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報告書

保管廃棄施設・Lにおける廃棄物容器の健全性確認; 計画立案から試運用まで

川原 孝宏; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 政井 誓太; 大森 加奈子; 森 優和; 黒澤 剛史; 石原 圭輔; 星 亜紀子; 横堀 智彦

JAEA-Technology 2023-020, 36 Pages, 2023/12

JAEA-Technology-2023-020.pdf:2.79MB

原子力科学研究所放射性廃棄物処理場では、放射性廃棄物を200Lドラム缶等の容器に収納して保管廃棄施設に保管している。保管している廃棄物(以下「保管体」という。)については、これまで保安規定等に基づく外観点検等を行うことで安全に管理している。しかし、屋外の半地下ピット式保管廃棄施設である保管廃棄施設・Lには、保管期間が40年以上に亘る保管体もあり、一部の容器(主としてドラム缶)では、表面のさびが進行しているものも確認された。このため、さらに長期に亘る安全管理を徹底するため、ピットから保管体を取り出し、1本ずつ容器の外観点検、汚染検査を行い、必要に応じて容器の補修や新しい容器への詰替え等を行う作業(以下「健全性確認」という。)を計画し、2019年4月に作業を開始した。本報告書は、健全性確認について、計画立案、課題の検討、試運用等の実績についてまとめたものである。

報告書

再処理特別研究棟における廃液貯槽LV-1の原位置解体; 解体作業

横塚 佑太; 砂押 瑞穂*; 酒井 達弥; 藤倉 敏貴; 半田 雄一; 村口 佳典; 三村 竜二; 照沼 章弘

JAEA-Technology 2021-037, 44 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-037.pdf:10.84MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、1996年度より設備・機器等の解体を実施している。2007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-1室に設置された廃液貯槽LV-1を原位置解体工法により解体撤去した。本報告書は解体作業についてまとめたものである。これらの作業における作業工数、放射線管理、廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。

報告書

原子力科学研究所における放射性廃棄物情報管理システムの開発

土持 明里; 須田 翔哉; 藤倉 敏貴; 川原 孝宏; 星 亜紀子

JAEA-Technology 2021-018, 37 Pages, 2021/10

JAEA-Technology-2021-018.pdf:2.87MB

原子力科学研究所では、研究開発に伴い多くの放射性廃棄物が発生しており、2021年3月31日現在で130,604本(200Lドラム缶換算)の放射性廃棄物を保管している。放射性廃棄物の埋設処分に向けて、発生から廃棄体へ処理するまでの間、品質情報や取扱履歴情報等のデータを管理するために、一元的にデータを管理する「放射性廃棄物情報管理システム」の開発を行った。本システムは2007年度から設計を開始し、2012年度から運用を開始した。なお、運用開始後も実用性に応じて適宜改修を行っている。本報告書は、本システムの開発及び改修についてとりまとめたものである。

報告書

再処理特別研究棟における廃液貯槽LV-1の原位置解体; 解体準備作業

横塚 佑太; 砂押 瑞穂*; 藤倉 敏貴; 鈴木 翔太; 村口 佳典; 半田 雄一; 三村 竜二; 照沼 章弘

JAEA-Technology 2020-017, 56 Pages, 2021/01

JAEA-Technology-2020-017.pdf:7.88MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、1996年度より設備・機器等の解体を実施している。2007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-1室に設置された廃液貯槽LV-1を原位置解体工法により解体撤去した。本報告書はその解体撤去のための準備作業についてまとめたものである。これらの作業における作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,8; LV-1下鏡部の切断作業

横塚 佑太; 三村 竜二; 藤倉 敏貴; 根本 浩一; 信田 重夫

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、核分裂生成物で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。LV-1内部配管、上鏡部及び胴部の切断作業後、LV-1下鏡部の切断を平成27年度に実施しており、本報告はLV-1の切断作業について述べる。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,9; LV-1冷却水ジャケット及び脚部の切断作業

横塚 佑太; 三村 竜二; 藤倉 敏貴; 村口 佳典; 根本 浩一; 信田 重夫

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、核分裂生成物(FP)で汚染された廃液貯槽LV-1のコンクリートセル内での解体(原位置解体)を行っている。本報告はLV-1の冷却水ジャケット及び脚部の切断作業について述べる。

口頭

CWファイバーレーザー照射法を用いた放射性廃棄物容器のリユース技術の開発

須田 翔哉; 政井 誓太; 川原 孝宏; 藤倉 敏貴; 星 亜紀子; 若井 栄一; 近藤 啓悦; 西村 昭彦; 峰原 英介*

no journal, , 

原子力機構の原子力科学研究所では、200Lドラム缶換算で約13万本の放射性廃棄物を保管しているが、40年以上が経過したものもあり、容器(主に炭素鋼ドラム缶)表面の錆が進行している。安全管理のために容器の補修作業等を定期的に行っているが、更なる補修の効率化や高品質化のために、本研究では、CWファイバーレーザー照射法による炭素鋼容器のリユース技術を開発する。本リユース技術は、除錆技術及び防錆技術の二種類から成る。前者ではレーザーを用いた錆,塗膜等の剥離及び除去を行い、後者ではレーザー照射による急加熱及び急冷却による容器表面の微細結晶化及び酸化被膜の形成によって長期的な防食性を高める事を目指し、技術開発を進めている。本報では、レーザー照射実験により確認したレーザー除錆及び防錆技術の成立条件や効率等について報告する。

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