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三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10
東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。
黒田 康司; 倉林 和啓; 大谷 武久; 富山 祐弘; 三浦 隆智; 生田目 聡宏
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ地震・津波による全動力電源喪失等の重大事故を想定し、東海再処理施設における高放射性廃液、プルトニウム溶液等の崩壊熱除去、水素掃気対策について、安全確保の考え方及び具体的対策を整理した。また、安全対策の妥当性を検証するとともに、安全評価に用いたデータの検証の一例を示した。
三浦 隆智
no journal, ,
東海再処理施設(TRP)では、2018年に廃止措置段階に移行し、その廃止措置工程では約30施設の管理区域の解除するために約70年の期間を要するとしている。TRPでは、現在、解体準備期間(第1段階)として工程洗浄を実施中であり、今後数年以内に実施予定の機器解体(第2段階)にさきがけ、汚染機器を収納したセル内の状況を詳細に調査する必要があり、3D点群データ及び3Dアズビルドの活用が期待できる。一方で、TRPの3Dアズビルド化に際しては、セル内が狭隘で高線量であることや、セル内へのアクセス方法が限られることなど様々な課題がある。今回、これらの課題を踏まえ、TRPの施設の特性に応じた3D点群データの取得方法について検討した。検討の結果、TRPの構造を考慮すると既設点検口からガイドレールとケーブルベアを組み合わせた遠隔治具を用いて測定することが有効であり、さらに新規点検口の設けることにより、セル内のほぼ全てのエリアの3Dアズビルド化を行うことが可能あることを確認した。これにより、TRPのセル内の3Dアズビルド化について、実施方法の見通しが得られた。