Waste management in a Hot Laboratory of Japan Atomic Energy Agency, 1; Overview and activities in chemical processing facility

野村 和則; 小木 浩通*; 中原 将海; 渡部 創; 柴田 淳広

International Journal of Nuclear and Quantum Engineering (Internet), 13(5), p.209 - 212, 2019/00

Chemical Processing Facility of Japan Atomic Energy Agency is a basic research field for advanced back-end technology developments with using actual high-level radioactive materials. Most of them were treated properly and stored in the liquid waste vessel, but some were not treated and remained at the experimental space as a kind of legacy nuclear waste, which we must treat in safety and dispose if we continue research activities in the facility. Under this circumstance, we launched a collaborative research project called the STRAD project, which stands for Systematic Treatment of Radioactive liquid waste for Decommissioning, in order to develop the treatment processes for wastes of the nuclear research facility. In this project, decomposition methods of certain chemicals, which have been directly solidified without safety pretreatment but may cause a troublesome phenomenon, is developing and a prospect that it will be able to decompose in the facility by simple method. And solidification of aqueous or organic liquid wastes after the decomposition has been studied by adding cement or coagulants. Furthermore, we treated experimental tools of various materials with making an effort to stabilize and to compact them before the package into the waste container. It is expected to decrease the number of transportation of the solid waste and widen the operation space. The project is expected to contribute beneficial waste management outcome that can be shared world widely.

原子炉解体にかかわる廃止措置費用評価手法の検討; COSMARDを用いた廃止措置費用の計算

大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB

OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。

Development of computer systems for planning and management of reactor decommissioning

柳原 敏; 助川 武則; 白石 邦生

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.193 - 202, 2001/03

https://doi.org/10.3327/jnst.38.193

原子炉施設の廃止措置計画の策定をより効率的に実施するために、廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を開発した。本システムでは、廃止措置の作業構成に基づいて、解体作業計画の検討に必要な人工数、作業者被ばく線量、廃棄物発生量等を実際の経験から導出した単位作業係数や作業性低下係数を用いて計算する。また、放射能インベントリーや線量当量率の計算とその図形出力、プログラム間のデータの相互利用が可能となるよう情報の統合化が図られている。さらに、プロダクションルールとして、あらかじめ設定した作業構成や作業条件を再構築することにより廃止措置プロジェクトをモデル化する方法を採用した。この結果、グラフィカルユーザーインターフェイスを用いた効率的な情報の統合化による廃止措置プロジェクトの容易なモデル化、また、これまでの経験を反映した各種プロジェクトデータの計算が可能になった。他方、開発したシステムを用いてJPDR解体作業の人工数や被ばく線量を計算し、その結果を実績値と比較して計算モデルの妥当性を検証し、本システムが原子炉施設の廃止措置計画に適用できる見通しを得た。

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。

Demonstration of D&D technologies by Japn Power Demonstration Reactor decommissioning program

柳原 敏; 清木 義弘; 立花 光夫

Decommissioning,Decontamination and Reutilization Worldwide Experience-DD&R What Does it Mean, 0, p.132 - 138, 1996/00

JPDR解体実地試験は、原子力発電所の解体撤去が安全に実施できることを実証するために、我が国で初めて行われた原子炉解体プロジェクトである。本プロジェクトの実施に先立ち、8項目に渡る解体に必要な技術の開発を行い、続いて、開発した技術を適用してJPDRの解体作業が進められた。解体作業では、作業者の安全を十分に考慮し、炉心中央から外側に向かって、機器や構造物の解体撤去が行われた。また、解体作業管理に関するデータ、適用した装置の性能に関するデータ等を収集し、これらを分析して解体作業の特徴を明らかにした。これらのデータ分析結果、また、まとめられた知見は、将来の我が国の商業用発電炉の解体計画を策定する上で有用と考えられる。

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。