施設の解体・撤去に伴う廃棄物発生量積算評価-東海事業所及び人形峠環境技術センター-

菖蒲 康夫; 田辺 務; 高橋 邦明; 武田 誠一郎

JNC TN8420 2001-008, 134 Pages, 2001/07

JNC-TN8420-2001-008.pdf:4.4MB

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。

Beam performance of negative-ion based NBI system for JT-60

伊藤 孝雄; 秋野 昇; 海老沢 昇; Grisham, L. R.*; 本田 敦; Hu, L.*; 河合 視己人; 椛澤 稔; 栗山 正明; 日下 誠*; et al.

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.1039 - 1047, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00438-5

JT-60用負イオンNBI装置では高エネルギーの中性粒子ビーム入射運転を出力上昇運転と並行して行っている。ここでは、ビーム特性の評価がビームパワー増加及び最適化のために重要である。この評価のため、ビームラインからの中性子発生量、ビーム発散、ビームラインの熱負荷及び対向面上ビーム分布を使用した。中性子発生量は重水素ビームパワーに比例するので、重水素負イオン電流の状況を簡単に把握できる。NBIのドリフトダクトとイオンダンプで見積もられたビーム発散及び機器の熱負荷はイオン源の運転パラメータ最適化及び入射ビームパワー評価のため使った。ドリフトダクトで測定したビーム発散は設計値の5ミリラジアンにほぼ一致していた。対向面の熱負荷分布はビーム軸を求めるために使われる一方中性粒子ビームの分布を監視するうえでも有効であった。

核燃料施設のデコミッショニング技術開発

谷本 健一

PNC TN9450 98-002, 52 Pages, 1998/01

PNC-TN9450-98-002.pdf:11.7MB

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

高レベル廃液からの放射線分解発生水素量の評価,4; 模擬高レベル廃液の線分解発生水素量

宮田 定次郎; 中吉 直隆*

日本原子力学会誌, 39(12), p.1062 - 1068, 1997/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.39.1062

使用済燃料(燃焼度4.5GWd/t,冷却期間4年)の再処理高レベル廃液を模擬した廃液(SHLLW)のCo線照射により発生する水素量を実験室規模の装置を用いて測定した。SHLLW中には計算コード(ORIGEN-2)より求めた24種のFP成分、3種の腐食成分(Fe,Cr,Ni)及びプロセス添加物1種(P)が含まれ、硝酸イオン濃度は4.97Mであった。水素放出のG値(吸収エネルギー100eV当たりの放出水素分子数)は、攪拌下では0.0164であり、非攪拌下で線量率2.8kGy/h、液深8cm以上の条件では液深(dcm)との間に次式の関係が成立した。G(H)=0.100・d。酸素及び窒素の放出G値も求めた。

高レベル廃液からの放射線分解発生水素量の評価,III; 硝酸水溶液の線分解発生水素量に及ぼす共存金属成分の影響

中吉 直隆; 宮田 定次郎

日本原子力学会誌, 38(12), p.992 - 1000, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.992

著者らは、硝酸水溶液のCo線照射により発生する水素量に及ぼす金属化合物の影響について実験室規模の試験装置を用いて調べた。照射実験は、19種類の金属化合物(硝酸金属塩および金属酸化物)を用いて線量率0.31~4.5kGy/h、金属化合物濃度0.01~1.5M、硝酸イオン濃度2.5~3.0M、温度10~60C、液深8~85cmの条件下で行った。その結果、水素発生のG値は添加する金属化合物の種類と濃度によって異なり、線量率1.8kGy/h、硝酸イオン濃度2.5M、温度30C、液深14cmの場合、0.3Mの金属化合物の添加により水素発生のG値は、無添加に比べ液撹拌下照射では最大約14%、液静下照射では最大約67%それぞれ増加することがわかった。また、酸素と窒素の発生のG値について調べた結果も報告する。

Initial results from neutron yield measurements by activation technique at JT-60U

