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香田 有哉; 松野 広樹; 松嶌 聡; 窪田 晋太郎; 戸田 圭哉; 中村 保之
JAEA-Review 2024-003, 38 Pages, 2024/06
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係る技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和5年度に開催した第41回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「蒸気ドラムの解体及び除染について」、「汚染機器解体における放射線管理の知見等」、「放射性廃棄物でない廃棄物(NR)に関する汚染部位の特定・分離の実績と考察」及び「原子炉解体に向けた技術開発計画について」について資料集としてまとめたものである。
瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志
JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05
日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。
門脇 春彦; 松嶌 聡; 中嶌 良昭
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06
新型転換炉「ふげん」は重水減速軽水沸騰冷却圧力管型の原子炉である。原子炉の運転によって重水中にトリチウムが発生したため、重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染された。「ふげん」において生じたトリチウムの化学形態は水分子である。トリチウム汚染された重水系の乾燥処理のために、通気乾燥と真空乾燥が系統の乾燥に適用され、それぞれ系統内の重水の乾燥処理に効果があることを実証した。ヘリウム系は汚染レベルが低くまた内包物を含まない系統であるが、本系統は真空乾燥により速やかに処理を完了することができた。しかし、重水浄化系は乾燥処理に長期間を要した。試験の結果から、除染対象にアルミナペレット、樹脂、シリカゲルのような水の吸着材を含む場合、乾燥処理に長期間を要することが判明した。これに対し、ローター式除湿機の乾燥処理の試験結果より、吸着重水を軽水に置換することでトリチウム化重水の除去を加速できることが示された。
北村 高一; 忽那 秀樹; 松嶌 聡; 香田 有哉; 岩井 紘基
デコミッショニング技報, (51), p.2 - 10, 2015/04
原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、平成20年2月に新型転換炉原型炉施設(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉)の廃止措置計画の認可を受け、それ以来、廃止措置作業に精力的に取り組んできている。放射能レベルが比較的低い施設の解体として、タービン設備の解体撤去工事を進め、様々なデータを蓄積してきている他、重水抜き出し及びトリチウム除去並びに重水の搬出等を安全かつ合理的に実施してきている。また、クリアランス制度の運用準備や原子炉本体の解体工法等の研究開発も同時に進めている。廃止措置を実施しながら、地元産業界や地元大学との共同研究等の連携に努めている他、国内外の関係機関とも情報交換を継続的に実施している。
大谷 洋史; 松嶌 聡; 毛利 直人; 忽那 秀樹; 東浦 則和
JAEA-Review 2011-041, 55 Pages, 2012/01
原子力機構は、新型転換炉ふげん発電所の新型転換炉原型炉施設の廃止措置計画を平成18年11月7日に認可申請(平成19年12月28日一部補正)し、平成20年2月12日に認可を受けた。これに伴い、新型転換炉ふげん発電所を原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)に改組し、施設の解体撤去作業に着手するとともに、自らの廃止措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成23年9月1日に開催した第24回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した資料「廃止措置の状況」,「重水系機器を用いた放射性腐食生成物(CP)除染試験」,「レーザ気中切断における粉じん挙動試験」,「クリアランス制度運用に向けた準備状況」について、まとめたものである。
手塚 将志; 水井 宏之; 松嶌 聡; 中村 保之; 林 宏一; 佐野 一哉; 南光 隆; 森下 喜嗣
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2815 - 2821, 2009/09
