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澤畠 啓
保健物理, 28, p.368 - 371, 1993/00
原子力施設においては、管理区域内で発生した放射性廃液は一旦廃液貯槽に貯留し、廃液の一部を採取して放射能濃度を測定している。廃液の放射能濃度の測定値の信頼性は、採取試料の代表性、測定器の性能などに依存する。測定器は定期的に点検校正を行い性能の維持を図っているが、採取試料の代表性については必らずしも確認されていない。採取試料が廃液を代表しているかどうかは、貯槽内廃液の放射能濃度の一様性に依存する。そのため、採取試料の放射能濃度と貯槽内廃液の攪拌時間の関係について調査した。その結果、循環ポンプ方式の場合は貯留廃液量以上を循環する、エアーパージ方式の場合は4分間以上エアパージする、プロペラ方式の場合は3分間以上攪拌する必要のあることが分かった。
阿部 仁; 館盛 勝一; 鈴木 伸一; 内藤 俶孝
JAERI-M 91-203, 34 Pages, 1991/11
高レベル廃液中には、溶媒抽出工程から分離された超ウラン元素や核分裂生成物が溶解しており、それらの崩壊熱によって廃液は加熱されている。したがって実際の高レベル廃液貯槽では、冷却機能が絶えず作動しており、廃液の温度上昇・沸騰を防いでいる。しかし工程に対して、誤操作や機器の故障が加わり、その冷却機能の一部あるいは全部が失われた場合には、廃液の温度は上昇し、場合によっては沸騰さらに蒸発乾固を引き起こす可能性がある。HLST(Simulation Code for Transient Phenomena in High Level Liquid Waste Storge Tank)は、冷却コイル中を流れる冷却水の流量に異常が生じたと仮定することで廃液に対する冷却機能の喪失を模擬し、その機能喪失の度合いと廃液状態の経時変化をシミュレーションする計算コードである。本報告書はHLSTの使用手引書であるとともに、プログラム内容説明書でもある。
中塩 信行; 村口 佳典; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業及び底部の除染作業について述べる。
三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業計画の概要について述べる。
三村 竜二; 横塚 佑太; 根本 浩一; 白石 邦生
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、
核種で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。前回までに報告したLV-1内残渣の回収作業後に、内部配管及び貯槽の切断作業に着手しており、本報告では、LV-1の切断作業について述べる。
横塚 佑太; 三村 竜二; 藤倉 敏貴; 根本 浩一; 信田 重夫
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、核分裂生成物で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。LV-1内部配管、上鏡部及び胴部の切断作業後、LV-1下鏡部の切断を平成27年度に実施しており、本報告はLV-1の切断作業について述べる。
横塚 佑太; 三村 竜二; 藤倉 敏貴; 村口 佳典; 根本 浩一; 信田 重夫
no journal, ,
再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、核分裂生成物(FP)で汚染された廃液貯槽LV-1のコンクリートセル内での解体(原位置解体)を行っている。本報告はLV-1の冷却水ジャケット及び脚部の切断作業について述べる。
