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村上 昌史; 星野 譲; 中谷 隆良; 菅谷 敏克; 福村 信男*; 三田 敏男*; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2019-003, 50 Pages, 2019/06
JAEA-Technology-2019-003.pdf:4.42MB
試験研究用原子炉施設の解体廃棄物に対する共通的な放射能濃度評価方法の構築に向けて、立教大学のTRIGA-II型炉を対象として、アルミニウム合金, 炭素鋼, 遮蔽コンクリート及び黒鉛構造材中の放射化生成核種の放射能を、放射化学分析及び放射化計算により評価した。採取した構造材サンプルは放射化学分析及び構造材組成分析の両方に使用した。放射能を測定した核種はアルミニウム合金について
H, 
Co, 
Ni、炭素鋼についてH, Co, Ni, 
Eu、遮蔽コンクリートについてH, Co, Eu、黒鉛についてH, 
C, Co, Ni, Euであった。中性子束分布の計算にはDORTコード、誘導放射能の計算にはORIGEN-ARPコードを使用した。アルミニウム合金, 炭素鋼及び遮蔽コンクリートでは、概ね保守的かつよい精度で放射能濃度を評価できる見通しが得られた。一方で黒鉛では、材料組成分析では全ての元素が定量下限値未満であったにも拘らず、全測定核種の放射能分析値が得られた。
坂本 義昭
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 24(2), p.141 - 146, 2017/12
我が国においていくつかの試験研究炉では既に廃止措置に着手、または廃止措置計画書の申請が行われており、試験研究炉の廃止措置への対応が必要となってきている。この際、解体廃棄物の合理的な処理処分は廃止措置の適切な遂行に必要不可欠な事項であるため、解体廃棄物の性状についての具体的な事例の紹介および処理処分に向けた原子力機構での取り組みについて概説した。
富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 渡部 晃三; 斉木 秀男*; 川妻 伸二*; 林道 寛*; 財津 知久*
デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03
原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置にかかわる解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設,核燃料サイクル施設,研究施設等の約230施設について、共通条件の下で効率的に評価することができた。
鈴木 正啓*; 岩崎 行雄*
JNC TJ8420 2000-013, 96 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-013.pdf:6.04MB
核燃料サイクル開発機構東海事業所プルトニウム燃料第二開発室に設置されている多くのグローブボックスの解体撤去計画を策定するにあたって、グローブボックスの効果的な一次除染及び除染後の効率的な放射線測定は、作業者の被爆量の低減化及び解体廃棄物の放射能レベルを下げる上で不可欠なプロセスである。このため、本年度はグローブボックスの一次除染及び放射線測定に関する技術の調査及び技術等を含めて、プルトニウム燃料第二開発室に設置されている代表的なグローブボックスに対して、二次廃棄物の発生量が少なく、処理性の容易な一次除染法及び遠隔化可能な放射線測定法の調査、適用性の評価を行い、グローブボックス解体計画策定に必要な知見が得られた。
阿部 昌義; 仲田 進; 伊東 慎一
デコミッショニング技報, 0(15), p.35 - 49, 1996/12
JPDR解体実地試験は、1986年12月に開始し、1996年3月に全ての解体工事を終了した。JPDR解体実地試験で発生した解体廃棄物は総量で約24,440トンであった。発生した解体廃棄物の15%に相当する約3,770トンが放射性廃棄物であった。放射性廃棄物のうち、金属廃棄物、コンクリート廃棄物及び解体付随廃棄物等の約2,100トンは、東海研究所内の放射性廃棄物保管廃棄施設に保管廃棄した。このうち、しゃへい容器に収納した比較的放射能レベルの高い放射化金属廃棄物は約30トンであった。また、約1,670トンの放射性コンクリート廃棄物は、放射能レベルの極めて低いコンクリート等廃棄物の簡易な方法による埋設処分の安全性を実証するための「廃棄物埋設実地試験」に使用した。本稿では、このJPDR解体廃棄物管理の実際と発生廃棄物の実績について報告する。
宮坂 靖彦
デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08
動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。
宮坂 靖彦
エネルギーレビュー, 15(9), p.11 - 15, 1995/00
日本原子力研究所の動力試験炉(JPDR)の解体は、科学技術庁からの委託により、昭和61年から解体実地試験として始められ、解体撤去に関する知見やデータを取得しながら順調に進められている。これまでに、原子炉やタービンの撤去が終了し、平成7年6月現在、原子炉格納容器を撤去中であり、タービン建家等の撤去後、跡地を整地し、平成8年3月までにすべてを終了する予定である。本報では、JPDRの概要、原子炉解体技術開発の要点、解体工事の方法・経過、解体廃棄物の管理及びその成果を紹介する。原子炉解体については、これまでの技術開発、JPDR解体実地試験及び諸外国の原子炉解体実績等から、現状の技術及び改良で十分に対処できる見通しが得られた。
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。
安中 秀雄; 押川 茂男; 伊東 慎一
デコミッショニング技報, (6), p.50 - 60, 1992/11
原子力発電施設の解体では、施設の運転供用期間およそ40年間に発生する運転維持管理廃棄物量にほぼ匹敵する大量の解体廃棄物が短期間に発生する。解体廃棄物は、運転維持管理廃棄物に比べて材質別に大量にまとまって発生するため、資源再利用等の処理に適するものを解体現場で適確に材質別、性状別、放射能レベル別に区分整理し、保管管理することで、その後の保管廃棄物の資源再利用化や合理的処理処分が行ない易くなる。そこで、商用原子力発電施設の解体に先がけて実施しているJPDRの解体では、発生する大量の解体廃棄物を適切に分類区分し、保管管理している解体廃棄物の取り扱いの実際についてまとめたものである。
富井 格三; 横田 光雄; 星 蔦雄; 森高 勇*; 清木 義弘; 塙 幸光; 井坂 興; 志知 隆弘; 上家 好三; 立花 光夫; et al.
原子力工業, 37(2), p.14 - 59, 1991/02
科学技術庁からの受託研究として、原研はこれまで開発した解体機器を使用し、放射線環境下でJPDR解体実地試験を進めている。本論文では、炉内構造物、原子炉圧力容器等の設備・機器の解体撤去、解体除染、解体廃棄物の管理、作業管理等これまでのJPDR解体実地試験を通し得られた総合的な知見や原研が進めている原子力施設のデコミッショニングに関する国際協力等について記している。なお、今回の投稿は、原子力工業の原子力施設のデコミッショニングについての特集記事として掲載するため作成されたものである。
江村 悟; 加藤 清
原子力工業, 29(6), p.34 - 36, 1983/00
原子炉施設の解体に際しては,高放射化した炉内構造物や圧力容器および表面汚染した機器類などの金属類解体物,ならびに放射化した生体遮へいや表面汚染した建家のコンクリート解体物などの放射性廃棄物が解体期間に,集中的かつ大量に発生する(表2.7参照。)
