大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理

前多 厚; 木幡 幸一; 山崎 保夫; 高橋 孝三; 大久保 利行; 宮崎 仁

デコミッショニング技報, (33), p.58 - 66, 2006/03

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_33.pdf

原子力機構では、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物の処理・処分を、原子力施設の設置者及び放射性廃棄物の発生者としての責任において計画的かつ効率的に進めていく。研究開発拠点の一つである大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理について現状を報告する。大洗研究開発センターの廃棄物管理施設では、安全確保を大前提に、契約により大洗地区の原子力事業者から受け入れたものも含め、低レベル放射性廃棄物の廃棄物管理を実施している。固体廃棄物の焼却,圧縮,液体廃棄物の固化等の減容,安定化,廃棄物の保管管理を着実に進め、将来処分まで適切に保管管理している。

照射後試験廃棄物等処理処分技術検討会 報告書

和田 雄作; 大久保 利行; 宮崎 仁; 細田 博; 堂野前 寧

JNC TN9410 2005-007, 94 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-007.pdf:6.07MB

核燃料サイクル開発機構大洗工学センターではFBRサイクルの確立を目指し、高速炉燃料・材料開発としての照射後試験を進めており、これに伴いTRU核種に汚染された高線量の廃棄物が多く発生し、日本原子力研究所大洗研究所の廃棄物管理施設において保管している。しかし、その施設の貯蔵裕度が逼迫しており、今後の照射後試験を支障なく実施していくためには減容処理施設を用意する必要がある。このため、いくつかの対策案の中から、将来の処分を目指した減容・安定化が可能な廃棄物処理施設の建設が有効との結論を得て計画を進めている。一方、本計画における処理対象廃棄物は、TRU核種で汚染された廃棄物でRI・研究所等廃棄物に区分されるものであり、現伏、処分に向けた技術要件(基準)等は国レベルで整備されていない。そのため、施設設計を進める上では、処分に関する国の技術要件等が将来整備されても、リコンディショニング(手戻り)を行わずそのまま処分できる固化体を作製できることが重要である。このことから、国内外の処理処分に関する技術要件等の調査を実施し、機構内レビューを行いながら極力、手戻りが無いように固化体製作上の管理項目などを設定して施設設計を進めてきた。そこで、設計内容や廃棄体要件設定の考え方等に関して、社内・外の処分に係る有識者、専門家の評価と意見を伺う目的で、大洗工学センター所長の委嘱により「照射後試験等廃棄物処理処分検討秀員会」を平成15年12月平成17年3月の期間で設置した。委員会は、大洗工学センターから処理対象廃棄物性状、プロセス選定、処分対応、品質管理方法などの考え方を説明し、それに対して各委員から意見等を頂く手法で実施した。その結果、廃棄体基準、品質管理、核種分析、処分性能評価等に関して各委員から数々の意見、提言などを頂いた。これらの意見、提言に関しては、今後の施設設計や処理処分計画の立案に反映すべき内容を整理し、それら対する対応方針(案)をまとめた。今後はこれらのフォローを行う必要かおるが、一方では貯蔵施設の裕度も漸減し、上流側での高速炉開発に対して支障を来たす逼迫した状況にある。したがって、今後時間の許される範囲内で処分の全体システムを考慮した処理のあり方について検討を重ね、その結果に可能なかぎり柔軟に対応できるような形で本計画を可及的速やかに進めることが重要と考える。

デコミッショニング評価システムの開発(9) PCへの移植と実作業評価

近藤 等士; 福田 誠司; 大久保 利行

JNC TN9410 2004-007, 48 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-007.pdf:7.35MB

