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稲川 博文*
エバラ時報, (257), P. 38, 2019/04
ふくいスマートデコミッショニング技術実証拠点の一部として整備した水中切断技術を実証するための円筒型プール及び給・排水設備について紹介する。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03
再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。
平林 孝圀
Energy Hum., 45, p.14 - 18, 1998/06
低レベル放射性廃棄物は、放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の現状などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や形状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の除染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を進めている高減容処理施設の概要を紹介する。
平林 孝圀; 門馬 利行
機械の研究, 48(5), p.18 - 24, 1996/00
原子力の利用に伴い発生する放射性廃棄物のうち、低レベル放射性廃棄物は、その放射能レベルが比較的低い反面、発生量が著しく多く、累積保管量は年々増加の一途をたどっている。ここでは、低レベル廃棄物の発生状況、管理の状況などについて概観し、合理的な処理処分の在り方と減容・安定化の必要性について概説した後、多種多様な材質及び核種構成を持ち、比較的処理の困難な研究所等廃棄物の処理を念頭に、減容処理を安全かつ効率よく行う上で必要となる放射能測定や現状・材質測定等の内容物確認技術、減容処理に先立つ分別・切断技術、各種の汚染技術、溶融・安定化技術及び高圧縮技術等について論じる。さらに、原研東海研において、減容効果の高い処理技術を中心とした新たな放射性廃棄物管理システムを構築するために建設整備を計画している高減容処理施設の概要を紹介する。
三森 武男; 根本 浩一; 打越 忠昭; 宮島 和俊; 伊東 章*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.229 - 235, 1995/00
現在、日本においては、核燃料施設の構成機器等の撤去・更新は行われているものの、施設全体の解体については実施されていない。しかしながら、近い将来、核燃料施設の解体は必須の課題であり、これらの技術開発を早急に実施する必要があるため、解体実地試験を実施しているJPDRに引き続くプロジェクトとして、1990年より再処理特研を利用して核燃料施設の解体技術開発を行うこととしている。再処理特研のデコミッショニングにあたっては、まず、保管管理されている廃液の処理を行うとともに、核燃料施設の特徴を考慮した解体技術開発を行ったのち、施設全体の解体を実施する計画である。本報告では、上記再処理特研の解体計画の概要について報告するものである。
三森 武男; 熊谷 典夫*
Nuclear Decom '95 (Poster Session), 2 Pages, 1995/00
再処理特別研究棟のデコミッショニングに用いる「大型槽類遠隔解体装置」の技術開発を平成5年度から進めている。本装置で解体する大型槽の内面は、再処理廃液により
汚染されており、槽及び槽に接続されている多数の配管、ポンプ等の付属機器が狭隘なセル内に混在している。本技術開発は、大型槽内部の除染作業、槽及び接続配管、その他付属機器の解体作業及び解体片の回収とセル外搬出作業の一連の解体作業が全て遠隔操作にて行えるようにするものである。作業員の手作業による直接解体作業では、汚染に対する被ばく管理が重要な問題となり、その対策は放射線防護服の重装備化につながる。本装置の使用により、被ばく量の軽減化と狭隘部における大型機器の遠隔解体を可能とする技術開発の現状について報告する。
石川 広範
RANDECニュース, 0(11), p.9 - 12, 1991/11
OECD/NEAの原子力施設デコミッショニング・プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画には、JPDR解体プロジェクトを含め20のプロジェクトが参加している。協定参加各国は、これらプロジェクトから得られた技術情報や経験等を相互に交換しあうことにより、デコミッショニング技術の向上や解体計画の円滑化に役立っている。本稿では、参加プロジェクトが開発もしくは適用している切断技術について、(1)一般機器の切断、(2)高放射化・高汚染鋼構造物の切断及び(3)コンクリート構造物の解体の3つに区分し紹介する。
手塚 将志; 礒部 篤; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発のため、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の原子炉解体工法の1つとして切断試験や技術開発を進めてきたプラズマアーク切断技術について、これまでの知見を活かし2012年度から切断試験を開始している。2013年度は、前年度に取得した基礎的な切断データを踏まえ、試験体への入熱付与による切断能力への影響、切断方向の差異による影響等について確認するとともに、福島第一原子力発電所における炉内構造物及び炉内溶融金属等を想定した試験体を用いて熱的・機械的物性の切断能力への影響を確認した。
中村 保之; 岩井 紘基; 礒部 篤; 手塚 将志; 佐野 一哉
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリ等の取出しに向けた技術開発のため、新型転換炉原型炉施設「ふげん」の原子炉解体工法の1つとして切断試験や技術開発を進めてきたアブレイブウォータージェット切断技術について、これまでの知見を活かし2012年度から切断試験を開始している。2013年度は、前年度に取得した汎用ヘッドによる切断データを基に、1Fでの狭隘で稠密な炉内状況を考慮した小型化切断ヘッドを用いて炉内構造物及び炉内溶融金属等を想定した試験体に対し、切断試験により切断性能を確認するとともに、切断ドロスによる再溶着がない機械的切断技術の特徴を活かし、対象物の板厚に影響を受けない切断工法の有効性を確認した。
中村 保之; 手塚 将志; 岩井 紘基; 佐野 一哉; 丸山 信一郎*; 綿谷 聡*
no journal, ,
福島第一原子力発電所は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、熱影響が少なくスタンドオフを長く取れるアブレイシブウォータージェット切断技術について、圧力容器下部等に堆積した厚みや物性の不明な燃料デブリ等の取出しを考慮した塊状の対象物に対する切断手法を実証し、燃料デブリ及び炉内構造物の取出し作業時における有力な工法の一つとして適用できる見通しを得た。
手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉
no journal, ,
福島第一原子力発電所は、炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、切断能力が高く水中切断が可能なプラズマアーク切断技術を適用する場合に課題となる溶断ドロスの発生量低減や入熱付与による切断能力向上を実証し、炉内溶融金属等の取出し作業における有力な工法の一つとして適用できる見通しを得た。また、セラミック等のアーク放電しない非導電材の切断に対して、ステンレス鋼等の導電材の覆いの有効性の確認も行った。
中村 保之; 門脇 春彦; 岩井 紘基; 副島 吾郎; 水井 宏之; 佐野 一哉
no journal, ,
「ふげん」原子炉解体は、国内外の廃止措置の実績調査や切断試験の結果等を踏まえ、工期短縮及び二次廃棄物低減等に優位と考えられるレーザ切断工法を選定した。しかしながら、これまで原子炉施設の解体作業にレーザ切断工法を適用した実績がないことから、段階的に切断実証を進め安全性及び適用性を確認してきており、このうち本件では「ふげん」の管理区域内で実機材を切断実証した結果について報告する。
