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報告書

「ふげん」原子炉解体切断工法の選定

中村 保之; 岩井 紘基; 水井 宏之; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-045, 137 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-045.pdf:27.77MB

「ふげん」原子炉本体のうち圧力管、カランドリア管、炉心タンク等から構成される炉心領域は、約25年間の運転により放射能レベルが比較的高いこと、圧力管とカランドリア管をそれぞれ224本内蔵する二重管で構成される複雑で狭隘な構造であり、遮へい領域は、原子炉上下部及び側部は厚板部材からなる積層構造となっている。また、これらは、炭素鋼, ステンレス鋼, ジルコニウム合金, アルミニウム, コンクリート等の多種材料から構成されている。特に炉心領域の解体は、構造材が放射化していることや酸化しやすいジルコニウム合金を使用していることにも留意して、切断時の放射性粉じん等による被ばく低減及び発火防止対策の観点から、水中にて遠隔で解体する計画としている。以上のことを考慮し、コストに大きく影響を与える解体工期の短縮及び二次廃棄物発生量の低減、水中での適用性に加え、「ふげん」の炉心領域に特徴的な狭隘部にも適用可能な切断工法の選定を行った。

報告書

レーザーによる岩盤掘削に関する研究 (低出力レーザー利用の可能性調査)

伊藤 文雄*

JNC-TJ6420 2000-002, 59 Pages, 2000/03

JNC-TJ6420-2000-002.pdf:4.54MB

本研究は、レーザー照射による岩盤掘削技術の開発を目的としている。このレーザー岩盤掘削技術は、対象岩盤の地質、賦質に囚われることなく、掘削周辺の環境に極めて与える影響が少ないという特徴がある。そして、堀削地の後、埋め戻す必要のある廃棄物処理場の堀作、様々な地層を掘り抜くロングスパンの立坑やトンネルの堀作及び岩盤・地盤の改良に期待される。レーザーは、エネルギーを局所に集中される特徴があり、鋭い鋏のように小さな力で大きな領域を不連続化、あるいは切断していくことができるとともに表面から深くにある部分の溶融ガラス化によって亀裂等を寒ぐといった改良が可能とされる。このことは、エネルギーの有効利用、自然環境保全、作業環境の改善にも結びついていく。処分坑の堀削、炉解体、鉱山跡措置等、核燃料サイクルの分野では、岩盤やコンクリートなどを限られたスペースを利用して堀作、切断溶融する必要が生ずる。これまでは、主として大型の機械により行われてきているが、これらの機械は、設備の巨大化や重量の大きさ、無人化の難しさ、限定された切断形状、廃棄物の安定化など、改善が求められていても、発展性が非常に乏しい。本研究では、これまで、レーザー岩盤堀削に係る実現へのブレークスルーを見出すべく、レーザーの高出力化、小型化、ファイバーによる伝送などの動向を調査、基礎的な研究を行うとともに、レーザー堀作の具体的なシステムイメージを検討してきた。本年度はレーザ堀削技術技術研究のまとねとして、高出力レーザーにより不連続化した岩体への削除への応用や流下体(溶融ドロス)の除去方法の改善等を意識し、岩盤改良にも効果が高いと考えられる低出力レーザーの利用について検討を行う。

報告書

原子力施設の解体作業に関する管理データ計算モデルの開発(受託研究)

助川 武則; 大島 総一郎; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-005, 65 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-005.pdf:3.5MB

JPDRの解体作業データの分析結果に基づき、基本となる作業ごとに単位作業係数(例:機器重量と作業人工数の関係)を整理し、種々の解体作業に対して適用可能な計算モデルを整備した。また、解体作業は基本となるいくつかの作業が繰り返して行われることから、より効率よく計算モデルが適用できるよう代表的な作業構成を作成した。これらの計算モデルや作業構成を原子炉デコミッショニング管理のための作業コードシステム(COSMARD)に適用することにより、原子力施設の解体に関する管理データを精度よく予測することが可能となった。