核燃料サイクル施設や小規模な研究炉等のデコミッショニングの計画策定においては、作業手順、解体に係る技術・工程の選定を適切に行い、被ばく線量、コスト、発生廃棄物量、作業人工数、工期等の解体に関する指標の最適化を図る必要がある。環境保全課では、施設データや解体手法からこれらの解体指標を自動的に算出し、解体計画の策定を支援するデコミッショニング評価システム(以下、「DECMAN」という)の開発を進めている。本報告書は、ワークステーション上のUNIXベースで開発されてきたDECMANをパソコン(以下、「PC」という)上のWindowsベースに移植した際に行った改造及び実作業(旧JWTFの薬液溶解槽、DCAグローブボックス及びWDF減容焼却炉の解体撤去)に関して評価を行った結果についてまとめたもので、その概要は以下のとおりである。 (1)移植で新たに追加された機能は、 1)機器配置図の作成、 2)空間線量を使用した被ばく評価、 3)EXCELによるデータの入出力、である。 1)により、施設データの入力ミスや機器の干渉状態が確認できるようになった。 2)により、従来実績値の数十倍の誤差があった被ばく量が、4倍程度(計算値 13.77man・mSvに対し、実績値 3.81man・mSv)に収まるようになった。 3)の改造により、データの修正が容易になり、作業効率が上がった。 (2)実作業評価(人工数)では、旧JWTF薬液溶解槽撤去で実績 249.40人・時に対し、計算 222.67人・時、DCAグローブボックス撤去で 1124.69人・時に対し、 901.71人・時、WDF減容焼却炉撤去で 1970.80人・時に対し、 1411.10人・時と全ての作業で実績値よりも低い値を示した。 (3)付随作業については、計算値に一定の係数を乗じることで予測できることが確認された。 (4)DECMANの計算値を用いて、作業全体量を予想する新たな考え方を構築した。

「常陽」制御棒操作自動化システムの開発 - 制御棒操作自動化オフラインシステムの検証 -

寺門 嗣夫; 鈴木 伸也; 青木 裕; 大久保 利行

JNC TN9410 99-021, 51 Pages, 1999/10

JNC-TN9410-99-021.pdf:4.1MB

高速実験炉「常陽」では、原子炉プラントの起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を目指し、「常陽」制御棒操作自動化システムの開発を進めている。本システムを実機へ適用する前段階として、制御棒操作自動化オフラインシステム(運転員に制御棒操作等をガイドするシステム)を製作し、実機信号を用いて検証した。制御棒操作自動化オフラインシステムは、運転員に対し、所定の原子炉出力までの出力上昇、下降に必要な制御棒操作量を提供する制御棒操作ガイド機能と、原子炉起動、停止の過程での機器の操作指示メッセージを提供する機器運転操作ガイド機能がある。このうち制御棒操作ガイド機能における制御棒操作量の演算には、ファジィ推論を用いており、「常陽」の運転領域毎に分割した臨界近接、核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降のそれぞれに対応する制御モードを有している。制御棒操作自動化オフラインシステムの検証試験により、得られた成果は、以下の通りである。(1)制御棒操作ガイド機能は、原子炉の起動、停止操作において、所定の出力変化率での出力上昇、下降並びに目標出力での整定に見合う適切な制御棒操作量をガイドすることができ、良好であった。(2)機器運転操作ガイド機能は、原子炉の出力変化に伴う各種機器の操作タイミングに応じて、的確に操作をガイドすることができ、良好であった。(3)制御棒操作自動化システムについては、制御棒操作自動化オフラインシステムの検証試験を通して、実機適用に必要な技術的課題を提起することができた。(4)これらのことから、「常陽」実機に対し制御棒操作自動化システムが適用できる見通しを得た。

高速実験炉「常陽」燃料取扱設備の漏洩試験方法に関する検討

伊東 秀明; 佐々木 俊哉; 青木 裕; 大久保 利行

PNC TN9410 96-298, 177 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-96-298.pdf:4.81MB

高速実験炉「常陽」の燃料取扱設備は、取り扱う燃料集合体に付着した冷却材ナトリウムの酸化防止や放射性ガスの拡散を防止するため、アルゴンガスを封入して密封する構造としている。この密封構造には、2重Oリングシール構造が用いられ、この密封性が維持されていることを確認するため定期的に漏洩試験を実施している。しかし、これまで「常陽」の燃料取扱設備で実施してきた加圧放置法による漏洩試験方法では、所定の漏洩測定精度を得るために多くの時間を要することが課題となっていた。この課題を解決するため、これまで実施してきた漏洩測定方法を整理、検討すると共に、一般的に用いられる容器等の漏洩試験方法及び原子炉格納容器の漏洩測定方法を調査、検討した。これらの検討結果に基づき、使用計器の測定精度を向上させた測定試験装置を製作して加圧法、He加圧法、減圧法、液体窒素冷却減圧法の4つの測定方法による測定試験を行った。この結果から、各測定方法の実用性や測定限界等について明らかにし、以下の結果を得た。(1)燃料取扱設備には、減圧法による漏洩測定方法が、測定精度、測定値の安定性に優れ、適合性が高い。(2)計器の精度を高め漏洩量を統計的手法で計算する機能を付加した小型の自動測定装置を製作し、この装置によれば漏洩測定が所定の精度内で安定して実施可能である。(3)漏洩測定が所定の精度内で安定して実施可能なことから、複数のシール部を一括して測定することにより、100箇所以上あるシール部の測定作業時間を約半分に短縮した。

