In-situ dismantling of the liquid waste storage tank in the decommissioning program of the JRTF

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,2; 撤去作業

金山 文彦; 萩谷 和明; 砂押 瑞穂; 村口 佳典; 里見 慎一; 根本 浩一; 照沼 章弘; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Technology 2011-011, 36 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-011.pdf:2.53MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、平成8年度より設備・機器等の解体を実施している。平成18年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-2室に設置された廃液貯槽LV-2を、コンクリートセル内で解体するのではなく、他の施設に一括で搬出し解体する一括撤去工法に関する安全性の確認試験を進めている。その一連の作業として、LV-2室天井開口,廃液貯槽LV-2を建家外へ搬出、LV-2室天井の閉止等の撤去作業を行った。これらの作業を通して、作業手順を確認するとともに、作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集した。また、得られたデータを用いて、作業効率等の分析を行った。

原子力施設廃止措置費用簡易評価コードの開発

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.271 - 278, 2010/09

https://doi.org/10.3327/taesj.J09.041

原子力施設の特徴や構造,解体工法の類似性を考慮して、評価方法を分類し、8評価項目の廃止措置費用を算出できる原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOSTコード)を開発した。また、原子力機構における解体作業の実績データを分析し、解体作業に要する人工数の計算に使用する単位作業係数を評価した。例えば、一般機器の単位作業係数は、汚染のない設備・機器, /U系の汚染のある設備・機器,TRU系の汚染のある設備・機器の3種類に分類できることがわかった。さらに、重量依存型の人工数の算出に必要な設備・機器の重量と建屋・構造物の重量の評価方法について検討した結果、延床面積と建屋・構造物の重量,設備・機器と建屋・構造物の重量には、それぞれ比例関係にあることがわかった。作成したDECOSTコードを用いて原子力科学研究所の7施設の廃止措置費用を試算し、その検証のために人工数の試算結果を実績値と比較した結果、ほぼ同等の値が得られることがわかった。ここでは、DECOSTコードの概要と、原子力機構における解体作業の実績データの分析による単位作業係数の算出結果、重量換算係数の算出結果について報告する。

クリアランス検認測定等のためのPLシンチレーションサーベイメータの製作

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2008-005, 33 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-005.pdf:2.1MB

原子力科学研究所では、原子力機構(日本原子力研究開発機構)の中期計画に従って、各種原子力施設の廃止措置を進めている。今後、原子力施設の解体の進捗に伴い、管理区域解除にかかわる建屋コンクリートの放射線測定やクリアランス検認測定の増加が予想される。このうち、管理区域解除の放射線測定については、これまでJPDR(動力試験炉)をはじめ小規模の原子力施設で行ってきたが、埋設配管等に残留する放射性物質からの放射線の影響で既存測定器では放射線測定が困難な場合が観られた。一方、クリアランス検認測定については、原子力機構において実施された経験はないが、今後、原子力施設の廃止措置に伴って多量のクリアランス対象物の発生が予想される。このため、管理区域解除にかかわる放射線測定やクリアランス検認測定に適用するために、PLシンチレーションサーベイメータ(以下、「PL測定器」とする)を製作し、各種試験を実施した。その結果、PL測定器による放射能量の評価値は、既存測定器と同等の精度が得られることがわかった。これより、PL測定器は、軽量で容易な操作性を有し、線を補償した測定を行えることから、クリアランス検認測定等に有効と考えられる。

原子力施設の廃止措置費用評価手法の検討

白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2007-057, 46 Pages, 2007/09

JAEA-Technology-2007-057.pdf:21.21MB

各種原子力施設の特徴を整理し、廃止措置費用の概略を短時間で効率的に計算できる評価手法を作成した。本評価手法は、費用評価項目ごとに原子力施設の機器・構造物の重量等に応じた換算係数を用いて廃止措置費用を評価する。評価に必要な換算係数は、旧日本原子力研究所(以下「原研」という)で実施したJPDR等の解体実績及び旧核燃料サイクル開発機構(以下「JNC」という)の再処理工場等で実施した改造工事等の経験をもとに作成した。本報告では、各種原子力施設の廃止措置計画を合理的に進めるために原研とJNCの統合前に作成した原子力施設の廃止措置費用評価手法について換算係数の見直しを行い、新たな廃止措置費用評価手法として整備した。

廃止措置データベース; イントラネットによる公開

白石 邦生; 助川 武則; 石神 努

JAEA-Data/Code 2005-002, 162 Pages, 2006/01

JAEA-Data-Code-2005-002.pdf:27.87MB

原子力施設の廃止措置計画を効率的に検討するためには、世界各国で実施されている技術開発,費用やリスクの分析,廃止措置プロジェクト等から得られた情報を体系的に収集・整理して、それらの情報をデータベース化することが有用である。そこで、JPDRの解体作業から得られた各種データを体系的に整理するとともに、廃止措置に関連する法規制,各国の安全基準,廃止措置に関する情報等を収集・分類し、廃止措置データベースとして整備した。このデータベースは、Web上のホームページとして掲載されており、ネットワークを介して検索・表示・印刷が可能である。

東海研究所における原子力施設等の解体に関する技術的検討

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*

JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB

日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。

原子力施設における廃止措置の費用評価手法

富居 博行*; 松尾 浄*; 白石 邦生*; 渡部 晃三*; 斉木 秀男; 川妻 伸二; 林道 寛; 財津 知久

デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03

平成13年12月19日の「特殊法人等整理合理化計画」の閣議決定を受けて、平成14年1月29日に日本原子力研究所(以下、「原研」という。)と核燃料サイクル開発機構(以下、「サイクル機構」という。)との統合による新法人の役割・機能等について検討することを目的とした原子力二法人統合準備会議(以下、「統合準備会議」という。)の開催が決定された。原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置に係る解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設、核燃料サイクル施設、研究施設等の約230施設について、共通条件の下で試算することができた。また、試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。今後は、原子力施設の解体、改修工事の実績を反映し、費用評価の信頼性と精度向上を図って行く予定である。本報告では、本評価手法及び評価結果の概要を示した。

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。

Development of computer systems for planning and management of reactor decommissioning

柳原 敏; 助川 武則; 白石 邦生

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.193 - 202, 2001/03

https://doi.org/10.3327/jnst.38.193

原子炉施設の廃止措置計画の策定をより効率的に実施するために、廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を開発した。本システムでは、廃止措置の作業構成に基づいて、解体作業計画の検討に必要な人工数、作業者被ばく線量、廃棄物発生量等を実際の経験から導出した単位作業係数や作業性低下係数を用いて計算する。また、放射能インベントリーや線量当量率の計算とその図形出力、プログラム間のデータの相互利用が可能となるよう情報の統合化が図られている。さらに、プロダクションルールとして、あらかじめ設定した作業構成や作業条件を再構築することにより廃止措置プロジェクトをモデル化する方法を採用した。この結果、グラフィカルユーザーインターフェイスを用いた効率的な情報の統合化による廃止措置プロジェクトの容易なモデル化、また、これまでの経験を反映した各種プロジェクトデータの計算が可能になった。他方、開発したシステムを用いてJPDR解体作業の人工数や被ばく線量を計算し、その結果を実績値と比較して計算モデルの妥当性を検証し、本システムが原子炉施設の廃止措置計画に適用できる見通しを得た。