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明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-025.pdf:4.73MB
再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。
打越 忠昭
RANDECニュース, (46), P. 10, 2000/08
JRTFでは平成8年から設備・機器等の解体実地試験に着手し、これまでにグローブボックス15基、フード2基及び試験設備の一部を解体した。平成11年度は、ホットケープ内の機器類、サブケーブ内の機器類及びTRUスラッジ固化装置の機器類の解体を実施した。解体作業では解体対象物が
核種により汚染しているので、エアラインスーツ等の防護具を用い内部被ばくを防止するとともに、鉛板による遮へい等を行い内部被ばくの低減にも努めた。解体機器は火花や切粉の飛散が少ないバンドソー等の機械的切断工法を用いた。これらの解体作業に要した人工数は約6,500人・日、集団線量当量は約6mSv、解体廃棄物は38トンであった。また本体施設の床、壁及び天井面を対象にYAGレーザーによるコンクリート表層はく離試験を行い、はく離作業効率、二次生成物の回収率等の各種データを取得し、はく離技術の有効性を確認した。
三森 武男; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (12), p.49 - 58, 1995/07
原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設については、JPDRを利用して解体実地試験が実施されている。一方、核燃料施設に関する解体技術開発については、体系的な技術開発は行われておらず、一部機器の撤去・更新等が動燃や原研で行われているのが現状である。このため、すでにその使命を果し、閉止されている原研再処理特別研究棟を使って平成2年度より再処理施設解体技術開発が進められている。本報告では、再処理特別研究棟等の概要、デコミの第1段階である廃液処理、再処理特別研究棟を解体するための各種技術調査に基づく基本計画の策定及び解体撤去を安全に効率的に行うために必要な解体技術開発の現状等、原研再処理特別研究棟の解体計画について述べる。
三森 武男; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (6), p.61 - 71, 1992/11
原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設の解体については、既にJPDRで実施試験が行われ平成6年度には終了する計画である。一方、核燃料施設等の解体技術開発は、動燃や原研において一部機器の撤去更新等は行われているものの体系的に施設全体を解体することは実施されていない。このような状況をふまえて、我が国最初の再処理試験施設が設置されている原研再処理特別研究棟を使って核燃料施設解体技術開発が平成2年度より開始されている。本報告では、再処理特別研究棟の概要、第一段階である廃液処理の現状および当該特研の解体計画全体について示した。
