Techniques and experiences in decommissioning of Japan Power Demonstration Reactor

藤木 和男; 上家 好三; 清木 義弘; 横田 光雄

Proc. of the Int. Conf. on Dismantling of Nuclear Facilities; Policies-Techniques, p.219 - 232, 1992/00

JPDR解体計画は1981年より開始され、86年から原子炉施設の実地解体(Phase-II)が進んでいる。原子炉中心部の放射化した機器、構造物の撤去、解体には、技術開発された各種の遠隔解体システムが適用され、安全に解体が進められた。金属構造物については、既に90%程の機器が撤去されている。これらの解体作業を通じ、工法、解体システム毎の性能や使用経験等、多くの情報が蓄積されている。本論文は、放射化構造物の解体、撤去を中心に、これまでの作業の特徴とその比較をまとめたものである。

Dismantling experience of JPDR reactor steel structure

横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫

Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00

JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。

Advance in the water jet cutting technology for nuclear reactor decommissioning in JAERI

横田 光雄; 八十島 治典; 八尋 暉夫*

2nd Pacific RIM Int. Conf. on Water JET Cutting, 11 Pages, 1989/00

原研では原子炉施設解体の技術開発を進めてきており、現在、開発した技術を用いてJPDR施設の解体を実施中である。水ジェット切断技術は、高圧の水に研磨材を混合しノズルから噴射して対象物を切断する技術であり、放射化した厚肉の鉄筋コンクリート構造物である放射線遮蔽コンクリートを解体するために開発された。まず基礎試験により切断性能、副次生成物の特性等のデータを得た後、JPDR放射線遮蔽体をブロックに解体撤去するとともに、副次生成物の回収・処理を行う水ジェット切断装置を製作した。更に本装置を用いてJPDR放射線遮蔽体を模擬したモックアップ試験を実施した。その結果、本装置は概ね必要な機能、性能を有しており、1990年に予定しているJPDR放射線遮蔽体の解体に適用可能なことが確認された。

Remote cutting systems for dismantlement of steel structures in the Japan Power Demonstration Reactor

柳原 敏; 合田 英規; 平賀 富士夫; 横田 光雄

Proc. Int. Conf. on Decommissioning of Major Radioactice Facilities, p.215 - 221, 1988/00

JPDR解体計画において、鋼構造物解体のための遠隔切断技術を開発した。これらは、炉内構造物解体のための水中プラズマアーク切断技術、圧力容器解体のための水中アークソー切断技術、配管切断のためのディスクカッター切断技術と成型爆薬切断技術である。本技術開発においては、まずプロイタイプの装置を製作し、基礎切断試験によりその性能を評価した。続いて、モックアップ試験を行い、本技術を実地解体に適用するための種々のデータを取得した。これらの試験により、開発した遠隔切断技術が実地解体に適用できることが分かった。

Present status of JPDR decommissioning program

石川 迪夫; 川崎 稔; 横田 光雄; 江連 秀夫; 星 蔦雄; 田中 貢

CONF-871018-Vol.1, p.3 - 18, 1987/00

JPDR解体計画における水中切断装置のモックアップ試験結果、解体工事の進捗状況、解体届の内容について報告する。

Development of cutting tools for JPDR core internals and pressure vessel dismantlement

芦田 新典; 中村 寿; 熊谷 典夫; 横田 光雄

CONF-871018-Vol.2, p.VI - 48, 1987/00

原子炉構造物の解体工法として、原研では56年度より炉内構造物の解体撤去に水中プラズマアーク切断装置を、圧力容器の解体撤去に水中アークソー切断装置を採用しその開発を進めている。本論分では、これらの切断装置をJPDRの解体実地試験に適用するに先立ち、JPDRの原子炉構造物を模擬した試験体を用いて行った切断装置の性能実証試験の結果をまとめたものである。この結果、各炉内構造物(最大肉厚105mm)及び圧力容器(最大肉厚250mm)を計画通り切断撤去できる見通しが得られた。さらに切断作業時に発生する副次生成物については、それぞれの切断装置に対し回収装置を製作,試験し、その機能を満足していることを確認した。

JPDR-II用計装燃料の開発

横田 光雄; 山田 政治; 本間 隆

JAERI-M 4974, 160 Pages, 1972/09

JAERI-M-4974.pdf:5.69MB

JPDR-IIプロジェクトの一環として計装燃料4体を完成した。本報告は、これまでの検討、開発試験について述べる。計装燃料は各々同一構造を有し、標準型の燃料集合体を改造して計装を設置した。1体あたりの計装および数量は、燃料体の入口および出口にタービン流量計各1ケ、同じく冷却材温度を測定するためのC/A熱電対各2本、燃料体出口にインピーダンス型ポイド計1ケ、燃料ペレットの中心温度を測るためのW/W 26%Re熱電対2本、燃料集合体の中央に、カレントデテクタ2本である。これらの開発は、ハルデンの技術導入にもとづき、多数の炉外実験を経て完成した。これらの計装燃料は、47年3月炉内装荷され、JPDR-II出力上昇試験に利用され、確実に動作している。今後、炉心特性を解析するための有益なデータを提供するに充分なものと思う。

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

JRR-2における水・ガスの処理と分析

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.

JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08

JAERI-1024.pdf:5.66MB

この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。