「ふげん」は電気出力165MWの重水減速・沸騰軽水冷却・圧力管型原型炉であり、25年間の運転の後、2003年3月に運転を終了し、廃止措置計画が昨年2月に認可されたことを受けて廃止措置段階に移行した。本発表では、廃止措置の期間を使用済燃料搬出期間,原子炉周辺設備解体撤去期間,原子炉本体解体撤去期間,建屋解体期間の4つの期間に区分して進め、2028年度までにすべての作業を完了する計画としている「ふげん」の廃止措置計画について紹介する。また、現在、使用済燃料搬出期間の作業の一部として進めている、タービン建屋での主蒸気系や給水系等の解体撤去作業、及び重水系設備の解体を容易にするために重水系に残留しているトリチウムを通気や真空引きにより行っている乾燥除去作業、並びに放射線遮蔽や粉じん抑制のために水中で行う原子炉本体の解体方法の検討状況を紹介する。
飯島 隆; 松嶌 聡; 森田 聡; 宝珍 浩仁
JNC TN4410 2004-004, 46 Pages, 2004/03
新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月29日に終了した。「ふげん」では、平成10年度から、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成16年2月27日に第9回委員会を開催した。本書は、第9回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況", "トリチウム除去コールド試験結果", "原子炉冷却系の系統化学除染結果", "原子炉本体解体技術の検討状況(その3)", "福井県研究開発拠点化構想の中での廃止措置事業の展開"についてまとめたものである。
北端 琢也; 下野 公博; 関口 峰生; 松嶌 聡
JNC TN4410 2003-004, 42 Pages, 2003/03
新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月末で終了する。「ふげん」では、平成10年度以来、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成15年2月28日に第7回委員会を開催した。本書は、第7回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況"、"運転終了後の設備点検計画"、"原子炉本体解体技術の検討状況"、"重水精製装置Iを用いたトリチウム除去試験計画"についてまとめたものである。
北村 高一; 北端 琢也; 松嶌 聡
プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1313 - 1318, 2002/12
ふげん発電所におけるトリチウム内部被ばく線量及びトリチウム放出量は、重水中のトリチウム濃度が年々上昇しているにもかかわらず、今までに実施されてきた設備上の漏洩対策及び作業管理により十分低い値に抑えられている。今回はこれまでに開発・改良を進めてきた測定技術、防護具、作業管理方法等について紹介する。
松嶌 聡; 北端 琢也; 川越 慎司; 北村 高一; 鈴木 和也; 林 省一; 羽田 孝博
サイクル機構技報, (11), p.81 - 91, 2001/06
約20年間の運転のなかで確立してきた「ふげん」のトリチウム管理の実績として、トリチウムの測定技術、放射線管理、内部被ばく管理、放出管理等について、サイクル機構技報で発表する。
松嶌 聡; 森田 聡
動燃技報, (86), p.55 - 60, 1993/06
新型転換炉ふげん発電所では、重水系樹脂交換時の軽水化・重水化作業において、作業の進行状況を把握し、また、作業の進行に伴って連続的に発生する劣化重水の送り先ラインの切り換え時期を判断するため、重水濃度を監視している。これまでの作業では、重水濃度の監視を近赤外分光光度計により行っていたが、この方法では測定結果がでるまでに時間を要し、迅速に運転操作へ反映することができず、必要以上の劣化重水が発生している状況にあった。このため、従来のサンプリング分析に替わる簡便で連続測定が可能な重水分析装置として、超音波を利用した連続重水濃度計を開発した。
松嶌 聡
no journal, ,
ふげんでは、トリチウムを内包していた設備等を解体する際は空気中トリチウム濃度のモニタリングが必要である。この空気中トリチウムモニタリングの一つの方法として、水を入れたガラス容器内に測定対象としている作業環境の空気を流し、水の中を空気が通過する間に空気中のトリチウムを水側に移行させ、この水を液体シンチレーション測定装置で測定する「水バブラ法」を採用している。しかし、従来の「水バブラ法」では、既製品である作業環境中の空気採取に使用するミニポンプとガラス製のバブラをチューブで接続して行っており、(1)接続が不十分で正確な評価が得られない場合がある、(2)ガラス製バブラを十分洗浄しないと放射能が残存する、(3)バブラから液体シンチレーション測定装置で測定するためのバイアル容器へ一定量分取する作業が手間であり、液の飛散等のリスクがある等の課題がある。このため、接続がワンタッチで、使い捨てでき、ピペット等の器具を用いなくとも一定量をバイアルに分取できるか、一部がそのままバイアルとして使用できる冶具の試作を行いたい。本件は、上記を踏まえたサンプリング冶具の要求仕様を説明するものである。
松嶌 聡
no journal, ,