論文

臨界実験装置JMTRCの解体

武田 卓士; 小向 文作; 松井 智明; 小森 芳廣; 藤木 和男; 大岡 紀一

デコミッショニング技報, (17), p.55 - 62, 1997/12

材料試験炉臨界実験装置(JMTRC)は材料試験炉(JMTR)の運転に必要な炉心特性データを実験的に求める目的で、JMTR本体に先立つ1965年に作られた臨界実験装置である。同年の初臨界以降、数多くの実験に活用されてきたが、所期の使用目的が達成されたこと、また老朽化による施設実験の観点からも、主要部分の解体撤去を実施するに至った。本解体は原子炉規制法に定められた「解体届」の3番目の適用例であり、臨界実験装置としては初めてのものである。本報告は、解体の計画、手続き、撤去工事についての概要をまとめたものである。

論文

Characteristics of generated aerosols and estimation of air contamination in decommissioning of the Japan Power Demonstration Reactor

間辺 巖; 富居 博行

IRPA9: 1996 International Congress on Radiation Protection, Proceedings, 3, p.350 - 352, 1996/00

JPDRの解体では機器の構造、材質そして汚染レベル等を考慮した種々の切断工法が試みられた。特に、高汚染機器の解体には遠隔制御による水中プラズマ切断が行われた。原子炉解体時の空気汚染を評価するには、各種切断工法のエアロゾル飛散率が重要となるが、これまで明確に示されていない。JPDR解体時に気中、水中切断で発生するエアロゾルの特性測定を行い、作成した空気汚染評価モデルを用いて各種パラメータを決定した。モデルは切断時に発生する放射能に対し、気中や水中への飛散率と、室内での沈降、換気量から放射能濃度を求めるものである。水中切断時のエアロゾルは気中に対し、より大きな粒径のものが捕捉され飛散率は水深に連れて指数凾数的に減少した。取得したパラメータや評価モデルは将来の商用炉の解体時の空気汚染予測や、合理的な解体工法の立案に有用となる。

論文

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

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。

論文

EBWR放射化構造物の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(27), p.6 - 7, 1995/10

EBWRの解体は、原子炉施設内の全ての放射性物質を除去し、施設を再使用することと解体技術情報を得ることを目的として、1986年から解体作業が開始された。既に、放射化構造物の解体は終了しており、放射性廃棄物の搬出、建家を無拘束解放するための放射線サーベイを行ってプロジェクトはまもなく終了する。今まで行われた解体作業の中から、放射化構造物である炉内構造物、原子炉圧力容器及び生体遮へいコンクリートの解体工法及び解体機器について紹介する。

論文

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。

論文

解体廃棄物対策; 再利用・リサイクルを考える

宮坂 靖彦

エネルギーレビュー, 15(9), p.24 - 28, 1995/00

運転を終了した原子力発電所施設を将来、解体すると大量の放射性廃棄物の発生が予想される。原子炉解体廃棄物は、材質別にまとまって発生し、その大部分の廃棄物が放射能レベルが低く、放射能の減衰効果も期待できるという特徴を有するだけに、この特徴を生かした再利用・リサイクルが考えられる。本報では、放射性金属廃棄物の再利用技術及び諸外国の溶融処理の現状、コンクリート廃棄物の再利用技術並びに放射能レベルが比較的高い炉内構造物等の最小限化を図る処理・処分方策について紹介する。放射性廃棄物の最終処分量の最小限化と再利用・リサイクルについては、基本的に現在の技術とその改良により十分対応できる見込みである。今後は、その実現に向けての基準、全体システムの整備及び実証的な技術開発が必要である。

論文

JPDRにおける内蔵放射能評価について

助川 武則; 畠山 睦夫

デコミッショニング技報, (8), p.66 - 77, 1993/06

原子炉の廃止措置計画を策定する上で施設に残存する放射能を評価することは極めて重要である。ここでは放射化による放射能に限定してJPDRを対象として行った計算と測定による評価について述べる。すなわちJPDR原子炉体系内の中性子束分布と代表的な構造物中の放射能分布についての計算方法とその結果を述べるとともに、構造物の放射能の測定方法と測定例を示し、放射能実測値に基づいて計算による評価結果の精度を検討したものを紹介した。

