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影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.
JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB
燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。
富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*
JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB
日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。
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。
伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久
JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB
プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値(
放射能:8.2
10-3Bq/cm2、
放射能:1.210-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取
安達 武雄; 伊藤 光雄; 山口 仁志; 武石 秀世; 大崎 章; 小川 力男; 太田 三郎; 関野 伯明; 池田 三郎; 伊藤 幸夫; et al.
JAERI-Tech 98-053, 46 Pages, 1998/12
腐食、劣化の著しい第4研究棟西棟2F,3Fの排気ダクトを撤去し、硬質塩化ビニール製ダクトに更新した。準備作業を平成9年7月から始め、12月に更新工事を開始し、平成10年4月に終了した。本報告は、第1種管理区域内でのダクト更新工事の概要を作業記録としてまとめたものである。
荒川 和夫
Isotope News, (525), p.57 - 58, 1998/02
放射線事業所における大型加速器施設の日常管理について、(1)放射線発生装置使用施設の健全性を確保するために必要な管理、(2)加速器を安全にかつ安定に運転するための管理、及び、(3)加速器の運転や照射実験による機器等の放射化による放射線被ばくと汚染防止のための管理、について加速器施設における特有な問題を含めて記述した。更に、共同利用施設として外部利用者も含めて、照射実験の安全性と施設の健全性について述べた。
水下 誠一
Proc. of 20th JAIF-KAIF Seminar on Nuclear Industry, p.4.1.1 - 4.1.15, 1998/00
国際放射線防護委員会(ICRP)は、1990年勧告において、新しい知見に基づき人の被ばく限度の低限を勧告している。日本では、放射線審議会において、ICRP1990年勧告の国内法令への取り入れの検討が1991年より行われ、1998年6月には意見具申が出されている。これと現行法令との主な相違点は、職業被ばくの線量限度5年間100mSv(ただしいかなる1年も50mSvを超えない)、女性の職業被ばくの線量限度3ヶ月5mSv、公衆の被ばく限度に基づく管理区域境界値の設定等である。実施上の問題等が今後議論されることになる。一方、内部被ばくと外部被ばくに係わる技術検討ワーキンググループが1998年3月に設置され、技術的指針の検討が行われている。本発表においては、放射線審議会の意見具申の概要及び技術的指針の検討状況を紹介する。
畠山 睦夫; 立花 光夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 97-064, 43 Pages, 1997/12
JPDRの解体実地試験においては、原子力安全委員会の考え方に従って、解体から生じる廃棄物を「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱うことを前提にした建家解体のための手順について検討し、その結果を以下のように実施した。1.原子炉の運転記録による汚染領域の定性的な区分、2.建家表面の放射能測定、3.汚染部分に安全余裕を加味した範囲の除染。1から3により、発生する廃棄物を「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱い、建家を解体できるものと考えたが、念のため、表面汚染計による建家表面の全面測定、及び、試料採取による放射能測定を実施し、原子炉の運転で生じた放射性核種が残存していないことを確認した。本報告書は、これらの結果について述べたものである。
三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*
PNC TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03
