Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎
JNC TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07
サイクル機構から発生する全ての放射性廃棄物について、発生から処理・処分に至る廃棄物管理の全体計画(「低レベル放射性廃棄物管理プログラム」)の検討、並びに国における低レベル放射性廃棄物処分に関する安全基準等の策定に資するためのデータ整備を目的とし、東海事業所及び人形峠環境技術センターの管理区域を有する施設(以下、「核燃料施設」という)の解体・撤去に伴い発生する廃棄物量の調査・評価を行った。東海事業所及び人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体廃棄物量は、以下の通りである。(1)東海事業所 東海事業所の核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約1,079,100トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約15,400トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が約1,063,700トンである。(2)人形峠環境技術センター 人形峠環境技術センターの核燃料施設の解体に伴う廃棄物量は、総量約112,500トンである。その内訳は放射性廃棄物相当が約7,800トン、放射性廃棄物として扱う必要のない廃棄物相当(クリアランスレベル以下相当及び非放射性廃棄物相当)が 約104,700トンである。
亀井 一成; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄
JAERI-Research 2000-021, p.29 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-021.pdf:1.37MB
日本原子力研究所において着手している再処理プロセス高度化研究の一項目として、ソルトフリー技術がある。この技術を適応した溶媒洗浄剤として、ブチルアミン化合物を用いた方法を、過去にプロセス安全研究室で開発した。今回、ブチルアミン洗浄剤開発の一環として、廃棄物発生量低減のための分解基礎試験を行った。分解には、有機物分解で開発実績があり、方法としては一般的かつ簡便である、銀酸化触媒を用いた電解法を検討した。この方法が、ブチルアミン電解に適応できる、硝酸濃度、銀触媒濃度、ブチルアミン濃度、電解電位及び温度の各条件を調査、検討し、電解時に発生する副生成物の有無を調査した。
谷本 健一
PNC TN9450 98-002, 52 Pages, 1998/01
核燃料施設のデコミッショニング技術は、測定・除染・解体・遠隔作業等の各要素技術とデーターベースを組合せ、解体工法、費用、工期。作業者の放射線被ばく線量、廃棄物発生予測等を評価しシステム化を図る必要がある。この評価に際しては、解体・撤去対象物の汚染形態等が多種多様であることから、個々のケース毎に最適な手順、方法、作業管理を幅広く検討する必要がある。特に核燃料施設のデコミッショニングに際しての特微は、施設が核燃物質であるプルトニウム等の超ウラン各種、あるいは90SR及び137CS等の核分裂生成物を取扱っていることである。従って、1除染・解体作業時のより厳重な内部被ばく対策、2放射能の包蔵性管理、3二次廃棄物の低減化対策を講ずる必要があるために、除染・解体手法は広い適用性が要求される。また汚染各種の多くは長半減期であることから、1減衰効果によるデコミッショニング作業時の被ばく低減が望めない、2核種の包蔵性維持のために、施設閉鎖後も運転時と同様な管理体制が要求される。3ブローボックス、搭槽類等の機器設備やオフガス設備等の耐用年数は、例えば100年以上は有していないこと等の理由から、基本的には施設・設備の特徴を考慮して、効果的にデコミッショニングに係わる技術開発体験を図る-1に示す。各々の要素技術は、試験を通してその機能・性能を確認するとともに、重要な技術について
環境技術課*
