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長根 悟; 北原 勝美; 吉川 静次; 宮坂 靖彦*; 福村 信男*; 西沢 市王*
デコミッショニング技報, (42), p.2 - 10, 2010/09
原子力船「むつ」の中央部分に搭載された原子炉室は、1996年から附帯陸上施設の原子炉室保管棟に安全に保管,展示されている。主要な放射性廃棄物である原子炉容器及び炉内構造物等は、将来の合理的な廃止措置計画を考えるうえで特に重要な機器であると位置づけている。本報告では、原子炉容器と炉内構造物を収納容器又は追加遮へいにより廃棄体化し、撤去する一括撤去工法について述べる。原子炉容器の一括廃棄体(最大100トン)は、放射能濃度上限値からピット処分に区分され、また、容器密封処置を含む輸送上の要求に基づきIP-2型容器相当の輸送物に該当する。
齊藤 宏; 高橋 邦明; 宮坂 靖彦*; 山名 元*
デコミッショニング技報, (35), p.35 - 44, 2007/03
ウラン鉱山及び関連施設の廃止措置に関する規制動向・措置技術の調査の一環として、旧東ドイツにおいてウラン鉱山跡及び関連施設を措置し環境修復を行っているヴィスムート社を訪問し、捨石たい積場,露天採掘場跡地,鉱さいたい積場及び廃水処理施設を訪問調査した。ヴィスムート社は、1991年以来、国内の旧人形峠鉱山の数十
数百倍の規模に匹敵する捨石・鉱さいたい積場を含む総面積約3,700haのウラン鉱山跡及び関連施設の環境修復を、国際放射線防護委員会(ICRP)の勧告に基づいた1mSv/年の線量基準を適用して計画・実施しており、排水処理を除き2015年までに終了する予定である。本報告では、ヴィスムート社が実施している環境修復作業の概況,法規制,廃水処理等について紹介する。
宮坂 靖彦*; 福村 信男*; 渡辺 正秋*; 丹治 和拓*
PNC TJ9410 98-001, 170 Pages, 1998/09
本報告書は、将来臨界実験装置「DCA」の廃止措置解体計画書立案に資するため技術的検討、放射線強度分布および放射能インベントリの予備的評価を行ったものである。廃止措置に係わる技術的検討結果から、廃止措置の方針は、原子炉停止前に少なくとも12年前に決定し、臨界実験装置の特徴である中性子束レベルが低いことを考え燃料、中性子源、重水および建家の再利用が得策であることがわかった。放射線強度分布の評価は、最新の断面積ライブラリーJENDL3.1を組み込んだ1次元輸送コードANISN-JRおよび2次元輸送コードDOT3.5を用い、炉心を含んだDCA炉室内の高さ25m、直径19m(2次元円筒モデル)の全領域を対象として計算することにより実施した。この結果炉心タンクの外表面での最大熱中性子束は、約10の8乗n/cm2・sec(1kw時)、炉室1階天井では約10の6乗n/cm2・sec、生体遮蔽体である炉室扉内側では10の3乗n/cm2・sec、床表面では約10の4乗n/cm2・secが得られた。これらの値は、エリアモニター実測値から評価した値とオーダー的に一致する。放射能インベントリ評価は、放射性核種生成崩壊計算コードORIGEN-MDにより、上記で得られた中性子束の評価値を用い、炉心構造材の主要核種についてその生成量を計算することにより実施した。その結果半減期の比較的長い3Hの重水減速材中で、比放射能は、約1.5Bq/g、構造材の60Coで最大約1.4
10の-2乗Bq/gでIAEAのドラフト案での無条件クリアランスレベル以下となった。一方、運転停止直後の全放射能インベントリは約5.610の11乗Bqとなったが、これらはいづれも半減期の短い核種で占められているが、半減期が10数年程度のトリチウムの放射能量は、4.210の6乗Bqとなり、冷却期間が長くなると無視できなくなる。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08
動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。
宮坂 靖彦; 田中 貢
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 2, p.1223 - 1230, 1996/00
原子力長計に基づき、科学技術庁からの受託事業として実施してきた動力試験炉(JPDR)のデコミッショニング計画は、我が国における初めての発電炉の解体撤去であるが、作業者等の異常な被ばく及び環境への影響もなく、1996年3月に、成功裏に終了した。同計画においては、原子炉の解体撤去に関する種々の知見及びデータが得られたが、特に、開発した解体工法による遠隔解体、廃棄物管理及びサイト開放の手順は、日本における将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有用な知見となった。本報告は、特にJPDRのデコミッショニング計画において行った解体撤去作業及び廃棄物管理について紹介したものである。
宮坂 靖彦; 渡辺 正秋; 田中 貢; 中村 寿; 清木 義弘; 立花 光夫; 小澤 一茂; 畠山 睦夫; 伊東 慎一; 吉森 道郎; et al.
