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長根 悟; 北原 勝美; 吉川 静次; 宮坂 靖彦*; 福村 信男*; 西沢 市王*
デコミッショニング技報, (42), p.2 - 10, 2010/09
原子力船「むつ」の中央部分に搭載された原子炉室は、1996年から附帯陸上施設の原子炉室保管棟に安全に保管,展示されている。主要な放射性廃棄物である原子炉容器及び炉内構造物等は、将来の合理的な廃止措置計画を考えるうえで特に重要な機器であると位置づけている。本報告では、原子炉容器と炉内構造物を収納容器又は追加遮へいにより廃棄体化し、撤去する一括撤去工法について述べる。原子炉容器の一括廃棄体(最大100トン)は、放射能濃度上限値からピット処分に区分され、また、容器密封処置を含む輸送上の要求に基づきIP-2型容器相当の輸送物に該当する。
齊藤 宏; 高橋 邦明; 宮坂 靖彦*; 山名 元*
デコミッショニング技報, (35), p.35 - 44, 2007/03
ウラン鉱山及び関連施設の廃止措置に関する規制動向・措置技術の調査の一環として、旧東ドイツにおいてウラン鉱山跡及び関連施設を措置し環境修復を行っているヴィスムート社を訪問し、捨石たい積場,露天採掘場跡地,鉱さいたい積場及び廃水処理施設を訪問調査した。ヴィスムート社は、1991年以来、国内の旧人形峠鉱山の数十
数百倍の規模に匹敵する捨石・鉱さいたい積場を含む総面積約3,700haのウラン鉱山跡及び関連施設の環境修復を、国際放射線防護委員会(ICRP)の勧告に基づいた1mSv/年の線量基準を適用して計画・実施しており、排水処理を除き2015年までに終了する予定である。本報告では、ヴィスムート社が実施している環境修復作業の概況,法規制,廃水処理等について紹介する。
正木 圭; 杉山 一慶*; 田辺 哲朗*; 後藤 純孝*; 宮坂 和孝*; 飛田 健次; 三代 康彦; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 新井 貴; et al.
Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.514 - 518, 2003/03
被引用回数：55 パーセンタイル：94.93(Materials Science, Multidisciplinary)トリチウム残留量の評価及び吸蔵過程の解明のために、JT-60U W型ダイバータタイルにおけるトリチウム分布を、イメ-ジングプレ-ト技術(TIPT)及び燃焼法により測定した。その結果、発生したトリチウムの約10%がダイバータ領域に残留し、そのトリチウム濃度は、ドーム頂部及び外側バッフル板タイルで高く(60 kBq/cm
)、ダイバータターゲットタイルでは低かった(2 kBq/cm)。DD反応で生成されるトリトンの粒子軌道計算の結果、第一壁及びダイバータタイルに打ち込まれるトリトンの粒子束分布は、TIPT及び燃焼法で得られたポロイダル分布結果と一致した。また、このトリチウム分布は、測定された再堆積層の分布状態との相関は認められなかった。これらの結果から、JT-60Uでのトリチウム分布は、プラズマ中におけるトリトンの粒子損失を反映していることがわかった。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08
動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。
宮坂 靖彦; 田中 貢
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 2, p.1223 - 1230, 1996/00
原子力長計に基づき、科学技術庁からの受託事業として実施してきた動力試験炉(JPDR)のデコミッショニング計画は、我が国における初めての発電炉の解体撤去であるが、作業者等の異常な被ばく及び環境への影響もなく、1996年3月に、成功裏に終了した。同計画においては、原子炉の解体撤去に関する種々の知見及びデータが得られたが、特に、開発した解体工法による遠隔解体、廃棄物管理及びサイト開放の手順は、日本における将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有用な知見となった。本報告は、特にJPDRのデコミッショニング計画において行った解体撤去作業及び廃棄物管理について紹介したものである。
宮坂 靖彦; 渡辺 正秋; 田中 貢; 中村 寿; 清木 義弘; 立花 光夫; 小澤 一茂; 畠山 睦夫; 伊東 慎一; 吉森 道郎; et al.
日本原子力学会誌, 38(7), p.553 - 576, 1996/00
我が国における原子炉廃止措置のあり方及び対策については、安全確保を前提に、地域社会と協調を図りつつ、運転終了後できるだけ早い時期に原子炉を解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この方針に基づき、JPDR解体計画を1981年より開始し、第1段階で解体に係わる要素技術の開発を行った。さらに、1986年から開発技術を適用してJPDR解体実地試験を開始し、1996年3月に無事終了した。これよりJPDR解体実地試験の目的である発電炉の安全な解体が実証され、また解体データの収集・整備が計られた。今後、JPDRの解体によって得られた経験を基に、より安全で、経済的な一般に受容される廃止措置技術の開発が進められるものと思われる。本報は、JPDR解体実地試験の終了にあたり、その成果をレビューし、今後の課題等をまとめたものである。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.11 - 15, 1995/00
日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の解体は、科学技術庁からの委託により、昭和61年から解体実地試験として始められ、解体撤去に関する知見やデータを取得しながら順調に進められている。これまでに、原子炉やタービンの撤去が終了し、平成7年6月現在、原子炉格納容器を撤去中であり、タービン建家等の撤去後、跡地を整地し、平成8年3月までにすべてを終了する予定である。本報では、JPDRの概要、原子炉解体技術開発の要点、解体工事の方法・経過、解体廃棄物の管理及びその成果を紹介する。原子炉解体については、これまでの技術開発、JPDR解体実地試験及び諸外国の原子炉解体実績等から、現状の技術及び改良で十分に対処できる見通しが得られた。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.24 - 28, 1995/00
運転を終了した原子力発電所施設を将来、解体すると大量の放射性廃棄物の発生が予想される。原子炉解体廃棄物は、材質別にまとまって発生し、その大部分の廃棄物が放射能レベルが低く、放射能の減衰効果も期待できるという特徴を有するだけに、この特徴を生かした再利用・リサイクルが考えられる。本報では、放射性金属廃棄物の再利用技術及び諸外国の溶融処理の現状、コンクリート廃棄物の再利用技術並びに放射能レベルが比較的高い炉内構造物等の最小限化を図る処理・処分方策について紹介する。放射性廃棄物の最終処分量の最小限化と再利用・リサイクルについては、基本的に現在の技術とその改良により十分対応できる見込みである。今後は、その実現に向けての基準、全体システムの整備及び実証的な技術開発が必要である。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, (10), p.57 - 67, 1994/06
JPDRの解体実地試験は、昭和61年から始められ、発電用原子炉のデコミッショニングに関する知見やデータを取得しながら進み、平成5年度末までに、解体炉内構造、圧力容器及び生体遮蔽体等の撤去を終了した。本計画は、建屋撤去後、跡地を整地し、平成7年度末までにはすべて終了する予定である。JPDRの解体実地試験が終盤を迎えた現在、将来の大型原子力発電所のデコミッショニングのために本技術開発がどのように進められたかレビューすることが必要であり、また、これまでに得られたデータ及び経験に基づいて、さらに技術開発を進めることが重要である。本稿では、このような視点に基づき、解体実地試験に至る経緯、原子炉解体技術開発の概要及び解体実地試験の概要等について報告する。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
