pages, 2002/01
JNC-TN9410-2001-026.pdf:4.53MB
旧「常陽」廃棄物処理建家のデコミッショニング計画の一つとして、放射性物質で汚染された廃液タンク解体手法を検討している。本報では、ウォータージェットによる廃液タンク解体システム概念案を検討した。以下に結果を示す。1)ウォータージェット解体システムは、解体作業エリア、ウォータージェット解体装置、廃液タンク移動装置及び放射性廃棄物搬出装置より構成される。2)解体作業エリアは蒸発缶室が適当である。3)放射性二次廃棄物低減のため、ウォータージェット解体装置には吐出圧400MPaの高圧水ユニットを選定する。4)廃液タンク移動装置は、クロスコンタミネーション防止のため、廃液タンク室用台車と蒸発缶室搬入時に廃液タンクに取り付けるキャスターから成る。5)放射性廃棄物搬出装置は、揚重装置、廃棄物搬出容器、グリーンハウス及び搬出用台車から成る。6)固体廃棄物約2.5t、 及び液体廃棄物約3.3m3が放射性二次廃棄物となる。7)作業効率の向上及び放射性二次廃棄物低減の観点から、廃液タンクは粗断して、1m3容器に収納する方法が適している。 8)廃液タンク解体に当り、予想される被ばく量は約8man・mSvである。 9)計画的に切断した場合、廃棄物搬出容器への充填率は約40%となる。 10)ウォータージェット解体システム導入には、設備機器を含めた放射性二次廃棄物量及び設備機器導入費用の低減並びに費用対効果の向上が必要である。
吉澤 俊司; 今野 将太郎; 谷本 健一; 近藤 等士; 羽様 平; 遠藤 浩太郎
JNC TN9410 2001-027, 136 Pages, 2001/12
重水臨界実験装置(DCA)は、最大出力 1KWの臨界実験装置であり、 1969年の初臨界以来、新型転換炉開発や核燃料施設の臨界安全管理技術に資する未臨界度測定技術開発に使用されてきた。DCAは2001年9月26日に運転を停止し、その後、解体届を提出して、廃止措置に移行する計画である。解体届の残存放射性物質及び放射性廃棄物の推定等に係る文書の作成に資する目的で、管理区域内全体の物量、放射化インベントリ及び放射化放射性廃棄物量の評価を実施した。評価結果を以下に示す。 1)管理区域の総廃棄物量は9,464トンである。コンクリート廃棄物は9,162トンで、総廃棄物の97%である。2)本格解体の開始が予定されている2008年頃の放射化インベントリは、 金属等1.3910の8乗Bq、生体遮蔽4.9010の9乗Bqとなる。 3)現在、制度化が審議されているクリアランスレベルの考え方に従い、解体廃棄物を区分した。この結果、2008年度頃の低レベル放射性廃棄物は36トンである。クリアランスレベル以下または非放射性廃棄物は9,428トンで総廃棄物の99%以上である。また、この内コンクリート7,005トンは非放射性廃棄物となる。
高屋 茂; 永江 勇二; 青砥 紀身; 山県 一郎; 市川 正一; 今野 将太郎; 小川 竜一郎; 若井 栄一
no journal, ,
照射損傷パラメータの弾き出し損傷及びHe量の非破壊評価手法の検討のため、SUS304及び316FRについて中性子照射材の磁束密度がフラックスゲート(FG)センサを用いて測定された。試験片は、常陽, JMTR, JRR-3Mのいずれかか、JRR-3Mと常陽の両方(組合せ照射)で照射された。さまざまな炉を用いた照射や組合せ照射を実施することにより、単一の炉では得ることが難しい照射条件を実現できる。弾き出し損傷量とHe量,照射温度の範囲はそれぞれ、0.01
30dpa, 1.017appm, 470560
Cである。316FRについては、2から5dpaにしきい値が存在する可能性があるが、磁束密度は弾き出し損傷量とともに増加した。これは、FGセンサを用いた磁束密度測定による弾き出し損傷量の非破壊評価の可能性を示している。一方、磁束密度はHe量との相関は示さなかった。
高屋 茂; 山県 一郎; 今野 将太郎; 市川 正一; 小川 竜一郎; 永江 勇二
no journal, ,
中性子照射した高速炉用SUS316鋼の磁束密度及び磁化曲線をフラックスゲートセンサ及び新たに開発した振動試料型磁力計を用いてそれぞれ測定した。その結果、磁気特性と代表的な照射損傷指標である弾き出し損傷量との間に良い相関があることを明らかにした。この結果は、磁気特性に基づく照射損傷の非破壊評価の可能性を示している。
今野 将太郎; 高屋 茂; 永江 勇二; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
磁束密度変化に基づく原子炉構造材料の照射損傷評価のために、対象物の表面に接触させるだけで局所的な着磁が可能な点状着磁器を新たに開発し、磁束密度測定手法の改良を行った。これにより、強磁性体を含め、適確に材料の磁気特性を把握することができ、かつ従来の着磁方法に比べ実機への適用の道すじを立てた。
今野 将太郎; 高屋 茂; 永江 勇二; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
漏えい磁束密度の変化に基づく原子炉構造材料の照射損傷評価のために、対象物の表面に接触させるだけで局所的な着磁が可能な点状着磁器やその方法の開発、並びに磁束密度センサの較正方法の確立を行い、磁束密度測定技術の改良を行った。これにより、従来の方法では着磁が困難であった強磁性体を含め、適確に材料の磁気特性を把握することが可能となった。また、将来的に目指している実機の漏えい磁束密度の直接測定について、点状着磁器が有する特長のために、実機適用にあたっての制限の多くを除くことができた。
林 長宏; 高屋 茂; 永江 勇二; 今野 将太郎; 山県 一郎
no journal, ,
原子力プラントの経年評価や健全性確保のためには、構造材料の熱時効効果及び照射損傷等による材料損傷を非破壊で把握し、管理することが望ましい。これまでに、磁気特性が非破壊で測定できること及び微細組織や局所的な化学組成等の変化に敏感であることに着目して、着磁後に材料表面から漏えいする磁束密度による材料損傷評価の可能性を示した。ただし、従来法では、試験片を大きな磁石で挟んで試験片全体を着磁していたために、試験片端部からの磁束の影響を受けやすいこと及び実機への適用性等の課題があった。そこで、小型の磁石を試験片の片側表面に接触させ局所的に着磁する方法(点状着磁法)を開発し、本試験で初めて、高速炉の構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の照射試験片に適用した。結果、弾き出し損傷量の増加に伴って漏えい磁束密度が大きくなる傾向が見られた。また、漏えい磁束密度の照射温度への依存性も観察された。以上より、オーステナイト系ステンレス鋼については、点状着磁法を適用した漏えい磁束密度測定による照射損傷評価の可能性が示された。