日本原子力学会誌, 38(7), p.553 - 576, 1996/00
我が国における原子炉廃止措置のあり方及び対策については、安全確保を前提に、地域社会と協調を図りつつ、運転終了後できるだけ早い時期に原子炉を解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この方針に基づき、JPDR解体計画を1981年より開始し、第1段階で解体に係わる要素技術の開発を行った。さらに、1986年から開発技術を適用してJPDR解体実地試験を開始し、1996年3月に無事終了した。これよりJPDR解体実地試験の目的である発電炉の安全な解体が実証され、また解体データの収集・整備が計られた。今後、JPDRの解体によって得られた経験を基に、より安全で、経済的な一般に受容される廃止措置技術の開発が進められるものと思われる。本報は、JPDR解体実地試験の終了にあたり、その成果をレビューし、今後の課題等をまとめたものである。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.11 - 15, 1995/00
日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の解体は、科学技術庁からの委託により、昭和61年から解体実地試験として始められ、解体撤去に関する知見やデータを取得しながら順調に進められている。これまでに、原子炉やタービンの撤去が終了し、平成7年6月現在、原子炉格納容器を撤去中であり、タービン建家等の撤去後、跡地を整地し、平成8年3月までにすべてを終了する予定である。本報では、JPDRの概要、原子炉解体技術開発の要点、解体工事の方法・経過、解体廃棄物の管理及びその成果を紹介する。原子炉解体については、これまでの技術開発、JPDR解体実地試験及び諸外国の原子炉解体実績等から、現状の技術及び改良で十分に対処できる見通しが得られた。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.24 - 28, 1995/00
運転を終了した原子力発電所施設を将来、解体すると大量の放射性廃棄物の発生が予想される。原子炉解体廃棄物は、材質別にまとまって発生し、その大部分の廃棄物が放射能レベルが低く、放射能の減衰効果も期待できるという特徴を有するだけに、この特徴を生かした再利用・リサイクルが考えられる。本報では、放射性金属廃棄物の再利用技術及び諸外国の溶融処理の現状、コンクリート廃棄物の再利用技術並びに放射能レベルが比較的高い炉内構造物等の最小限化を図る処理・処分方策について紹介する。放射性廃棄物の最終処分量の最小限化と再利用・リサイクルについては、基本的に現在の技術とその改良により十分対応できる見込みである。今後は、その実現に向けての基準、全体システムの整備及び実証的な技術開発が必要である。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, (10), p.57 - 67, 1994/06
JPDRの解体実地試験は、昭和61年から始められ、発電用原子炉のデコミッショニングに関する知見やデータを取得しながら進み、平成5年度末までに、解体炉内構造、圧力容器及び生体遮蔽体等の撤去を終了した。本計画は、建屋撤去後、跡地を整地し、平成7年度末までにはすべて終了する予定である。JPDRの解体実地試験が終盤を迎えた現在、将来の大型原子力発電所のデコミッショニングのために本技術開発がどのように進められたかレビューすることが必要であり、また、これまでに得られたデータ及び経験に基づいて、さらに技術開発を進めることが重要である。本稿では、このような視点に基づき、解体実地試験に至る経緯、原子炉解体技術開発の概要及び解体実地試験の概要等について報告する。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 成田 秀雄*
JAERI-M 86-155, 35 Pages, 1986/11
