Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。
梅津 浩; 森本 靖之; 後藤 浩仁; 長安 孝明; 池上 宗平; 矢坂 由美*; 金子 昌章*
JNC TJ6400 2002-004, 68 Pages, 2003/02
JNC-TJ6400-2002-004.pdf:5.98MB
JNC人形峠では、種々の研究開発に伴い発生する各種固体及び液体放射性廃棄物を施設内で保管している。これら廃棄物の中でフッ素を含有する固体廃棄物については、発生量が多いため、技術開発を行い、処理を進めていく予定である。本検討では、C-F2、ケミカルトラップ材(N-F)、流動媒体(A-2O3)、不良品UF4に対し、塩酸を用いた処理プロセス物質収支、放射能収支を検討するためのデータをビーカー試験で取得し、プロセスの可能性を評価した。
梅津 浩; 森本 靖之; 後藤 浩仁; 長安 孝明; 池上 宗平; 千代 亮*; 東 達弘*
JNC TJ6400 2001-014, 39 Pages, 2002/02
JNC-TJ6400-2001-014.pdf:1.46MB
転換施設に固有であるウラン等を含有するアルミナに対する処理技術として溶融塩電解法をあげることができる。その適用性を検討する上で不足している熱力学データを取得する必要があり、昨年度セリウムウをウラン模擬物質として用い超電力測定試験を行ったところ、弗化物系においてアルミニウムよりも卑な電位をもつセリウムは正確な検証ができないことがわかった。そこで本年度はアルミニウムよりもニッケルを用いて試験を行い、試験体系の妥当性、試験条件棟の最適化を図ることとした。研究の結果、アルミナは弗化物溶融塩に溶解する際同じく溶融塩中に溶解させたフッ化ニッケルを酸化させることが分かった。この現象はウランにおいても生じることが予想でき、電解還元によるアルミナからのウラン回収が難しいことを示唆するものであった。
池上 宗平; 茂木 道教*
JNC TJ6420 2001-001, 25 Pages, 2001/03
JNC-TJ6420-2001-001.pdf:3.59MB
本作業はJNC殿における廃棄物データベースの整備に関連して、設備機器解体時に発生する解体物の履歴、識別管理ができるデータベースの技術開発を行うことを目的にしている。それに当たって、今年度予定されている電解還元室等の大型機器解体撤去作業に合わせて、実地作業を含めた解体物データ管理手法の検討を行い、今後の適用性・課題等について明らかにするものである。尚、今回はデータベース構築・利用方法の検討を行うことを目的とし、データベース全体の容量・処理システム上の問題については、検討対象外とする。
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。
森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳
no journal, ,
人形峠環境技術センターの製錬転換施設は、平成20年度から、乾式転換プロセスの実用化試験設備で使用した管理区域内機器の本格的な解体・撤去を実施しており、平成23年度までに、管理区域内のすべての機器の撤去を終える予定としている。製錬転換廃止措置プロジェクトでは、解体・撤去の確実な実施とあわせて、大型核燃料施設廃止措置技術の体系的な取りまとめを行う計画としている。また、製錬転換廃止措置プロジェクトのポリシーは以下の通りである。(1)廃止措置及び将来コストの最適化(二次廃棄物を含めた放射性廃棄物量の最少化,期間の最短化),(2)金属のクリアランスと再利用,(3)技術情報の体系的取りまとめと汎用化,(4)立地地域との共生。ポリシーの具体的展開として、基本計画では、解体前の事前調査から解体物管理までの作業方法を策定している。例えば、(1)解体開始前の放射線量の空間分布測,核種同定,インベントリーの推定,(2)解体実施時の、作業員数・装備品・作業内容・作業内容ごとの作業配分時間・作業内容ごとの作業性データの収集,(3)解体実施時の解体物の汚染レベル別,材質別に分類,(4)解体物の管理として、重量,内容物データ収集等を行った。
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。
徳安 隆志; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳; 立花 光夫; 谷本 政隆; 石神 努
no journal, ,
製錬転換施設の廃止措置は、大型核燃料施設を対象とした国内では初めてのケースである。したがって、一連の廃止措置にかかわる技術的・経済的情報の確実な収集・評価が期待されている。このためには、解体現場において必要な情報を確実に収集することが必要となるが、一方で、これらの作業が解体作業の合理性を阻害することがあってはならない。原子力機構では、過去の廃止措置において、バーコードを用いた解体物管理等を試みているが、多大な労力を要することが課題として挙げられた。これらを踏まえ、本報告では、情報収集労力と情報収集の確実性を両立させる手法として、マークシート(SQS: Shared Questionnaire System)を用いた作業日報による情報収集管理手法を適用した。マークシート方式での作業日報を取り入れ運用した結果、作業者へ簡単な説明のみで運用を開始でき、認識エラーもわずかであり、DBへのデータ登録も即時性が高く、作業実績の収集方法として妥当であることを確認した。過去に行った作業実績データの入力方法と比較した結果、容易性・入力者の負荷・即時性・一括処理による作業性など、いずれにおいても優れた結果が得られた。
池上 宗平; 徳安 隆志; 森本 靖之; 杉杖 典岳
no journal, ,
人形峠環境技術センターでは、平成20年度から製錬転換施設の本格的な廃止措置を行っている。廃止措置から生ずる解体物のうち、汚染解体物は200
ドラム缶に収納し廃棄体処理までの間同施設内に保管する計画としている。製錬転換施設の解体では約600tonの解体物が発生し、これらを約3600本のドラム缶に収納する計画としているが、同施設の保管スペース等の制約から、ドラム缶発生量が計画本数内に収まるよう、ドラム缶1本あたりの解体物収納量を、通常作業の中で、目標収納量に近づけることが重要となっている。ただし、これらの作業を解体場所(GH内)で実施するには45%程度の作業効率(人工/物量)低下となる。また、いったん、解体場所から搬出した後、追加切断等を行う場合、10%程度の作業効率低下となる。