PNC TN9080 93-002, 26 Pages, 1992/12
大洗工学センター(以下「センター」という)の今後の業務展開の中で放射性廃棄物の管理を見通した場合、(1)「常陽」MK-III計画の遂行等による新型動力炉開発、(2)「もんじゅ」燃料等の照射後試験(PIE)を通し高性能燃料・材料の開発、(3)そのため燃材施設等ホット設備更新及び(4)原子炉施設及び核燃料施設の老朽化対応等、従来の「センター」の廃棄物処理計画になかった廃棄物が発生する。これらの廃棄物発生予測に対し、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)の有効利用を図りつつ将来の貯蔵量増大等に対応するためには、基本的には「センター」内で減容処理等の適切な前処理が不可欠である。これらの課題に対応するため、今回「センター」における放射性廃棄物管理の現状と今後の方策についてとりまとめた。
中野 朋之; 飛田 祐夫
PNC TN9420 92-008, 119 Pages, 1992/06
大洗工学センター各施設から発生する放射性固体廃棄物及び放射性液体廃棄物に効果的に管理し、センター内の研究開発及び施設運転の円滑な推進に資するため、平成3年末までの廃棄物処理・貯蔵の実績と平成4年度の廃棄物月別発生予定量と平成4年度以降10年間の廃棄物発生量を予測し、その処理・貯蔵推移から今後の課題と対応について整理した。平成4年度以降の廃棄物発生量の予測については、平成4年1月31日発信の業連3(環技)257で各部門に依頼し、平成4年4月1現在においてすでにプロジェクトが決定しているものを集約してとりまとめたものである。その結果、中央廃棄物処理場(以下「中廃」という)内貯蔵施設の満杯や、MK-3計画や施設のデコミ等によりWDFで処理不可能な大型機器の廃棄物(以後「超大型廃棄物」という)の増大と処理方法の確立されていないため「中廃」へ搬出できない廃棄物(以後「未処理廃棄物」という)の施設内貯蔵量の増加等の課題が生じてきた。このために、各施設への軽減が必要である。なお本報は、今後の事業計画の進展に伴い廃棄物発生者側と受入者側(環境技術課)が計画的に廃棄物の管理が出来るように毎年度見直しを図らっていくこととする。
橋本 孝和; 岡野 正紀; 田口 克也; 永里 良彦
no journal, ,
再処理施設は、多数の施設が点在し、小口径配管や小型機器が多く系統も複雑であるうえ、広範囲に汚染されている。このような特徴を踏まえ、廃止措置計画の策定に当たり、廃棄物発生量及び廃止措置費用の評価は、複雑かつ複数の施設に対して共通的な条件下で合理的に行った。廃棄物は、施設ごとに全ての対象物をリスト化し、過去の工事実績や廃棄物容器の条件及び想定される処分場の濃度条件等から、処分区分毎の重量及び廃棄体数に整理した。廃止措置費用のうち、解体費は、他の原子力施設の実績から施設の特徴や構造、解体方法の類似性を考慮した評価式に基づき算出し、廃棄物の処理処分費用は、廃棄体化処理施設の建設・運転費を考慮のうえ、廃棄体数に処理や処分の単価を乗じて求めた。本発表では、廃棄物発生量及び廃止措置費用の算出の考え方について報告する。
笹川 剛; 島田 太郎; 武田 聖司
no journal, ,
IAEA基準文書(GSR part6)では原子力施設の廃止措置において、適切な被ばく線量の管理と廃棄物発生量の最小化を求めている。そのため、発生する廃棄物量と被ばく線量を最適化する手法を開発する必要がある。そこで、廃止措置工程の条件によりレベル区分別廃棄物量と被ばく線量を算出し、両者の結果を費用便益分析することで最適な解体作業の条件を評価するコードを開発した。さらに、JPDRの廃止措置の既往情報を基に、3種類のタンクと付随する配管の除染・切断のケースに対し、切断する切断片の大きさと収納容器種類に着目した本コードによる感度解析を行い、その適用性について検討した。その結果、レベル区分別廃棄物発生量の収納容器数と作業員の被ばく線量のそれぞれの最小の条件について、異なる傾向がみられた。それらの結果から費用便益分析を行うことで、コストを指標とした最適な容器種類と切断長さの条件を導出することができ、レベル区分別の廃棄物発生量と被ばく線量の結果に基づいた費用便益分析による最適化手法が適用できる見通しを示した。