原子力科学研究所における5施設の廃止措置

照沼 章弘; 内藤 明; 根本 浩一; 宇佐美 淳; 富居 博行; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Review 2010-038, 96 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-038.pdf:5.9MB

日本原子力研究開発機構では、使命を終えた施設及び老朽化した施設並びに機能の集約・重点化を図った結果不要となる施設に対する廃止措置を中期計画に則り効率的かつ計画的に進めている。原子力科学研究所バックエンド技術部では、第1期中期計画(平成17年度後半平成21年度)中に5つの施設(セラミック特別研究棟,プルトニウム研究2棟,冶金特別研究室建家,同位体分離研究室施設及び再処理試験室)について、管理区域の解除,建家の解体撤去を目途とした廃止措置を実施した。本報告では、これらの廃止措置について、これまでに国及び自治体に報告した内容を整理するとともに、作業を通じて得られた事項をまとめた。

クリアランス検認測定等のためのPLシンチレーションサーベイメータの製作

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2008-005, 33 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-005.pdf:2.1MB

原子力科学研究所では、原子力機構(日本原子力研究開発機構)の中期計画に従って、各種原子力施設の廃止措置を進めている。今後、原子力施設の解体の進捗に伴い、管理区域解除にかかわる建屋コンクリートの放射線測定やクリアランス検認測定の増加が予想される。このうち、管理区域解除の放射線測定については、これまでJPDR(動力試験炉)をはじめ小規模の原子力施設で行ってきたが、埋設配管等に残留する放射性物質からの放射線の影響で既存測定器では放射線測定が困難な場合が観られた。一方、クリアランス検認測定については、原子力機構において実施された経験はないが、今後、原子力施設の廃止措置に伴って多量のクリアランス対象物の発生が予想される。このため、管理区域解除にかかわる放射線測定やクリアランス検認測定に適用するために、PLシンチレーションサーベイメータ(以下、「PL測定器」とする)を製作し、各種試験を実施した。その結果、PL測定器による放射能量の評価値は、既存測定器と同等の精度が得られることがわかった。これより、PL測定器は、軽量で容易な操作性を有し、線を補償した測定を行えることから、クリアランス検認測定等に有効と考えられる。

原子力施設の廃止措置費用評価手法の検討

白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2007-057, 46 Pages, 2007/09

JAEA-Technology-2007-057.pdf:21.21MB

各種原子力施設の特徴を整理し、廃止措置費用の概略を短時間で効率的に計算できる評価手法を作成した。本評価手法は、費用評価項目ごとに原子力施設の機器・構造物の重量等に応じた換算係数を用いて廃止措置費用を評価する。評価に必要な換算係数は、旧日本原子力研究所(以下「原研」という)で実施したJPDR等の解体実績及び旧核燃料サイクル開発機構(以下「JNC」という)の再処理工場等で実施した改造工事等の経験をもとに作成した。本報告では、各種原子力施設の廃止措置計画を合理的に進めるために原研とJNCの統合前に作成した原子力施設の廃止措置費用評価手法について換算係数の見直しを行い、新たな廃止措置費用評価手法として整備した。

東海研究所における原子力施設等の解体に関する技術的検討

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*

JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB

日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。

原子力施設における廃止措置の費用評価手法

富居 博行*; 松尾 浄*; 白石 邦生*; 渡部 晃三*; 斉木 秀男; 川妻 伸二; 林道 寛; 財津 知久

デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03

平成13年12月19日の「特殊法人等整理合理化計画」の閣議決定を受けて、平成14年1月29日に日本原子力研究所(以下、「原研」という。)と核燃料サイクル開発機構(以下、「サイクル機構」という。)との統合による新法人の役割・機能等について検討することを目的とした原子力二法人統合準備会議(以下、「統合準備会議」という。)の開催が決定された。原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置に係る解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設、核燃料サイクル施設、研究施設等の約230施設について、共通条件の下で試算することができた。また、試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。今後は、原子力施設の解体、改修工事の実績を反映し、費用評価の信頼性と精度向上を図って行く予定である。本報告では、本評価手法及び評価結果の概要を示した。

廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,1; 準備作業

金山 文彦; 里見 慎一; 明道 栄人; 富居 博行; 立花 光夫

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、解体実地試験としてコンクリートセルに設置された廃液タンクの一括撤去作業を実施しており、廃液長期貯蔵施設地下1階LV-2室から廃液貯槽LV-2を一体のまま搬出し、原子力科学研究所にある解体分別保管棟へ搬送する計画である。現在、廃液貯槽LV-2の一括撤去作業の準備作業として、コンクリート壁の開口,LV-2室の設備・機器等の解体,スラッジの除去及び一括撤去にかかわる準備作業を行い、これら準備作業を通して作業管理,放射線管理,廃棄物管理に関するデータの収集・分析を行った。防護装備を装着させた線量評価用試験体による、線による被ばく低減効果の評価を行ったことにより、防護装備により線による被ばく線量を低減できることがわかった。また、タンク外部より遠隔にてスラッジ除去作業を行うことにより、作業時の空気中放射能濃度を低減できることがわかった。