本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。
平成7年12月 管理区域立ち上げから使用前検査合格まで)石田 順一郎; 二之宮 和重; 大西 俊彦; 堀越 義紀; 長谷川 憲一
PNC TN8440 96-008, 183 Pages, 1996/03
ガラス固化技術開発施設は、平成4年4月に施設が竣工し、同年5月からコールド試運転を行い、平成6年9月2日に管理区域を設定した。その後、平成7年1月31日からホット試験運転(HT-95-1)を開始したが、同年2月22日に溶融炉ガラス流下停止事象が発生したため同年3月1日に試験運転を終了し、引き続き本事象に係わる復旧作業を行い、同年8月31日に復旧作業が全て終了した。同年9月18日からホット試験運転(HT-95-2)を開始し、同年10月26日に最終使用前検査(線量当量率等の検査)を受検し、翌日ホット試験運転(HT-95-2)が無事終了した。同年12月1日に使用前検査合格証が交付された。管理区域設定からホット試験運転(HT-95-2)終了までの間、個人被ばく管理及び作業環境管理において特に問題はなかったが、排気監視において第2付属排気筒から14Cが放出基準値未満であるものの検出下限値を若干上回る放出が確認された。本報告書は、ガラス固化技術開発施設の放射線管理について、管理区域立ち上げから使用前検査合格まで実施した業務の経緯、定常放射線管理、作業管理、排気の監視及び管理区域立ち上げ時の改善等について取りまとめたものである。
畠山 睦夫; 立花 光夫
動力・エネルギー技術の最前線 : 動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 1996, 0, p.360 - 363, 1996/00
JPDRの解体実地試験は、我が国で初めての原子炉の解体作業であった。その最終段階では、管理区域内の汚染物質を取り除き、既存工法による建家の解体撤去が可能となるように、管理区域を解除することが必要であった。このために、原子力安全委員会が了承した基本的な考え方を適用し、放射性廃棄物と「放射性廃棄物でない廃棄物」とに区分する手順を検討するとともに、その検討結果を実際の作業に適用した。この結果、「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱うために確立した汚染部分を限定するための測定、除染、汚染のないことの確認測定等、施設の開放に関する一連の手順を確立することができた。これらの経験は、将来の商用発電炉の解体に役立つものと考えられる。
牧野 勉; 室川 佳久; 藤原 孝治; 吉岡 正弘; 稲田 栄一; 上野 勤
PNC TN8440 96-005, 558 Pages, 1995/10
新規施設の管理区域設定のため,国,地方自治体及び事業団内の許認可等の手続きを行うに当たり,実施した詳細内容を報告する。管理区域設定準備に必要事項を国,地方自治体,事業団内,施設内,従業員等に分類し,ひとつひとつ,変更,改訂,設置等を実施した。原子炉等規制法に定める再処理設備のその他附属施設のうち,主要な試験施設として昭和63年2月9日付けで設置変更承認を得たガラス固化技術開発施設(TVF)は,設工認,建設工事,試運転等を経て,使用前検査に合格し,保安規定の変更許可等を取得し,かつ,事業団内外の了解を得て,計画通りに平成6年9月2日に管理区域を設定した。新規施設の管理区域設定準備に必要な項目,内容,スケジュール及び対応時の具体的な内容をまとめることができた。今後の新規施設の管理区域設定準備及びホット試運転開始準備に資する。
立花 光夫; 畠山 睦夫; 清木 義弘; 柳原 敏
ICEM 95:Proc. of 5th Int. Conf. on Radioactive Waste management and environmental Remediation,Vol. 2, 0, p.1683 - 1686, 1995/00
将来、日本における商用発電炉の廃炉を考慮し、1981年、JPDR廃炉プログラムが開始された。そのJPDR解体実地試験における基本方針は、廃炉プロジェクトの実証として、様々な技術を適用し、施設からすべての放射性物質を撤去することにある。解体実地試験は、1986年から行われている。すでに施設の主要部である圧力容器や生体遮蔽体は、1994年1月までに撤去された。この後、最終段階として、コンクリート表面の除染と確認測定作業を始めた。この作業は、1995年3月に終了した。その後、建物が撤去され、整地が行われる。JPDR廃炉プロジェクトは、1996年3月までに終了する予定である。施設の放射線管理区域を解除するためには、その手順の確立が必要となる。従って、効果的な方法を研究し、適用した。本論文は、管理区域解除に必要な除染と放射能測定作業の手順及び取得データについて記述したものである。
北谷 文人; 高橋 武士*
PNC TN8410 94-268, 39 Pages, 1994/09