論文

原子炉解体; 安全な退役のために

石川 迪夫*; 柳原 敏; 小崎 完*; 立花 光夫

原子炉解体; 安全な退役のために, 341 Pages, 1993/04

原研で実施されたJPDRの解体作業、解体技術の開発、世界の廃炉プロジェクトの概要等を、一般の人々に分かりやすく解説したものである。また、内容は以下の各章から構成されている。第1章,JPDRの廃炉のはじまり、第2章,放射能のありか、第3章,JPDRの廃止措置、第4章,問題は放射性廃棄物、第5章,廃炉費用とシステム工学、第6章,世界の廃炉プロジェクト、第7章,まとめ、付録I,JPDRの建設・運転の経緯、付録II,解体工法に関する技術開発、付録III,廃棄物の処理に関する技術開発。

論文

低レベル放射性廃棄物とその再利用技術

藤木 和男

地球環境と廃棄物管理, p.35 - 51, 1993/03

低レベル放射性廃棄物、特に原子力施設の廃止・解体で生じる多量の固体廃棄物の合理的な処理・処分形態が求められている。原子力委員会等でも低レベル廃棄物の将来の再利用について言及しているが、具体的な基準等の検討は今後の課題となっている。欧米では原子力施設の解体廃棄物を除染あるいは溶融処理した後、金属スクラップとして市場で再利用する例が多く見られる。本論文では特にドイツ、英国、スウェーデン等での具体例を示した。またわが国でも21世紀の大型発電炉の本格的廃止措置を睨んで再利用の具体化の基礎データ作りが進められている。原研においても、国の委託事業として再利用システムの検討と放射性金属溶融試験を行っており、放射性核種の移行等、金属再利用で重要なパラメータの検討を進めている現状について述べた。

論文

Accuracy verification for calculation of inventory in JPDR due to neutron activation

助川 武則; 笹本 宣雄; 藤木 和男

INDC(JPN)-164, 38 Pages, 1993/03

原子炉の廃止措置では施設に残存する放射能が重要であるが、その評価については各プロジェクトで方法、精度等に違いがみられる。そこで内蔵放射能評価に必要な核データ、評価コード等についての検討に役立てるため、IAEA核データセクションが開催する専門家会議においてJPDRにおける放射能の測定と計算コードによる解析に基づく評価結果を報告する。世界的にみても炉内構造物から生体遮蔽コンクリートまでの放射能を系統的に評価した例は少ないと思われるので核データ,評価コード等の検証に有効な詳しい情報(体系モデル、入力データ、放射能測定値等)を添付した。JPDRにおける解析結果と測定値の比較では、コアシュラウドと圧力容器において30%程度、生体遮蔽コンクリートではファクター3~4程度の差がでることを示した。

論文

Current studies on the decommissioning materials recycling at Japan Atomic Energy Research Institute

藤木 和男; 中村 寿

Proc. of the 1993 Int. Conf. on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation,Vol. 3, p.321 - 327, 1993/00

原子炉廃止措置で発生する低レベル固体廃棄物の再利用について、処理システムに関する調査・検討と、金属再利用で重要な溶融処理工程に於ける放射性物質の移行挙動データを得るための基礎的な溶融造塊試験を行っている。再利用システムの検討では、次世紀に予想される大型発電炉解体による金属廃棄物の中、放射能レベルが0.37Bq/g~37Bq/gの廃棄物約32,000t/年を処理して原子力施設内で再利用する場合を想定し、それに必要な処理施設と安全性、経済性を評価した。再利用のための処理費用は平均21ないし25万円(トン当り)と評価され、この値は浅地中ピット内処分の約1/5以下であり、再利用の経済的利点が確認された。また溶融造塊試験では、実際のJPDR解体廃棄物およびRIトレーサによる試験を行い、鋼塊内の残留放射能分布の均一性を確認し、またスラグ・排気系への放射能移行の基本的挙動を把握した。

論文

ニーダライヒバッハ原子力発電炉の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(13), p.5 - 7, 1992/05

ドイツのニーダライヒバッハ原子力発電炉(100MWe, 重水減速、炭酸ガス冷却)の解体においては、このプロジェクトで最も興味ある炉内構造物の解体が1990年11月から遠隔操作型回転マニピュレータを用いて進められているので、その概要を紹介する。

論文

BR-3原子力発電炉の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(12), p.3 - 5, 1992/02

