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吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 浅原 政治*; 横川 伸久*; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-136, 117 Pages, 1993/07
核融合実験炉の運転、保守、交換に伴って大量の液体及び固体廃棄物が発生する。本報告書ではITER/CDAの設計条件を想定し、各種放射性廃棄物処理設備の構成、主要機器及び専用建家等について概念設計を行った。主な項目を以下に列挙する。(1)原子力発電所における低レベル放射性廃棄物処理法、(2)実験炉1次冷却水トリチウム低減化設備、(3)炉建家トリチウム安全設備で発生するトリチウム廃液の濃縮・減容設備、(4)低レベル固体廃棄物処理設備、(5)高レベル固体廃棄物移送設備、(6)放射性固体廃棄物貯蔵設備、上記設備はいずれも大規模となることから、実験炉工学設計段階においては廃棄物発生量の低減化を目指した炉心及び建家設計が重要となることが定量的に把握された。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-107, 112 Pages, 1993/05
本設計検討は、ITER(CDA)/FERのトリチウムプラント概念設計の一環として実施したものである。検討対象建家としてはレイアウトが比較的明らかになっているFER建家を用いた。報告書の内容は以下の通りである。(1)従事者、一般公衆のひばく防護に関する各種法令の比較検討、(2)再処理施設、PWRにおけるゾーン区分の調査、(3)原子力施設における建家気密度の調査、(4)核融合実験炉建家におけるゾーン区分(案)、(5)雰囲気トリチウム浄化設備(通常時、分解修理時、事故時用)の系統設計、機器設計、配置設計、(6)大量トリチウム放出事故時の所要換気風量と運転時間、(7)雰囲気トリチウム浄化設備からのトリチウム廃液発生量、廃液濃度推定、(8)トリチウム廃液の減容濃縮設備規模検討。