作業環境中のトリチウム(水の放射性同位元素)濃度については、一般的な作業環境測定に用いているガラス製の捕集ビンに非放射性の水を入れその中に対象となる作業環境中の空気を流すことにより非放射性の水にトリチウムを溶け込ませ、その水を測定することによって評価している。この捕集ビンについては、ガラス製であるため破損に注意しなければならないことと、洗浄が不十分であるとトリチウムが残留し、正しい評価結果が得られないという課題がある。この課題を解説するため、破損のおそれがなく、使い捨てできる捕集ビンを検討・試作する。検討・試作については、トリチウム濃度測定に影響のない材質の検討と製造コスト低減のための形状や既製品利用の検討を行い。この結果をふまえた、試作を行うものとする。本件は、上記を踏まえた作業環境測定用使い捨て捕集ビンの要求仕様を説明するものである。
林 省一; 松嶌 聡; 川越 慎司; 副島 吾郎; 粟谷 悠人; 磯見 和彦
no journal, ,
原子力施設等の廃止措置や保守点検工事等への参入及び技術力向上を希望する県内企業を対象に、廃止措置業務に係る実践的な知識や技能を習得することを目的に、若狭湾エネルギー研究センターが主催する令和元年度原子力関連業務従事者研修(専門研修)「廃止措置専門講座」において、「ふげん」の廃止措置概要、解体工事概要、技術開発状況等に関する講義を行う。
松嶌 聡; 林 宏一
no journal, ,
トリチウム諸課題検討ワーキンググループでは核融合原型炉の開発に伴うトリチウム諸課題検討を行っている。本件は、当該ワーキンググループでの環境中トリチウムの規制目標の整理や施設内の規制目標の考え方の検討に資するため、一般的な軽水炉と比較してトリチウムの生成量が多い重水減速沸騰軽水冷却圧力管型原子炉の原型炉である「ふげん」におけるトリチウムの放出管理の実績と一般公衆の被ばく評価例を説明する。
北端 琢也; 松嶌 聡; 木村 逸郎*
no journal, ,
原子力発電所立地地域の婦人団体である福井県女性エネの会のメンバーが自らの活動として紙芝居を用いていることに着目し、「高速炉とその安全性」についての紙芝居を制作し、平成22年11月20日に福井県若狭湾エネルギー研究センターにおいて原子力機構(JAEA)が開催した第7回敦賀国際エネルギーフォーラム(TIEF-7)で同団体の敦賀地区のメンバー5名に上演いただくことにより、効率よく説明できることを確認した。
安藤 浩司; 門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の重水系機器・配管内に残留するトリチウムの除去技術として、機器・配管類の単独の模擬試験体を用いた乾燥除去試験において適用性が確認された通気及び真空乾燥除去法を用いて、トリチウムが残存する実機の機器・配管類から成る系統についてトリチウム除去を実施し、各乾燥除去法が、単独の機器のみならず系統のトリチウム除去にも適用性を有することを確認した。ただし、外部からの入熱が充分に行えない内部構造を有する機器等の真空乾燥除去においては、凍結によるトリチウム除去の作業効率の低下等の課題が抽出された。
門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 朝倉 大和*; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、重水系機器・配管類の解体撤去作業における作業員のトリチウム内部被ばく防止のため、設備内部に残留するトリチウムを含む重水を除去する必要がある。実際のトリチウム除去では、機器・配管類が狭隘な箇所に設置されている等、大型の除湿装置が搬入できないためにトリチウムを含む重水の乾燥除去が困難な部分がある。このため、中空糸膜分離方式による低露点で小型可搬式の除湿装置を用いて、重水系機器を模擬した試験体による本装置の性能確認試験を実施し、乾燥効率に及ぼす諸条件の影響を調べた。また、本装置がトリチウムを含む重水の乾燥除去に適用可能であることを実機設備において確認した。
松嶌 聡
no journal, ,
「重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉」である「ふげん」は、減速材である重水と中性子の反応等により重水中にトリチウムが生成する。重水中のトリチウム濃度は1979年の運転開始から運転とともに上昇し、2003年の運転終了段階において約250MBq/cmに達した。このため、原子炉運転中はもとより現在の廃止措置段階においても、重水を内包する系統の点検や解体にあたっては、トリチウム拡散防止対策、作業者の防護対策、モニタリングが重要となっている。本報告では、「ふげん」が確立してきたトリチウムの管理技術について、測定、拡散防止、防護、被ばく管理の観点で紹介するとともに、廃止措置段階に入ってから実施している重水を内包する系統のトリチウム除染状況について紹介する。また、トリチウムの取り扱い経験として、環境へのトリチウム放出状況、トリチウム漏えいトラブルの経験を紹介する。
荒谷 健太; 松嶌 聡; 瀧谷 啓晃; 粟谷 悠人; 佐々木 加津也*; 前畑 英彦*; 丸山 聡*
no journal, ,
効率的な解体前除染法の確立に向けて電解研磨技術を応用した除染試験装置を製作し、除染試験を実施した。供試体に「ふげん」の原子炉冷却材浄化系配管及び弁体を使用し、内面の電解研磨を実施したところ、表面線量当量率及び放射性核種濃度が十分に低下する結果が得られ、解体前除染に適用できる見通しを得た。