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。

JRR-1炉心構造物の放射能インベントリ評価

圷 敦; 岸本 克己; 助川 武則; 島田 太郎

JAERI-Tech 2003-090, 75 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-090.pdf:6.83MB

我が国で初めて建設された研究用原子炉であるJRR-1は、1957年から1968年まで運転された後に永久停止された。現在、原子炉本体は安全貯蔵の状態で保存されている。JRR-1施設は当分の間展示室等として使用されるが、いずれJRR-1は解体撤去されると思われる。そこで、将来、JRR-1の解体撤去が計画されるときに備えて、中性子輸送計算コードDORT及び放射化計算コードORIGEN-MDを用いて、原子炉本体の放射能インベントリ計算を行った。その結果、2002年4月時点で、放射能濃度の最も高い機器・構造物は炉心タンクであり、その平均放射能濃度は6.40Bq/gであった。また、レベル別に分類した廃棄物量は、低レベル放射性廃棄物が約400kg,極低レベル放射性廃棄物が約14,000kg,放射性物質として取り扱う必要のない廃棄物が約250,000kgと推定された。

解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用にかかわる放射線被ばくの検討

中村 寿; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB

原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数Sv数十Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。

動力試験炉(JPDR)の解体廃棄物データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-050, p.113 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-99-050.pdf:5.95MB

解体実地試験で収集したデータの中から廃棄物に関するデータの分析を進めその特徴をまとめた。この結果、解体実地試験から発生したすべての廃棄物(固体)は24,420トンで、このうち、放射性廃棄物は3,770トンであり、これらは施設全体の機器・構造物の65%及び10%を占めることが明らかになった。さらに、放射能レベル毎の廃棄物発生量の分析では、極めてレベルの低い放射性廃棄物が約80%、比較的レベルの高い放射性廃棄物が4%であった。他方、放射性廃棄物の多くは各種容器に収納して保管しており、その特性に関する分析では、約8,000個の容器が発生し、その平均収納効率は約0.93/mトンであった。これらの分析結果を解体実地試験が開始される前に予測した廃棄物発生量と比較し、精度良く廃棄物発生量を予測するうえで重要となる要点を明らかにした。

動力試験炉(JPDR)の解体における作業データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 98-010, 186 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-010.pdf:7.12MB

原研においては昭和61年から進められてきたJPDRの解体作業が平成8年3月までに完了した。この解体作業では、解体作業に関係する種々のデータを体系的に収集し、計算機に蓄積して解体データベースを構築するとともにこれらのデータを分析して解体作業の特徴を明らかにした。また、収集整理した作業データの汎用性に関する検討を行うとともに、他の原子力施設の解体作業の計画に適用することを目的にして、データの分析結果を単位作業係数や管理データの予測のための単純な数式として、より一般性のある形にまとめた。作業データの分析結果は将来の商業用原子力発電所の解体計画の作成等に適用できるものである。

Strategy and program development on nuclear facility decommissioning in Japan

田中 貢

Proc. of Int. Conf. of Dismantling of Nuclear Facilities, 1, p.54 - 64, 1998/00

原子力開発の初期に建造された試験用施設の幾つかは老朽化が進んでおり、JRR-2又はJPDRのように、最終停止又は廃止措置されたものがある。我が国初の商業用原子力発電所である東海発電所は1998年3月までに最終停止し、その後、廃止措置される予定である。21世紀初頭になると原子力発電所の廃止措置は我が国においても重要な課題になる。このような背景において、廃止措置に関する技術開発が進められ、また、総合エネルギー調査会原子力部会の原子炉廃止措置対策小委員会により商業用原子力発電所の廃止措置に関する検討結果が報告された。今後、我が国における廃止措置に関して、技術開発、規制の整備、廃棄物処理処分の検討が本格化するものと考えられ、商業用原子力発電所の廃止措置が安全で合理的に実施されることが期待できる。

Systems engineering approach to planning and evaluation of nuclear power plant decommissioning

柳原 敏; 白石 邦生; 助川 武則; 立花 光夫

Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5)(CD-ROM), 6 Pages, 1997/00

JPDR解体プロジェクトにおける技術開発の1つとして、原子力発電所の廃止措置を安全で効率的に実施するための各種条件を総合的に検討することを目的に、システムエンジニアリングに関する研究を実施した。本研究では、JPDRの解体作業からさまざまな作業データを収集するとともに、その分析を進め、廃棄物の発生量、作業人工数、作業者被ばく線量、解体装置の性能等に関して、解体作業の特徴を明らかにした。また、基本となる作業項目(単位作業)を抽出し、それらに対して作業人工数等の諸量を計算するモデルを作成するとともに、解体計画の作成にJPDR解体プロジェクトの知見等を反映するエキスパートシステムの開発を進めた。これらは、将来の我が国の商用発電炉の廃止措置計画の検討に役立つものである。

Systems engineering for decommissioning the Japan Power Demonstration Reactor(JPDR); A Study on characteristics of decommissioning waste

柳原 敏; 伊東 慎一; 白石 邦生

Proc. of the 1993 Int. Conf. on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation,Vol. 3, p.423 - 431, 1993/00

JPDR解体プロジェクトでは、放射化または放射能汚染した機器・構造物を細断して全て容器に収納した上で保管するという特徴ある方針の下で作業が進められている。また、解体作業からは、作業別に、人工数、廃棄物量、作業者線量当量などのデータを体系的に収集し、解体データベースを構築している。そこで、本解体プロジェクトの特性を明らかにすることを目的に、システムエンジニアリングの一つとして、解体作業とともに廃棄物管理に関する分析を実施した。この結果、種類別の容器使用量とその収納効率、所要人工数と付随廃棄物(作業員の手袋、靴カバー、ビニールシート等)量との関係などが明らかになった。これらの分析結果は、将来の大型発電炉のデコミッショニング計画作成やプロジェクト管理に有効に役立つものである。