JRR-3改造炉において、原子炉再起動時の中性子源となり得る光中性子に因る炉心出力分布を評価した。原子炉停止時のガンマ線強度はORIGENコ-ドを用いて、炉心囲りのガンマ線分布はDOTコ-ドを用いて求めた。このガンマ線が反射体のベリリウム及び重水に衝突するときに発生する光中性子に因る炉心出力分布はCITATIONを用いて求めた。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 宮坂 靖彦; 鈴木 正年; 福本 享*; 成田 秀雄*
JAERI-M 86-028, 107 Pages, 1986/03
JRR-3改造炉に設置予定の中性子導管の物理設計及び遮蔽設計のために行われた解析につてまとめた。すなわち、冷中性子導管及び熱中性子導管の出口でのエネルギ-分布及び空間分布を求めた。また導管を囲む遮蔽コンクリ-トの遮蔽効果も評価した。解析計算では、液体水素散乱カ-ネルはYoung-Koppelモデルを、冷中性子源スペクトル及び導管遮蔽にはANISNコ-ドを、導管中の中性子輸送にはMORSEコ-ドを用いた。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 一色 正彦; 熊井 敏夫; 成田 秀雄*
JAERI-M 85-105, 113 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉の設計のために行われた、ビーム実験孔設備の遮蔽解析についてまとめた。すなわち、一般用及び中性子ラジオグラフイ用実験孔設備、並びにガイドトンネル設備に対する遮蔽解析の方法と解析結果について述べている。実験孔のストリーミング解析には、MORSE-CGコードとDOT-3.5コードを用いている。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 宮本 啓二; 成田 秀雄*
JAERI-M 85-065, 15 Pages, 1985/06
JRR-3改造炉の遮蔽設備、遮蔽設計方針、遮蔽解析方法、及び解析結果の概要について述べている。原子力学会の昭和60年年会(1985年3月、武蔵工業大学)において発表した「JRR-3改造炉の詳細設計 (8)遮蔽設計」の内容についてまとめたものである。
伊勢 武治; 丸尾 毅; 宮坂 靖彦; 一色 正彦; 谷 政則; 石仙 繁; 宮本 啓二; 成田 秀雄*
JAERI-M 85-050, 117 Pages, 1985/04
JRR-3改造炉の設計のための遮断解析を実施した。遮断設計の基本方針、遮断解析の方法及び遮断解析の結果が述べられている。原子炉本体の遮断、カナルの遮断、使用済燃料プールの遮断などについて述べてある。
根本 傳次郎; 川上 弘紀; 小金澤 卓; 佐藤 貢; 宮坂 靖彦
JAERI-M 8137, 113 Pages, 1979/03
研究用原子炉JRR-2は、1975年に炉体の改修を実施した。改修に付随して、故障の多かった制御棒装置を、改良型制御棒装置に全数更新した。主な変更点は、制御棒駆動用のラックピニオン方式をポールねじ方式とし、水平駆動軸を炉頂に移したことである。電磁石、ON-MG検出器、カールコード等の主要な部品は、放射線照射、摩耗、熱サイクル等の試験及び試作試験によって確証を得て製作した。1973年に実機の試作試験を行ない、模擬使用条件下における1,000回以上のスクラム試験を実施し、問題点を摘出し本製作に反映した。1975年11月の改修炉心における臨界試験に成功し、その後の特性試験によって、本装置の性能は、旧制御棒と同等であると確認した。改修後35サイクル、10,000時間以上の運転実績から、十分満足できる結果であり、計画、試作試験をはじめとする各種の試験及び運転結果を整理した本報は、制御棒装置の設計製作の記録として十分な意味をもつものと考える。
番場 正男; 宮坂 靖彦; 山口 森; 清水 堅一
JAERI-M 7617, 140 Pages, 1978/05
研究用原子炉JRR-2の改修のうち、重水漏洩防止のための立上りシール溶接及び炉心上部射遮蔽体の交換工事についてまとめたものである。これらの工事は、JRR-2運転管理上の懸案であった重水漏洩及び下段遮蔽体燃料孔スリーブの腐食対策と同時に、トリチウム放出率の低減、垂直孔照射設備の改善などを考慮し、1974年1月より1975年9月にかけて実施した。本工事の作業環境は、重水中のトリチウム濃度約900
ci/cm
