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。

Unitization for portability of emergency response surveillance robot system; Experiences and lessons learned from the deployment of the JAEA-3 emergency response robot at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

川妻 伸二; 三村 竜二; 淺間 一*

ROBOMECH Journal (Internet), 4, p.6_1 - 6_7, 2017/02

https://doi.org/10.1186/s40648-017-0073-7

緊急時対応偵察ロボットの可搬性が重要であることは明らかであった。そのため、日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構: JAEA)が開発したRESQ-Aロボットも可搬性の考慮がなされていた。福島第一原子力発電所事故の発生後、JAEAが当初想定した現場状況に合うようにRESQ-Aロボットを改造した。しかしながら、実際の現場状況は想定を超えており、福島第一原子力発電所の操作員から情報を得て、更なる改造が必要となった。実際の状況は混乱していて、原子炉建屋内には瓦礫が飛散し、仮設のケーブルやホースが敷設されていたため、偵察ロボットは制限された通路を操作員が運べ、短時間で再組み立てを行え、更に保守時の操作員の被爆量提言のため、ケーブルやタイヤもはずせるようにしなければならなかった。JAEAは福島第一原子力発電所操作員の協力を得て、JAEA-3ロボットシステムの再改造を行なった。緊急時対応偵察ロボットが可搬性の観点から分割できるようにしなければいけないというのが教訓であり、緊急時対応偵察ロボットの分割に関する基本方針を策定した。

In-situ dismantling of the liquid waste storage tank in the decommissioning program of the JRTF

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。

高圧圧縮充填固化体の空げき率評価

須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-041.pdf:4.73MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。

垂直面線量率マップ作成装置

三村 竜二; 川妻 伸二; 岡田 尚

斉藤 義彦*

特願 2012-114349  公開特許公報  特許公報

【課題】立木や建物の側壁など、垂直面におけるγ線の線量率マップを精確に作成するための装置を提供すること。 【解決手段】伸縮可能なロッドの先端にガイガーミューラ管を取り付け、高所におけるγ線の線量率を測定すると共に、その位置を把握するために、そのGM管と実質的に同位置のロッド上に赤外線発光部を設け、かつロッドの位置から離れた個所に赤外線カメラと可視光カメラを設置して、両者のカメラで撮像された映像を画像処理することで、赤外線発光部の位置とその位置での線量率を、可視光カメラで捉えた測定対象物上に重ねて表示するようにしている。この操作を順次位置を変えながら繰り返すことにより、例えば、建物側壁面などの線量率の分布を建物側壁の可視光写真上に表示する。

パイロットスケール熱分解炉を用いた除染廃棄物の処理試験,3 飯舘村水田土壌の加熱処理

大杉 武史; 中塩 信行; 三村 竜二; 野中 一晴; 中西 良樹; 大越 実; 時澤 孝之; 中山 真一; 木村 武*

no journal, , 

農地等の除染作業から発生する植物や土壌などの除染廃棄物を減容処理することを目的として、パイロットスケールのロータリーキルン型熱分解炉を製作し、加熱処理試験を行った。本報では、飯舘村の水田から採取した性質の異なる土壌を用いて行った加熱試験結果について報告する。

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,1; 解体計画の概要

中塩 信行; 三村 竜二; 村口 佳典; 根本 浩一; 白石 邦生; 立花 光夫; 窪田 晋太郎; 川越 浩

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ために、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。本報告は、LV-1の原位置での解体計画の概要について述べる。

廃液貯槽の高濃度放射性残渣回収及び除染作業における放射線管理

荒川 侑人; 藤井 克年; 三村 竜二; 中塩 信行; 小沼 勇; 宍戸 宣仁; 梅原 隆

no journal, , 

再処理特別研究棟における再処理試験に伴い発生した廃液を貯蔵していた、廃液貯槽LV-1の高濃度放射性残渣の回収及び除染作業が実施された。残渣回収作業では集塵器を使用するため、集塵中の放射能濃度上昇による内部被ばくと、残渣を回収した容器からの外部被ばくが懸念され、残渣回収後の除染作業はLV-1内に入り実施するため、身体汚染及び内部被ばく、体幹部と末端部(手足)の外部被ばくが懸念された。このため被ばく低減について検討し、適切な呼吸用保護具の着用、遮蔽、作業時間の管理等で被ばく低減を図ることとした。そのほか、作業場の汚染拡大防止措置として、グリーンハウスによる区画管理を実施した。その結果、個人の最大実効線量は計画の1/8程度に抑えられ、内部被ばくについても作業後の全身カウンタでの測定で有意な値は検出されなかった。実効線量が低く抑えられた理由として、検討した被ばく低減措置が有効であったこと、作業手順を事前に確認及び検討することにより計画より短い時間で作業できたこと、残渣回収によりLV-1内の線量当量率が予測よりも低減されたことがあげられる。また、区画管理を適切に実施したことにより作業場所以外の区画における空気中放射能濃度や表面密度の上昇はなく、汚染が拡大することはなかった。高濃度汚染環境下での作業における放射線管理として、特に被ばく低減措置、汚染管理について検討し、適切な放射線管理を実施することができた。引き続き実施されるLV-1本体の解体作業についても、得られた経験を踏まえて適切な管理を実施する。

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。

放射線測定技術開発,福島第一原子力発電所事故対応; 線可視化装置の開発(福島第一原子力発電所事故緊急対応)JR-1(JAEA Reconnaissance 1)の概要

三村 竜二; 岡田 尚; 五十嵐 幸

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が実施した福島第一原子力発電所事故の緊急対応のうち、放射線測定及び遠隔ロボットについて紹介する。