M.Hoek*; 西谷 健夫; 池田 裕二郎; 森岡 篤彦

JAERI-M 94-002, 25 Pages, 1994/01

JAERI-M-94-002.pdf:0.92MB

JT-60Uにおいて、1放電当りの積算中性子発生量を、シリコン、アルミニウム、銅、亜鉛、ニッケルの箔を用いた中性子放射化法により測定した。モンテカルロ法(MCNPコード)を使用した中性子輸送計算により、照射位置での中性子フルエンスと中性子エネルギー分布を決定した。最近導入した、中性子放射化箔により高ポロイダルベータ実験時に、約100の箔を照射した。2.5MeV中性子発生量の初期測定結果は核分裂電離箱で測定した中性子発生量と良く一致することを確認した。上に示した箔のうち、インジウム箔が全中性子発生量測定に最も適しており、測定誤差は~15%である。重水素-重水素反応の2次生成物であるトリチウムと重水素との核融合反応で生じる14MeV中性子発生量の測定には、シリコンとアルミニウムが最も適しており、測定誤差は~15-20%である。測定されたトリトンの燃焼率は、0.5~1%であった。

大洗工学センターにおける放射性廃棄物の管理 -処理・貯蔵の実績と発生量予測-(平成4年度版)

中野 朋之; 飛田 祐夫

PNC TN9420 92-008, 119 Pages, 1992/06

PNC-TN9420-92-008.pdf:3.71MB

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。

Gamma-ray irradiation effects on cubic silicon carbide metal-oxide-semiconductor structure

吉川 正人; 森田 洋右; 伊藤 久義; 梨山 勇*; 三沢 俊二*; 奥村 元*; 吉田 貞史*

Amorphous and Crystalline Silicon Carbide IV, p.393 - 398, 1992/00

3C-SiC MOS構造の照射効果を高周波C-V特性を用いて研究した。その結果、3C-SiC/SiO界面に界面準位が発生し酸化膜中に固定電荷が蓄積した。これらの量は照射中にMOS構造のゲートに印加されるバイアス極性に依存し、無バイアス及び正バイアスでは、吸収線量の2/3乗に比例して増加した。また負バイアスではまったく増加が認められなかった。この関係はSi-MOS構造の実験結果とよく一致するが、その発生量及び蓄積量はSi-MOS構造のそれよりもはるかに少なかった。

Monte Carlo simulation for the calibration of neutron source strength measurement on JT-60 upgrade

西谷 健夫

JAERI-M 89-138, 32 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-138.pdf:1.0MB

重水素放電を行うトカマク装置において、中性子モニターの出力値と総中性子発生量の関係を較正し、総中性子発生量を精度よく測定することは、核融合利得Qを評価する上で極めて重要である。JT-60では大電流化改造後、重水素運転を標準とすることを予定しており、その中性子発生量は核分裂計数管を用いて測定することを計画している。ここでは、中性子発生源のポロイダル分布を考慮したMCNPモンテカルロコードにより、核分裂計数管の、発生中性子に対する検出効率を計算し、そのプラズマパラメータ依存性、検出器の位置依存性を評価した。その結果、UおよびUの核分裂計数管の検出効率の不確定性は、それぞれ13%、9%であった。

Calculation of Anisotropy Correction Factor for Determination of D-T Neutron Yield by Associated -Particle Method

山口 誠哉; 大山 幸夫; 前川 洋

JAERI-M 84-109, 33 Pages, 1984/06

JAERI-M-84-109.pdf:0.66MB

FNS(核融合炉物理用中性子源)における実験では、T(d,n)He反応によって生じる中性子の絶対発生量は、非等方性を考慮に入れた随伴の粒子法により決定されている。厚いターゲットに対して、非等方性補正因子の計算を行い、誤差について議論した。ここでは、以下の項目について調べた。(1)T:-Tターゲット中での重陽子のエネルギー損失、(2)相対論的運動学、(3)ターゲット中でのトリチウム分布の非一様性。この計算により、非等方性補正因子は+-約1.5%の不確定性を持っており、それは主として重陽子ビームの衝撃によって生じるトリチウム分布の変化によるということがわかった。

廃止措置解体作業におけるレベル区分別廃棄物の発生量と作業員の被ばく線量の最適化に関する検討

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。