高速実験炉「常陽」運転試験報告書 外部電源喪失時の1号D/G起動失敗試験

寺門 嗣夫; 大内 雅之; 川崎 徹; 鹿野 千秋; 小貫 修; 鹿志村 洋一; 大久保 利行

PNC TN9440 95-014, 75 Pages, 1995/08

PNC-TN9440-95-014.pdf:1.93MB

「常陽」では、これまでに外部電源喪失事象(D/Gは2基とも通常起動)異常事象に関する実機での経験がほとんどない。そこで、現行の異常時操作マニュアル(EPO)の妥協性の確認と実機での運転操作経験を得るためにもっと発生頬度の高い外部電源喪失時において、2基あるD/Gのうち1号D/Gが自動起動に失敗した場合を想定したプラント実動作試験を実施した。試験は、原子炉停止時において予め1号D/Gを待機除外として、大洗変電所常陽線用遮断器(352P)を「切」とすることにより行った。得られた結果は次のとおりである。1、「常陽」において初めての経験である外部電源喪失時の1号D/G起動失敗という貴重な運転経験を得ることができた。また、現行EPOの操作手順の妥当性を確認した。2、外部電源喪失後の1次オーバーフロー系と純化系電磁ポンプの起動には、母線切替え指示から約5分要した。これにより、外部電源喪失後5分以内に非常系4S母線への切替えの指示を出し、かつ手順通りに速やかに実施された場合、制限時間(外部電源喪失後10分)以内での起動が可能である。3、試験時のプラント状態での2号D/Gの実負荷は1.53MWであり、適切に負荷を制限する事により設計値の2MW以下に迎える事ができた。100MWでの原子炉定格運転時には、今回よりも2号D/Gの実負荷は下回ることがよそうされるが、系統降温後は2次予熱ヒータの投入により同等の負荷となることが予想され、設計上特に問題とはならない。

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 1次・2次予熱電気ヒータ運転経験

寺野 壽洋; 青木 裕; 大久保 利行; 田村 政昭

PNC TN9440 94-015, 104 Pages, 1994/07

PNC-TN9440-94-015.pdf:3.12MB

高速実験炉「常陽」の予熱電気ヒータ設備は、1975年1月の総合機能試験から、1993年3月末までの約18年にわたり、大きなトラブルもなく順調に運転を継続してきた。この間多くの運転・保守経験が得られている。本報告書は、予熱電気ヒータ設備の運転・改造履歴及び運転特性を総括的にとりまとめたものである。

高速実験炉「常陽」運転経験報告書 B5D-1照射試験時の運転経験

塙 幹男; 大久保 利行; 星野 勝明; 村上 隆典; 早川 晃; 青木 裕; 照沼 誠一

PNC TN9410 91-361, 30 Pages, 1991/11

PNC-TN9410-91-361.pdf:0.78MB

本報告書は,高速炉燃料の設計因子の妥当性を実験的に確認するために1991年6月に実施した孔線出力試験その1(B5D-1照射試験)時のプラント運転経験について述べたものである。本照射試験は,試験体を炉心中心に装荷し,原子炉出力60MWから通常の4倍の出力上昇率(0.4MW/min)で95MWまで上昇させ,10分間保持した後急速に出力降下する方法で実施した。試験時の主なプラント特性は次の通りである。(1)60MWから95MWまでの平均出力上昇率は0.45MW/minとなり,その間の原子炉出力Na温度上昇率は37度Cで,運転制限値を満足した。(2)原子炉出口とオーバーフロータンク間のNa温度差は運転手法によって最大70度Cに押さえることができ,運転制限値を満足した。(3)急速な出力変化に伴う2次Na温度制御系の追従性は良好で原子炉入口Na温度を一定に保持した。今回の運転経験によって今後数回に渡り計画されている高線出力試験の運転手法をほぼ確立することができた。また,今回の運転データ及びシミュレータによる解析結果から運転制限値を満足する最大出力上昇率は約0.6MW/minと予測される。