ナトリウム機器解体に係る経験及び技術集約; 100m級大型タンクの残留ナトリウム低減技術

早川 雅人; 下山 一仁; 宮越 博幸; 鈴木 重哲*

JAEA-Technology 2021-027, 33 Pages, 2022/01

JAEA-Technology-2021-027.pdf:3.64MB

日本原子力研究開発機構大洗研究所では、これまでに高速実験炉「常陽」や高速増殖原型炉もんじゅなどのナトリウム冷却型高速炉の研究開発に関わる多種多様なナトリウム環境下での試験研究が実施されてきた。これまでに所期の目的を達成したナトリウム試験施設及び機器類の解体撤去が順次進められ、豊富な経験や技術が蓄積されてきた。一方、試験研究に用いられてきた大量の金属ナトリウムは新しい試験施設での再利用が図られ、その後、再利用された金属ナトリウムを内包してきた大型ナトリウムタンク類の解体が進められている。これらの解体を安全かつ効率的に進めるためには、解体前にタンク内部(特に底部)に残留するナトリウムを極力低減することが重要である。このため、複数の100m級大型ナトリウムタンクについて、底部に残留するナトリウム量の低減を図ってきた。本報告ではこれまでに実施してきた残留ナトリウム低減に関わる技術や経験について述べる。

大型槽類遠隔解体装置のモックアップ試験

明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_23.pdf

再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。

核燃料サイクル施設のデコミッショニング技術に関する研究開発(1983年1996年外部発表資料集)

谷本 健一

PNC TN9450 97-002, 504 Pages, 1996/12

動燃大洗工学センターでは,1983年(昭和58年)に個体廃棄物前処理施設(WDF)の運転を開始してから,WDFにおける除染解体技術に関する多くの研究開発を行ってきた。1988年(昭和63年)からは,これらの技術を放射性廃棄物の処理や将来の核燃料サイクル施設等の解体に反映する事を目的に,大洗工学センター環境技術課が中核となって核燃料サイクル施設のデコミッショニング技術に必要な要素技術として(1)測定,(2)除染,(3)解体,(4)遠隔操作,(5)デコミッショニング評価システム等の研究開発を継続して実施している。これらの成果は,まとまった時点で公開資料や学会等で外部に紹介し関係者の評価を受けてきた。本資料集は,環境技術課関係者が1983年から1996年の間に外部発表した資料を集大成したものである。学会等への口頭発表資料は,出来る限りOHPと口頭発表原稿(既存物のみ)を添付し内容を補強した。

JPDR解体実地試験の概要と成果

宮坂 靖彦; 渡辺 正秋; 田中 貢; 中村 寿; 清木 義弘; 立花 光夫; 小澤 一茂; 畠山 睦夫; 伊東 慎一; 吉森 道郎; et al.

日本原子力学会誌, 38(7), p.553 - 576, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.553

我が国における原子炉廃止措置のあり方及び対策については、安全確保を前提に、地域社会と協調を図りつつ、運転終了後できるだけ早い時期に原子炉を解体撤去することを原則とし、さらに敷地を原子力発電所用地として引き続き有効利用することが重要であるとしている。この方針に基づき、JPDR解体計画を1981年より開始し、第1段階で解体に係わる要素技術の開発を行った。さらに、1986年から開発技術を適用してJPDR解体実地試験を開始し、1996年3月に無事終了した。これよりJPDR解体実地試験の目的である発電炉の安全な解体が実証され、また解体データの収集・整備が計られた。今後、JPDRの解体によって得られた経験を基に、より安全で、経済的な一般に受容される廃止措置技術の開発が進められるものと思われる。本報は、JPDR解体実地試験の終了にあたり、その成果をレビューし、今後の課題等をまとめたものである。