ベルギーのBR-3は、ヨーロッパにおいて最初に建設された加圧水型の原子炉で、電気出力10.5MWの原子力発電炉である。BR-3は、1962年から1987年まで運転され、その間、原子炉の特性の把握、運転員の養生、燃料の開発等に使用された。同発電炉は、これらの所期の目的を達成したため、ECにおける原子力施設デコミッショニング技術の研究5ヶ年計画の一環として解体が進められている。本論文では、BR-3解体プロジェクトにおける除染方法、炉内構造物の撤去等についての現状を紹介している。

論文

Development of telerobotic systems for reactor decommissioning, III; Demonstration system

臼井 甫積; 藤井 義雄; 篠原 慶邦

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(8), p.767 - 776, 1991/08

本報告は、動力試験炉(JPDR)の放射化された炉内構造物の解体実地試験計画に沿って原子炉デコミッショニング用遠隔ロボットシステムの一つとして製作した実地試験用システムについて述べている。システム構成は取扱重量25daNを持つ水中・気中両用の多関節形電動スレーブマニピュレータ、チェーンによる支持移動システム、計算機支援形モニタシステムおよび計算機制御システムから成る。JPDRの解体実地試験に先立ち、性能確認のため遠隔ロボットシステムとプラズマトーチを組合わせ、実寸大の模擬炉内構造物を用いて水中切断のコールドモックアップ試験を実施した。十分な性能が得られたので、JPDRの高度に放射化された複雑な形状の炉内構造物について解体実地試験計画に沿った水中遠隔解体を実施し十分な成果が得られたことにより、原子炉解体における遠隔ロボット技術の有用性が実証された。

論文

Development of telerobotic systems for reactor decommissioning, II; Prototype heavy-duty system

藤井 義雄; 臼井 甫積; 篠原 慶邦

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(7), p.670 - 677, 1991/07

本報告は原子炉解体用の遠隔操作ロボットシステム技術開発計画における開発試験装置として製作した重作業用遠隔ロボットシステムについて述べている。この全体システムは多機能の電動式マニピュレータシステム、3脚式支持機構を備えたマニピュレータ移送システム、3次元TVモニタを含む監視システム及び全体制御用の計算機制御システムから成っている。マニピュレータシステムは2つのマスタマニピュレータと可搬重量がそれぞれ100daNと25daNであるメインとサブの2つの水中・気中両用スレーブマニピュレータを含んでいる。このシステムの設計・製作及び各種の試験をとおして、より進んだ重作業用遠隔ロボットシステムを開発するために有用な技術的経験を得ることができた。

論文

Development of telerobotic systems for reactor decommissioning, I; Prototype light-duty system

篠原 慶邦; 臼井 甫積; 藤井 義雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.547 - 554, 1991/06

本報告は、原研で行なった原子炉解体技術開発における遠隔操作技術開発で、技術開発試験用に製作した軽作業用遠隔ロボット・システムについて概要をまとめたものである。全体システムは多機能型電動マニピュレータ・システム、伸縮管型の移送システム、数台のテレビモニタを含む監視システム及びシステム全体の運転を行うための制御システムから構成されている。スレーブ・マニピュレータは10daNの取扱重量をもち、水中でも気中でも使用することができる。システムの性能の技術的改善を図るために、種々の基本的試験や遠隔操作試験を行なった。このシステムの設計、製作、試験を通じて、その後のシステムの開発にとって有益な経験が得られた。

論文

原子炉解体作業用遠隔ロボット・マニピュレータの開発

篠原 慶邦; 臼井 甫積; 藤井 義雄

日本ロボット学会誌, 9(3), p.323 - 334, 1991/06

本報告は、原研で行なった原子炉解体技術開発の一環としての遠隔操作技術開発において製作した水中・気中両用の電導式ロボット・マニピュレータJARM-10、JART-100、JART-25、及びJARM-25について概要を述べている。これらは多機能型の軽作業用及び重作業用遠隔ロボット・マニピュレータであり、高放射線、水中、強電気雑音等の悪環境下で使用することができる。各マニピュレータは、バイラテラル方式マスタースレーブ、ティーチアンドプレイバックあるいはプログラム制御で操作することができ、これらを適当に組み合わせて使用することにより、複雑な遠隔操作作業を能率的に遂行することができる。動力試験炉の炉内構造物の水中遠隔解体にJARM-25を首尾よく適用したことにより、原子炉解体における遠隔ロボット技術の有用性が実証された。

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