第41回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

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

JAEA-Review-2024-003.pdf:4.94MB

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。

Tritium decontamination of contaminated system with tritiated heavy water by drying treatment

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

http://doi.org/10.1115/ICONE24-60531

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。

第24回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

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

JAEA-Review-2011-041.pdf:6.08MB

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。

ふげん廃止措置技術専門委員会 第9回委員会資料集

飯島 隆; 松嶌 聡; 森田 聡; 宝珍 浩仁

JNC TN4410 2004-004, 46 Pages, 2004/03

JNC-TN4410-2004-004.pdf:16.09MB

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。

ふげん発電所におけるトリチウム管理

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。

連続重水濃度計の開発

松嶌 聡; 森田 聡

動燃技報, (86), p.55 - 60, 1993/06

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN1340-93-002.pdf

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。

作業環境測定用使い捨て捕集ビンの検討・試作

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。

原子力施設における放出管理とふげんの例

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。

「ふげん」の廃止措置にかかわるトリチウム除去,1; 実機の機器・配管に対するトリチウム除去技術の適用性評価

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。

ふげんにおけるトリチウム技術開発及び取り扱い経験

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。