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島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏; 佐藤 忠道*; 酒井 伸一*
Proceedings of 9th Biennial International Conference on Nuclear and Hazardous Waste Management (Spectrum '02) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/08
原子炉施設の廃止措置計画立案時に、作業従事者の被ばく線量を精度よく評価しておくことは、作業管理及びコスト評価上重要である。そこで、原子力施設解体時に作業従事者の外部被ばく線量を評価する計算プログラム(DOSE)を開発し、廃止措置計画の策定及び管理システムCOSMARDに組み込んだ。JPDR解体実地試験で得られた作業従事者の外部被ばくに関する知見に基づき、WBS(Work Break Structure)を考慮しCOSMARDで算出した作業別及び職種別の作業人工数に対して、作業従事者が作業する局所的な範囲における線量当量率を与えて外部被ばく線量を算出するプログラムを開発した。また、解体作業に特有な放射能の減衰及び作業場所からの撤去、さらに1日の作業における実質作業時間を考慮する評価方法もあわせて整備した。JPDR原子炉格納容器建屋内部の機器・構造物解体作業に対して評価を行った結果、集団外部被ばく線量の評価値は実績値とほぼ一致し、本計算プログラムが原子力施設の解体作業における作業従事者の外部被ばく線量評価に有効であることが示された。
島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-060, 44 Pages, 2001/09
原子力施設解体時のエアロゾルの飛散挙動を評価するため、グリーンハウス内でプラズマアーク切断を行い、グリーンハウス内の空気及び高温ガス流れを可視化するとともに、グリーンハウス内温度分布の時間変化、排気の温度変化、エアロゾル個数密度及び粒子径分布を測定した。その結果、切断中は、エアロゾルの飛散挙動は浮力によって上昇する高温ガスの流れと一致することが明らかになった。切断後は、高温ガスによる流れは消滅し、温度成層が形成されて高温ガスの速度が低下するため、エアロゾルは沈降する傾向にあったが、床面近傍に到達すると吸排気によって形成される床面に沿った比較的速い流れに乗って再び浮遊することがわかった。
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。
島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏
混相流, 13(4), p.350 - 357, 1999/12
原子力施設の解体時には、機器や構造物を各種工法により切断する。このときエアロゾル粒子等の副次生成物が発生し、作業員の内部被ばくや汚染拡大の原因となる。副次生成物の発生を抑制するとともに、その飛散挙動を制御することによって安全な解体作業が実現できる。原研ではその安全性評価の一つとして解体作業時のエアロゾル粒子飛散挙動を数値解析により評価し、またその検証のためにグリーンハウス内で切断実験を行った。本稿では改良したFLOW3Dを用いての解析方法、切断実験の測定方法を述べ、それぞれの結果を比較した。その結果、切断を行う以前の定常状態はもちろん、多量の熱供給によって発生する上昇流を十分な精度で模擬できることを確認した。切断中及び切断後の空気中放射能濃度の時間変化及び空間分布を評価した。
島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 9 Pages, 1999/00
原子力施設の解体時には作業員の内部被ばくや汚染拡大を誘発する放射性エアロゾル粒子が多量に発生するため、解体作業時の安全性を評価する必要がある。そこで、プラズマアーク切断時におけるエアロゾル粒子の基本的飛散挙動を実験と解析から把握した。実験では、レーザーライトシート法を用いた流れの可視化、グリーンハウス内の温度変化測定等を行い、同時に同体系で改良したFLOW3Dを用い解析を行った。その結果、実験では、切断終了直後に上昇流の形跡が観察され、そのうえ昇流の形状から切断トーチのノズル出口から噴出した高温ガスはすぐさま上昇し、壁面に達する前に天井に到達すること、さらに温度変化については、最高温度部が天井に沿って時々刻々と移動することがわかった。これらの結果は解析結果と定量的に一致した。
島田 太郎; 立花 光夫; 柳原 敏
Proc. of SPECTRUM'98, p.227 - 232, 1998/00
原子力施設の解体時に、機器・構造物を切断することにより発生する放射性エアロゾル粒子は、作業員の内部被ばくや汚染拡大の原因となる。そこで、エアロゾル粒子を作業環境から効率的に排除することを目標に、作業環境中におけるエアロゾル粒子の飛散挙動を汎用熱流動解析コードFLOW3Dを用いて3次元で解析した。その結果、エアロゾル粒子の飛散挙動は、機械的切断では作業環境内の吸排気による流れに支配されるのに対し、熱的では熱供給によって生成される上昇流に支配されることを確認した。
バックエンド技術部
JAERI-Tech 97-001, 87 Pages, 1997/02
将来の商用発電炉の廃止措置に備えて原子炉施設の解体に必要な技術を確立することは、整合性のある原子力開発を図る上で極めて重要である。このため発電用原子炉として役割を終えたJPDRを利用し、科学技術庁からの委託を受け、昭和56年度から平成7年度末まで、原子炉解体技術開発を実施した。解体技術開発では、JPDRのみならず将来の商用発電炉の解体に役立つ技術の蓄積と情報提供を意図して、8項目にわたる技術の開発を達成した。解体実地試験では、解体技術開発で得られた知見、有効性の分析を通じて原子炉の解体を無事完遂することができた。また原子炉施設の解体撤去に関する多くのデータが収集・整備された。本報告書は、原研で行った原子炉解体技術の開発・解体実地試験の概要を紹介したものである。
河村 和広; 虎田 真一郎; 安藤 康正
PNC TN8600 93-003, 269 Pages, 1993/02
第11回KfK/PNC高レベル廃棄物管理会議をドイツ、カールスルーエ原子力センター及びベルギー、PAMELAガラス固化施設で開催した。本会議は、PNCとKfKとの協力協定に基づいて、毎年日本とドイツで交互に開催されているものである。昨年KfKで開催予定の会議は、双方の日程調整がつかず開催できなかったため、第11回の今回は、一昨年以降の双方の進捗状況について情報を交換した。PNC側からは、TVFの紹介、大型メルタの確証試験結果、ガラス固化体特性について発表し、KfK側からは、WAK再処理施設廃液固化試験結果、中国向けメルタの製作、米国ハンフォード1/10スケールメルタ試験状況について発表があった。さらに、メルタ運転、設計、白金族元素挙動、ガラス品質について詳細な議論を行った。またWAK廃液の固化試験のために運転されている高炉底勾配メルタ(K-6′)及び同じ建屋内に設置されたハンフォードメルタ、INE施設内で製作中の中国向けメルタ(K-W3)を見学した。KfKでは、これまで蓄積した技術を基に、国際的な研究開発ビジネスを展開するという方法でメルタ技術開発力を維持・強化している。今後の技術情報の入手は、KfKと第3者との契約のために制約されることが考えられる。契約先である中国、米国の技術者は、KfKの試験に参加しており、PNCからも協定に基づく技術者の受入れ、試験への参加は可能とのことである。PAMELAガラス固化施設は、1991年10月にユーロケミー再処理工場廃液のガラス固化処理を終了し、現在メルタの解体作業を行っている。今回の訪問では、メルタ解体現場の見学と技術打合せを行い、解体技術及び固化体品質に関する情報を収集した。本会議では、メルタ技術等を中心に、今後のTVF運転及び大型メルタ設計を進める上で有益な情報を得ることができた。