化学励起ヨウ素レーザ(COIL)は、ファイバー伝送可能な高効率出力レーザとして遠隔での光エネルギー利用のために研究開発が進められている。動燃においても管理区域での装置部品の解体および補修のために光エネルギーの利用を考えている。このためのレーザ光源としてCOILの研究開発を行っている。本報告書では、原子力にCOILを応用するために、その基礎的特性を把握し、より高度な応用を目指したパルス化などの特殊動作をおこなわせるための基礎的データの収集を目指した出力100W試作機の設計製作を行ったので報告する。
桜井 直行
PNC TN8440 93-045, 104 Pages, 1993/09
平成5年度第2・四半期(平成5年7月平成5年9月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表会等について、取りまとめたものである。
吉田 浩; 成瀬 日出夫; 大川 慶直; 胤森 望*; 堀切 仁*
JAERI-M 93-107, 112 Pages, 1993/05
本設計検討は、ITER(CDA)/FERのトリチウムプラント概念設計の一環として実施したものである。検討対象建家としてはレイアウトが比較的明らかになっているFER建家を用いた。報告書の内容は以下の通りである。(1)従事者、一般公衆のひばく防護に関する各種法令の比較検討、(2)再処理施設、PWRにおけるゾーン区分の調査、(3)原子力施設における建家気密度の調査、(4)核融合実験炉建家におけるゾーン区分(案)、(5)雰囲気トリチウム浄化設備(通常時、分解修理時、事故時用)の系統設計、機器設計、配置設計、(6)大量トリチウム放出事故時の所要換気風量と運転時間、(7)雰囲気トリチウム浄化設備からのトリチウム廃液発生量、廃液濃度推定、(8)トリチウム廃液の減容濃縮設備規模検討。
覚方 邦江; 新沢 幸一*; 木村 一英; 田多井 和明; 室川 佳久; 真道 隆治; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-005, 118 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設の非常用発電機の設置及び第二中間開閉所改造工事は,本施設建設工事の一環として,非常用発電機の設置については,平成元年3月より平成3年5月にかけて又,第二中間開閉所改造工事については,平成元年9月より平成3年2月末にかけて工事を行った。本報では,本工事の契約,設計,許認可,工事の詳細内容を報告した。本報の主な内容は,次のとおりである。(1) ガラス固化施設非常用電源系システムの概要(2) 全体工程と予算・契約(3) 非常用発電設備システムの設計(4) 第二中間開閉所の改造設計(5) 非常用発電設備製作据付工事(6) 第二中間開閉所改造工事(7) 総合連動試験(8) 許認可業務と国の使用前検査
覚方 邦江; 福永 俊夫*; 田多井 和明; 木村 一英; 石川 一富*; 新沢 幸一*; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-004, 83 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という)は、昭和63年より建設を開始し、電気設備工事(以下「本工事」という)については、昭和63年9月より工事着工し、平成3年7月末を以って完了した。本報では、本工事の契約、工事、検査等の詳細内容を報告した。本報の主要な内容は、次のとおりである。(1)工事の目的及び概要(2)工事の仕様及び条件(3)工事の方法及び手順(4)施工上の技術的検討事項(5)工事の延人数及び工数(6)検査(7)工事中の不具合事例とその対策(8)反省と今後の課題
山本 勝; 前島 清夫*; 峰山 広行*; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 本橋 昌幸; 上野 勤
PNC TN8470 93-003, 115 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)の管理棟工事(以下「木工事」という。)は、平成元年9月25日より現地工事を開始し、約2.5年の工期を要して、平成3年2月28日に竣工した。管理棟は、地上4階より構成し、1階部分にプロセス機器へ圧空・純水等を供給するユーティリティ室と非常用発電機を設置する発電機室を設け、2階以上には運転員の居室を設けた。本報では、本工事を建家工事、電気設備工事、換気空調給排水設備工事の各工事に区分し報告した。本報の主要な内容は次の通りである。(1)工事の目的及び概要(2)工事の仕様及び条件(3)工事の方法及び手順(4)施工上の技術的検討事項(5)工事の延人数及び工数(6)検査(7)反省と今後の課題
竹之内 正; 桜井 直行
PNC TN8440 92-053, 110 Pages, 1992/09
平成4年度第2四半期(平成4年7月平成4年10月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進・研究開発・外部発表等について、取りまとめたものである。