再処理施設低レベル放射性廃液放出に伴なう海洋拡散調査

岩崎 皓二*; 福田 整司*; 平山 昭生*; 北原 義久*; 岸本 洋一郎; 大和 愛司; 倉林 美積*; 吉村 征二; 黒須 五郎; 圷 憲; et al.

PNC TN841 78-69VOL1, 127 Pages, 1978/12

PNC-TN841-78-69VOL1.pdf:9.43MB

動力炉・核燃料開発事業団(以下事業団と略す)東海事業所再処理施設のホット試験は1977年9月より開始された。このホット試験期間中の1977年11月末より翌1978年6月までの約7ケ月の間,再処理施設からの低レベル放射性廃液の放出に伴なう放出口周本海域における廃液の拡散について調査を実施した。廃液は,1.8Km沖合までパイプラインにより運ばれ,海面下約16mの海中放出管ノズルから鉛直上方に向け放出される。調査は,ノズル放出による廃液の海表面に達するまでの希釈およびそれに続く海水による拡散状況を確認する目的で実施された。このため,廃液の放出時あるいは放出後の適当な時期に海水を採取し,全ベータ放射能,トリチウム,および137Csの濃度を測定した。その結果,トリチウム測定値によると放出口から海面に達するまでに,廃液は約1/1200に希釈され,また潮流に乗って流れ,流下350mの地点では約1/5000に希釈されることがわかった。さらに放出口を中心とした海域における海水中のトリチウム濃度は放出終了後ある程度の期間は,一時的に上昇するが,その後時間の経過とともに希釈され,バックグランドレベルの変動範囲内におさまる過程がこの調査を通して把握された。

再処理施設遠隔補修・検査技術の開発について

石橋 祐三; 田中 康正; 山本 隆一; 豊田 修; 萩野谷 勲

動燃技報, , 

東海再処理工場では、高放射性物質を取り扱う為に、主要なプロセス機器類はセル内に収められている。東海再処理工場のほとんどのセルは、保守を前提とした設計を行っていないことから、これら機器類の故障に伴う補修、交換作業は多大な作業員と長時間を要し、結果として施設稼動率の低下とメインテナンス費用の増大をもたらすこととなる。従って、これらの課題を克服するために実施してきた遠隔解体・撤去技術、除染技術、遠隔配管工事システム、及びセル内点検装置の開発の現状を報告する。