谷本 政隆; 池上 宗平; 徳安 隆志; 森本 靖之; 杉杖 典岳; 立花 光夫; 石神 努
no journal, ,
原子力機構・人形峠環境技術センターにおいて製錬転換施設の解体作業が進められている。本報では製錬転換施設のコールドトラップ室(96m
)の機器の解体作業(H20.4.11
10.31)におけるプロジェクト管理データの分析・評価を行い、製錬転換施設等の核燃料サイクル施設の特徴について検討した。検討の結果、取得したデータは未だ一部で少ないものの、放射線管理者にかかわる作業人工の割合が高いこと、また、原子炉施設をもとにした評価に比べ作業人工が上回ることがわかった。
谷本 政隆; 森本 靖之; 池上 宗平; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳; 立花 光夫; 石神 努
no journal, ,
評価システム(COSMARD)により核燃料サイクル施設の廃止措置時の管理データを評価するために、製錬転換施設の解体作業で得られた解体実績データを分析し、コールドトラップ室解体の管理データを再評価した。評価の結果、CAD物量により評価した管理データが実績値とほぼ同じであり、評価が妥当であることがわかった。また、解体実績データを分析したUWAを用いた評価結果は実績値とほぼ一致する結果が得られることがわかった。
高橋 信雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳
no journal, ,
廃止措置の一環である施設解体の過程で発生する二次廃棄物の発生量と解体作業との関係性を評価するために、平成20年度に実施した製錬転換施設解体時の二次廃棄物発生データを分析した。分析の結果、20種類の代表的解体作業における材質別二次廃棄物発生量の特徴を抽出することができた。これにより、二次廃棄物発生量の作業依存性を考慮した作業工程の検討が可能となった。
徳安 隆志; 田中 祥雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 高橋 信雄; 杉杖 典岳
no journal, ,
平成20年度に実施した製錬転換施設の廃止措置(合計7部屋)では、非汚染機材,汚染機材を合わせて、約111tonの解体物が発生している。これらの解体物はドラム缶等に収納し、最終的に、解体物が発生した部屋に戻して保管を行う。これら一連の作業を合理的に行うためには、計画段階で精度よく物量評価を行い、一時保管に必要なスペース等を正確に見積もることが必要になる。一方、図面や現場調査が必要な事前物量評価には、多大な労力を要することが知られている。このことを踏まえ、本報告では、事前物量評価の詳細度と評価精度の関係について解析し、合理的な物量評価方法について考察した。その結果、調査対象範囲の50%程度の機器を対象とした場合でも、実用上問題とならない程度の精度が得られることがわかった。
池上 宗平; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 杉杖 典岳; 森本 靖之
no journal, ,
平成20年度に実施した、人形峠環境技術センター製錬転換施設の廃止措置の実績として、解体作業の概要を示すとともに、汚染機材・非汚染機材(管理機材)解体の割合,解体機材の材質分布及び解体作業に要した人工等について評価した。
高橋 信雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳
no journal, ,
廃止措置の解体作業現場において、作業スペース及び二次的汚染の可能性から、解体用資材類の持ち込みは、量と時期との両面から極力限定する、また、経済性の観点から、資材類の調達は、量と時期の両面から適当であることが求められる。そのため、解体作業の進捗状況に合わせて解体用資材類がどの程度要するのかを把握する必要がある。本発表では、平成20年度製錬転換施設廃止措置の実績データから解体用資材類と主な作業との関連性を評価した結果について述べる。
森本 靖之; 池上 宗平; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 杉杖 典岳
no journal, ,
人形峠環境技術センターでは、平成20年度から製錬転換施設の本格的な廃止措置を行っている。平成21年度も平成20年度に引き続き解体を実施している。平成21年度上期は、解体前に空間線量率及び解体対象機器の表面汚染確認を行い、水和転換室(1),(2),(3),ふっ化沈殿室の解体を実施している。上期の解体では、除染等を行わずにクリアランスできる可能性がある金属(非汚染物)約2.8t,その他の金属,コンクリート等が約8.3t発生している。また、使用済流動媒体貯槽の点検の結果、マンホール解放状態で線量率は最大46
Sv/hであった。内部の使用済流動媒体の状態は流動性が高く、気流輸送による抜出しが可能なことが確認できた。従前の評価では、気流移送後の貯槽内面の残留流動媒体付着厚さが1mm以上ある場合、被ばく管理の観点から、遠隔操作によるブラスト除染等が必要とされていたが、本調査により、気流輸送で内壁への付着もほぼ除去できる見通しを得た。
田中 祥雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 杉杖 典岳
no journal, ,
日本原子力学会2009年秋の大会において、解体物量の事前評価方法として約60%の大型機器の重量を調査し、その結果に、評価対象施設固有の係数を適用することにより、約5%程度の誤差で解体対象(部屋単位)の総重量が推定可能であることを報告した。しかし、例えば、原子力機構が構築しているCOSMARD等を用いて作業工数等を評価する場合、解体対象の機器ごとに、物量と作業工数の評価モデルが異なることから、ここで提案した総重量の評価では不十分である。このため、製錬転換施設の解体実績データをもとに、解体対象機器ごとに、直接的な重量推定と間接的な重量推定を組合せた事前評価手法について報告する。