動力試験炉(JPDR)の解体

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。

Development of method for decontaminating concrete surface by laser treatment

鎌田 博文*; 三森 武男; 杉本 賢司*; Sivakumaran, W.*; 立岩 正明*; 伊東 章*

Nuclear Decom '95 (Poster Session), 1 Pages, 1995/00

再処理特別研究棟におけるプルトニウム取扱いセル内等のコンクリート表層は、原子炉生体遮蔽壁のように深層まで放射化されている状況とは異なり、核種を含む放射性物質がコンクリート表層10mm程度にとどまっていることが判明している。この汚染されたコンクリートの除染、すなわち、表層はく離にレーザを適用すべく、平成6年度から技術開発に着手した。レーザ除染法とは、エネルギー密度の高いレーザ光をコンクリート面に連続して走査照射し、以下の原理で汚染層をはく離するものである。(1)表層が瞬時に高温加熱され、コンクリート成分中のシリカ、アルミナ等が溶融・ガラス化する。(2)高い出力のレーザを連続照射することにより表層内水分が瞬時に高温膨張して爆裂破砕する。

Treatment program for liquid waste in JAERI's reprocessing test facility

岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹; 三森 武男

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00

再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。

Progress with tests on melting of low-level metallic waste at JAERI

藤木 和男; 山手 一記

EUR-15691, 0, p.133 - 146, 1994/00

低レベル金属廃棄物の再利用での溶融処理は、材料加工の第一段階であるのみでなく、除染・残留放射能測定の容易化・減容の多面的な長所を有する重要なプロセスである。この溶融時の放射性核種の移行等に関するデータ収集のため、原研では放射性金属の溶融造塊試験を行っている。JPDRの解体で生じた実廃棄物を用いた試験では、残留核種であるCo-60のインゴット内への残留とその均一性を確認した。また引き続き実施中の、RIトレーサを用いた模擬廃棄物試験では、インゴット等の金属、スラグ、ダストの各生成物中への核種毎の移行割合を測定し、試験条件パラメータの影響を解析している。その結果、これまでにMn-54の場合は溶融温度が、Cs-137については造滓剤成分の影響が大きいことが確かめられた。

JPDR放射線遮蔽体の機械的切断工法による解体

星 蔦雄; 打越 忠昭; 長谷川 哲雄*; 渡辺 俊朗*; 山下 善孝*; 斉藤 正直*; 高橋 周男*; 在田 浩徳*

FAPIG, 0(129), p.28 - 32, 1991/11

JPDRでは、科学技術庁の委託事業として将来の商業用原子力発電施設の解体に備えて、各種の原子炉解体技術の開発を行うとともに、JPDRの解体実地試験に適用してこれまでに、原子炉内構造物、原子炉圧力容器、圧力容器接続配管等の鋼構造物の解体撤去を終了した。平成2年9月からは原子炉を囲む放射線遮蔽体突出部上部コンクリートの解体撤去に着手し平成3年1月に終了した。放射線遮蔽体は、鉄筋が密に配置され、また各種の配管等が埋設されかつ炉心部近くにあるため放射化の程度が比較的高い堅牢な鉄筋コンクリート構造物である。このため、解体には、ダイヤモンドカッタとコアーボーリングを組み合わせて鉄筋コンクリートを切断できる機械的切断工法を用いた。本書では、放射線遮蔽体突出部の解体実施状況、機械的切断工法の切断性能、作業者の外部被曝線量等の解体実地試験を通して得られた経験、知見等を紹介する。

原子炉の解体技術はどこまですすんだか; 廃炉の解体技術と廃棄物再利用研究の現状

藤木 和男

金属, 60(9), p.31 - 35, 1990/09

https://ci.nii.ac.jp/naid/40000772651

国内の原子力発電所は原子炉の寿命に伴い21世紀には次々と廃止措置が必要になる。廃止方法として新規立地の困難になりつつある日本では、原子炉全体を解体撤去するオプションが取られる。現在、JPDRで行われている解体計画は将来の原子炉解体に備えて種々の工法の開発を行っている。また原子炉解体では大量の低、極低レベル廃棄物が発生する。これらの合理的処理処分は大きな課題であり、その一環として廃棄物の再利用がある。すでにEC諸国では再利用の基準作り、実際の金属廃棄物の再利用が進められている。しかし金属再利用で重要な溶融工程等での放射性物質の移行については不明な点も多く、現在、原研で進められている溶融・造魂試験では、RIトレーサによる移行データの取得を目ざしている。