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大橋 裕介; 島池 政満; 松本 孝志; 高橋 信雄; 横山 薫; 森本 靖之
Nuclear Technology, 209(5), p.777 - 786, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)人形峠環境技術センターでは、ウラン製錬転換・濃縮に係る技術開発を完了し、施設の廃止措置に着手している。製錬転換施設と濃縮工学施設について、施設の設計図面から推定した解体物量と実際の解体物量との誤差は平均するとわずかであり、廃止措置に係る解体物量の事前予測は妥当であることが分かった。また、汚染履歴がなく適切に管理されている解体物の多くは放射性廃棄物でない廃棄物(NR)として搬出することができた。また、模擬廃棄物を用いたガンマ線測定試験により、解体物中のクリアランスレベルのウラン濃度を評価できる可能性を確認した。
高橋 信雄; 横山 薫; 森本 靖之; 島池 政満; 池上 宗平; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2010-003, 92 Pages, 2010/06
JAEA-Technology-2010-003.pdf:10.76MB
製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」に従って、平成20年度に引き続き、平成21年度に水和転換室1Fから3F及び脱水転換室1F,2F,乾式工程フィルタ室を解体する。解体前の評価として解体対象機器の
線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前のウラン回収の必要性を検討した。また、製錬転換施設では、回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の線計測データの解析結果をもとに、核種挙動を整理することで、廃棄体確認の方法を検討することに利用できるよう考慮した。
島池 政満; 横山 薫; 池上 宗平; 高橋 信雄; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2009-020, 55 Pages, 2009/06
JAEA-Technology-2009-020.pdf:2.0MB
製錬転換施設は「製錬転換施設廃止措置短期計画」にしたがって、平成20年度から48Y均質化設備(シリンダー処理室),UO
気送設備(フッ化沈殿室),捕集充填設備(コールドトラップ室・UF
充填室),二級品UF
乾燥設備(四フッ化ウラン供給室・四フッ化ウラン処理室)を解体している。解体前の評価として解体対象機器の線計測を行い、放射能インベントリーを評価した。この結果から、解体作業を安全かつ合理的に実施するために、解体前にウラン回収を実施する必要がある部分を予測した。また、製錬転換施設では回収ウランを使用していることから、解体作業時の外部被ばく量に、回収ウランに含まれるウラン同位体が影響する。このため、回収ウランに含まれる空間線量へ影響する特徴的な核種を評価した。さらに、本報告書にまとめた解体実施前の線計測データの解析結果は、廃棄体確認への活用、及び転換施設工程内での核種分布挙動の評価に利用することができるよう考慮した。
高橋 信雄; 横山 薫; 池上 宗平; 島池 政満; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2009-002, 51 Pages, 2009/03
JAEA-Technology-2009-002.pdf:5.71MBJAEA-Technology-2009-002(errata).pdf:0.24MB
製錬転換施設は製錬転換施設廃止措置短期計画にしたがって、順次製錬転換施設内の解体・撤去を実施している。解体を行う設備のうち、製錬転換施設で実施した回収ウラン転換に伴って発生した使用済流動媒体は放射能強度が高いと推測されている。したがって、使用済流動媒体の貯槽からの抜き出し、貯槽の解体では、作業に伴う敷地境界での外部被ばくへの影響や、使用済流動媒体抜き出し作業時の被ばく線量の増加が懸念される。このため流動媒体貯槽の解体・撤去による影響評価を行うことを目的として、使用済流動媒の線計測を行い、回収ウランの組成分析を実施して、外部被ばく量を計算した。この結果、流動媒体貯槽の解体・撤去による敷地境界での外部被ばく量の値は十分小さく、安全上は問題がないことを確認した。また、使用済流動媒抜き出し作業時の作業員の被ばく量を評価し、解体作業での留意点を明確にした。
処理条件とウラン除染結果の評価江間 晃; 横山 薫; 中塚 嘉明; 島池 政満; 杉杖 典岳
JAEA-Technology 2008-037, 50 Pages, 2008/06
JAEA-Technology-2008-037.pdf:3.15MB
遠心法ウラン濃縮プラントでは、六フッ化ウラン(UF)ガスを長期間に渡り供給する。長期間UFガスを流通させたウラン濃縮プラントの遠心機内で生成される中間フッ化物等のウラン化合物は、固体の中間フッ化物UFx(4
x5)が主であると推定されている。この中間フッ化物は、七フッ化ヨウ素(IF)との反応により、再フッ化され、常温では気体のUFとIF
が生成される。この反応を利用した系統での除染技術を確立するために、実プラントに対して、4パターンの異なる処理条件によるIF処理試験を実施し、実プラント内に滞留しているウラン化合物の除染試験を行った。実プラント内のウラン化合物の除染を効率的に実施するためには、IF処理条件と除染特性の関係を解明し、最適な処理条件を設定する必要がある。そのため、IF処理試験で実施した、UFとIFの回収重量測定,線計測,ICP-MSによる組成分析の結果をもとに、ウラン化合物の除染状況を評価し、カスケード内のウラン化合物の異なる処理条件での除染結果を、除染傾向,処理時間・除染レベル及び除染レベルのバラツキの観点からまとめて、除染特性解明のための知見を整理した。
高橋 信雄; 島池 政満; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳
no journal, ,
製錬転換施設廃止措置にかかわる事前評価の一環として、使用済流動媒体貯槽からの抜出し作業時の被ばく線量評価を行った。使用済流動媒体には回収ウランを原料としたUFが多量に同伴している。このため、現時点での核種評価を行い、この結果を踏まえた流動媒体抜出し作業時の被ばく線量評価を実施した。
島池 政満; 高橋 信雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳
no journal, ,
製錬転換施設では、製錬転換施設の管理区域に設置されている一部の設備の解体・撤去を実施している。ウラン転換試験設備では天然四フッ化ウラン(UF)をUFに転換する試験が実施され、さらに回収ウランのUF転換に関する試験も実施されたため、ウラン転換試験設備の解体・撤去では回収ウランからの放射線による被ばく評価も行う必要がある。そのため、評価手順を検討し、合わせて今年度解体を行う設備のウランのインベントリーや設備周辺の空間線量などの放射線環境の調査を行う。空間線量評価結果から、回収ウランを使用したことにより、
Uから生成した
Tl及び
Npから生成した
Paが空間線量に影響することがわかった。しかし、解体作業を実施して問題がない線量であることを確認した。
