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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。
小川 竜一郎; 吉澤 俊司
JNC TN9410 2001-029, 47 Pages, 2001/12
JNC-TN9410-2001-029.pdf:1.76MB
核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの実施前に、人工数、工期、被ばく線量、廃棄物発生量、コストの指標をワークステーション上で計算し、解体シナリオの最適化を図る支援システムとして、デコミッショニング評価システム(DECMAN)を展開した。本報告書では、DECMANを用いて常陽廃棄物処理建屋の解体シナリオの評価計算を行うために、設備機器の位置情報および表面線量率のデータ収集作業を実施した。得られた機器情報データを用いて、設備の除染を行った場合と行わなかった場合の解体シナリオを基にDECMANによる評価計算を行った。さらに、常陽廃棄物処理建屋解体撤去までに行う作業の整理を行った。本作業の結果、以下の結果が得られた。1)評価計算の結果、内装機器撤去に要する人工数は、約4.510の3乗倍、工期は約490日、コストは約390万円、廃棄物量は約140t(放射性廃棄物は69t)であった。 2)高線量機器の除染を行わず解体を行った場合と、除染作業を行った場合では、除染を行わなかった場合に比べて、人工数で1.3倍、コストで2.0倍多くかかる。被ばく量は、除染を行わない場合が行った場合の3.9倍多い結果となった。 3)DECMANによる被ばく計算では、被ばく量が過大に評価された。この原因は、 2次元座標で情報を与えているために、立体的に配置された機器類の多い施設においては、実際の機器との距離よりも近づいているものとして計算されていること、また、実際の作業では高線量箇所を避けて作業を行うが、計算上作業員は一箇所に溜まって作業を行っているものとして計算していることが挙げられる。
小川 竜一郎; 福井 康太; 吉澤 俊司; 谷本 健一
JNC TN9410 2001-028, 62 Pages, 2001/12
JNC-TN9410-2001-028.pdf:6.96MB
物質表面にレーザ光線を照射することにより、表面を急速に加熱して、溶融、蒸散させることが出来る。このプロセスを利用して汚染された機器表面の除染を行うレーザ除染技術を開発している。これまでに、 ノーマルパルスYAGレーザによる除染試験を実施した結果、150
m以上表面層を研磨しても、放射性核種が残留していることがわかった。このために、レーザ除染時の溶融によって放射性核種が金属中に残留している深さを確認するため、 ノーマルパルスYAGレーザを照射した金属片を用いて試験を行った。試験結果は以下のとおりである。1)マイクロスコープによる試験片の表面観察では、凹凸の幅は200
500 であった。また、溶融の際に生じたドロスの再付着による物と思われる付着物が存在していた。 2)蛍光X線分析装置を用いた金属組成分析では、アシストガスにAirを用いた試験片にCrの偏析が観察された。アシストガスにArを用いた試験片には偏析は観察されていない。3)イメージングプレート、オートラジオグラフィによる試験へのの観察では、明確な分析は確認できなかった。しかし、放射性核種は約500m以下の表面のごく一部の範囲に存在していることは観察できた。4)試験片の段階研磨とGe測定器による放射線量測定試験からは、アシストガスにArを用いた試験片では120m、アシストガスにAirを用いた試験片では、300m深さまで汚染が取り込まれていることが確認できた。
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。
吉澤 俊司; 近藤 等士; 八木 昭; 谷本 健一
JNC TN9410 2001-011, 124 Pages, 2001/12
JNC-TN9410-2001-011.pdf:6.73MB
重水臨界実験装置(DCA)は、最大熱出力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。今後、DCAは2001年に運転を停止し、廃止措置に移行する計画である。本研究では、廃止措置計画及び解体届に必要な放射性廃棄物量、解体工法及び廃止措置費用の検討の基礎データとなる放射化インベントリの評価を行った。放射化インベントリの評価は、中性子束の影響を受ける原子炉建屋内の炉室及び重水系室の機器を対象に行った。成果は次の通りである。(1)炉室及び重水系室に関する機器重量は108トン、建屋重量は6,039トンである。材質別では、耐食アルミニウム28トン、ステンレス鋼37トン、炭素鋼73トン、コンクリート約6,004トン、その他約5トンである。(2)DCAは、中性子束が小さいため残存放射能が少ない。このため、運転停止7年後には、ステンレス鋼約37トン、炭素鋼約12トンを除くほとんどの機器及びコンクリートが、法制化が審議されているクリアランスレベル以下となる。放射化インベントリは、機器4.2510の8乗Bq、生体遮蔽1.7110の10乗Bqとなる。
吉澤 俊司; 小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一
JNC TN9410 2001-007, 105 Pages, 2000/12
JNC-TN9410-2001-007.pdf:7.42MB
旧「常陽」廃棄物処理建家のデコミッショニング計画のひとつとして、可燃性の天然ゴムでライニングが施されている廃液タンクの解体手法の開発を進めている。本開発では、廃液タンクの解体に際して、被ばく低減に効果的でかつ天然ゴムライニングの発火の危険の無い適切な切断技術を、一般に使用されている機械的及び熱的切断技術を調査して選定した。次に、選定した切断技術とゴムライニングを施した廃液タンク模擬試験片を用いて解体試験を実施し、二次廃棄物を最小にする切断及びライニングの剥離条件等を求めた。試験結果等は以下の通りである。(1)可燃性の天然ゴムライニングタンクの切断技術として、ゴムライニングの剥離機能や遠隔自動化の容易な特徴をも有するアブレイシブウォータージェットを選定した。(2)ノズル移動速度及びアブレイシブ供給量をパラメータとした切断試験の結果、二次廃棄物量が最小になる切断条件はアブレイシブ供給量0.4kg/min、ノズル移動速度300mm/minである。(3)ノズル移動速度をパラメータとした剥離試験の結果、二次廃棄物量が最小になる剥離条件はノズル移動速度60㎜/minで、剥離速度は3,720mmの2乗/minである。(4)ゴムライニング剥離技術の高度化(特に給水量の低減)及びニ次廃棄物の処理案を含めた全体システムの検討が必要である。
吉澤 俊司; 石島 昇; 谷本 健一
JNC TN9410 99-017, 117 Pages, 1999/08
1994年に運転が停止された旧「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、除染方法の検討が行われている。本研究では、旧常陽廃棄物処理建家の系統配管からサンプルを採取して、汚染状況を調査し、また、その除染方法を検討した。成果は以下の通りである。(1)配管内表面は1mオーダー以下の薄膜で覆われ、さらに、深さ約20mの結晶粒子の脱落と考えられる空孔が確認された。また、一部に、深さ約440mの腐食と考えられる組織が観察された。(2)放射性物質は配管下部に沈着しており、また、皮膜内にも取り込まれていると考えられる。60Coが支配的汚染核種である。(3)被ばく低減を目的とする系統除染は、基本的に熱硝酸浸漬除染が適用可能と考えられるが、主系統のサンプルを用いたホット試験により効果を確認する必要がある。また、除染しにくいゴムライニングタンクについては、他の除染方法を検討する必要がある。(4)クリアランスレベルを目的とする除染方法については、今後、主系統のサンプリングによる汚染状況調査およびホット除染試験を実施して決定する必要がある。