、炉内溶接近辺の最高表面線量率約5R/hであった。しかし、適切な遮蔽、防護衣の使用及び厳密な被曝管理によって作業者の被曝量は、最大230mrem/man、平均83mrem/manであり当初計画の1/2以下であった。改修後の運転実績からみて改修の質としては、十分満足するべきものであり、計画、炉外実験、放射化した機器の撤去、据付作業、機能試験、運転結果を整理した本報は、原子炉の改修技術の記録として十分意味をもつものと考える。
宮坂 靖彦
JAERI-M 7484, 25 Pages, 1978/01
この資料は、東海研究所にある研究用原子炉JRR-2の改修についてまとめたものである。JRR-2は、サポートリングと重水タンク間の金属パッキン不良による重水漏洩、下段遮蔽プラグの腐食及び制御棒の故障を改善するため、1973年12月炉を停止した。主要改修内容は、サポートリング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、炉心上部遮蔽体の交換及びヘリウム系の改良である。また、制御棒装置及び燃料交換キャスクは改良型の新しいものと交換した。被照射空気系の改良工事は、改修計画の途中で、アルゴン-41放出低減対策として追加lされた。以上の作業は順調に1975年9月まで完了したが、軽水タンクの下につながるスタンド・パイプにおいて軽水漏れが1975年11月11日に起り、その補修約4ヶ月を要した。しかし、改修後の運転実積からみて、改修の質としては満足すべきものであり、その過程をまとめた本報は、炉の改修技術として十分な意味をもつものと考える。
宮坂 靖彦; 船山 佳郎
JAERI-M 6943, 169 Pages, 1977/03
JRR-2は1973年12月原子炉を停止し、改修工事を行なった。改修工事は運転上の問題点であった重水漏洩、下段プラグの腐食、制御棒の故障を重点に置き、(1)支持リング部での重水漏洩を止める立上りシール溶接、(2)炉心上部遮蔽体の交換(3)ヘリウム循環系の改善(4)改良型制御棒装置との交換(5)新型の燃料キャスクとの交換(6)放射性アルゴンガス(
Ar)の放出量を低減するための被照射空気系の改善等を実施した。改修工事は1975年9月に終了し、引続き改修部分の機能試験、特性試験を行ない良好な結果を得た。本報告書は、これらの試験について纏めたものであるが、特性試験の一部は1970年に実施された第3次特性試験の結果と比較するために行なわれたものも含まれている。主な内容は、改修の概略、臨界実験、制御棒の校正、中性子束分布、出力校正、放出アルゴンの測定、遮蔽効果の測定などである。
清水 堅一; 宮坂 靖彦; 番場 正男; 山口 森; 小金澤 卓
JAERI-M 6930, 22 Pages, 1977/02
JRR-2下段遮蔽体の燃料チューブの腐食にともない、上・下段遮蔽体を含む原子炉改修工事を、昭和49から50年にかけて実施した。改修工事にあたって、遮蔽体の防食を主目的とした、塗料の選定実験を実施した。実験結果、耐放射線性、耐熱性、耐アルカリ性の選定条件を満足する次の3種類の塗料を選んだ。(1)ポリアミドイミド(ポリアミド樹脂) (2)アマコート(エポキシ系) (3)黒ワニス(タール系) 上・下段遮蔽体の製作に当たって、上記3種類の塗料をそれぞれ次の箇所に使用した。
スリーブ・チューブ類(ポリアミドイミド) 遮蔽体の缶体内側(アマコート) プラグ類内側(黒ワニス)
菊池 輝男; 菊地 章; 飛田 勉; 鹿志村 悟; 宮坂 靖彦; 岩本 多實
JAERI-M 6913, 40 Pages, 1977/02
多目的高温ガス炉燃料の照射挙動を調べるために、JRR-2、VT-1孔により照射したキャプセルの開発経過を報告する。キャプセルは全部で5体計画し、そのうち3体を燃料コンパクトの照射に、他の2体を被覆粒子のアメーバ効果を調べるための照射に使用した。各々のキャプセルはJRR-2、中央垂直実験孔(VT-1孔)において1原子炉サイクル照射した。燃料コンパクト用キャプセルの照射温度は、950~1500
Cの範囲にあり、試料の燃焼度の推定値は、0.74~0.87%FIMAであった。アメーバ効果試験用キャプセルの照射温度の推定値は、1650~1670C、試料の燃焼度の推定値は、0.33~0.38%FIMAであった。
