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報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.

JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB

原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。

論文

The Study on application of laser technology for the reactor core dismantling

岩井 紘基; 中村 保之; 水井 宏之; 佐野 一哉; 森下 喜嗣

Proceedings of 7th International Congress on Laser Advanced Materials Processing (LAMP 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/08

「ふげん」原子炉領域は、約25年間の運転により構造材が放射化され、放射能レベルが比較的高い。また、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、原子炉上下部及び側部は厚板部材(最大板厚150mm)からなる積層構造となっている。さらに、この原子炉領域の構造材は、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、多種材料から構成される特徴を有する。この原子炉領域の解体は、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。原子炉領域の解体工期短縮及び二次廃棄物発生量の低減が可能な切断工法を選定するために、国内外の廃止措置で適用実績のある切断工法を調査するとともに、切断試験によりデータ取得を行い、レーザ切断工法を機関工法として選定した。本発表では、「ふげん」の廃止措置状況及びレーザ技術開発状況について紹介する。

論文

In-situ dismantling of the liquid waste storage tank in the decommissioning program of the JRTF

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。

報告書

原子力発電所の廃止措置に関する施設特性と廃止措置費用に及ぼす影響評価

水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎

JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB

原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2$$sim$$3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。

報告書

JRR-1炉心構造物の放射能インベントリ評価

圷 敦; 岸本 克己; 助川 武則; 島田 太郎

JAERI-Tech 2003-090, 75 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-090.pdf:6.83MB

我が国で初めて建設された研究用原子炉であるJRR-1は、1957年から1968年まで運転された後に永久停止された。現在、原子炉本体は安全貯蔵の状態で保存されている。JRR-1施設は当分の間展示室等として使用されるが、いずれJRR-1は解体撤去されると思われる。そこで、将来、JRR-1の解体撤去が計画されるときに備えて、中性子輸送計算コードDORT及び放射化計算コードORIGEN-MDを用いて、原子炉本体の放射能インベントリ計算を行った。その結果、2002年4月時点で、放射能濃度の最も高い機器・構造物は炉心タンクであり、その平均放射能濃度は6.40$$times$$$$10^{5}$$Bq/gであった。また、レベル別に分類した廃棄物量は、低レベル放射性廃棄物が約400kg,極低レベル放射性廃棄物が約14,000kg,放射性物質として取り扱う必要のない廃棄物が約250,000kgと推定された。

論文

Decommissioning project feedback experience in the Japan Atomic Energy Research Institute

柳原 敏; 立花 光夫; 宮島 和俊

Proceedings of International Conference; Decommissioning Challenges (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00

日本原子力研究所では幾つかの原子力施設の廃止措置計画や関係する課題の検討が進んでいる。動力試験炉と再処理特別研究棟の廃止措置は将来の大型施設の廃止措置に向けた実証試験と位置づけられ、解体作業ではプロジェクトデータや知見の収集・整理が行われた。収集されたデータは、作業人工数,被ばく線量,廃棄物発生量に分類し、また、知見は安全性,廃棄物管理,作業性に分類して評価が行われた。これらのフィードバック経験は将来の廃止措置計画や規制にかかわる検討等廃止措置のさまざまな分野に反映されている。本報告書は原研における廃止措置作業の経験・知見をまとめたものである。

論文

双腕型遠隔解体ロボットの開発

立花 光夫; 島田 太郎; 柳原 敏

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.489 - 492, 2002/06

原子力施設の解体作業に適用する遠隔解体ロボットを開発した。遠隔解体ロボットは、双腕型マニピュレータを有し、画像フィードバック及び力フィードバックにより、遠隔解体ロボットを正確な位置に動作させ、適切な力を供給し解体作業を安全に実施することができる。開発した遠隔解体ロボットを用いて動作制御試験を行った結果、あらかじめ作成した遠隔解体ロボットの動作データに画像フィードバックを行い、複雑な形状の機器に対して切断,測定,除染等の一連の解体作業を力フィードバックにより実施できることを確認した。

報告書

解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用にかかわる放射線被ばくの検討

中村 寿; 中島 幹雄

JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB

原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数$$mu$$Sv$$sim$$数十$$mu$$Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。

論文

原子力施設の廃止措置に関する国際協力の現状; OECD/NEAにおける最近の活動状況

柳原 敏

デコミッショニング技報, (25), p.2 - 11, 2002/03

本報告はOECD/NEAにおける廃止措置の最近の活動をまとめたものである。OECD/NEAにおいては、現在3種類の活動が進行しているが、その一つに1985年から進めている廃止措置活動の情報交換に関する協力がある(CPD計画)。本協力には、現在14ヵ国から39プロジェクトが参加し廃止措置プロジェクトの進捗や技術開発に関する情報交換,また、作業部会による廃炉費用評価,廃棄物再利用等に関する調査検討を実施している。他方、平成13年からは廃炉費用と政策に関する調査と検討を実施する活動,さらに、廃止措置における物質管理と安全評価に関する検討も始められ、廃止措置における安全基準のあり方等の検討が行われる予定である。我が国においても、原子力施設の廃止措置に関する検討は必須であり、これらの活動を参考により安全で効率的な廃止措置を進めるための政策を検討する必要がある。

論文

Mock-up test of remote controlled dismantling apparatus for large-sized vessels

木村 仁宣; 明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 14 Pages, 2002/00

再処理特別研究棟(JRTF)に設置されている大型槽類を解体するため、洗浄,切断及び回収等の複数の機能を備えた大型槽類遠隔解体装置を製作した。本装置は、5軸の移動機構によって動作する。また、装置の運転は遠隔操作によって行われる。本装置の解体実地試験への適用性を検証することを目的に模擬槽を用いてモックアップ試験を実施した。この試験において槽内の洗浄,配管及び槽本体の切断,切断片の回収等の性能を確認し、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得ることができた。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。

論文

原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システムの開発; 東海発電所の解体作業に関するプロジェクト管理データの試算

柳原 敏; 大島 総一郎; 助川 武則; 田辺 憲男*; 高谷 純一*; 木内 喜雄*; 横田 修一*

日本原子力学会誌, 43(5), p.493 - 502, 2001/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.3(Nuclear Science & Technology)

原子炉施設の廃止措置計画の立案・検討に役立てることを目的に、動力試験炉(JPDR: Japan Power Demonstration Reactor)の解体作業データを分析して廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)用データベースとして整備し、プロジェクト管理データ(人工数、作業者被ばく線量等)の計算を可能にした。さらに、本計算システムを用いて、我が国の商業用原子力発電所として初の解体撤去が予定されている東海発電所を対称としたプロジェクト管理データを計算した。この結果、東海発電所の解体作業の特徴を明らかにするとともに、開発した計算コード及びデータベースが原子炉施設の廃止措置の計画検討に適用できることを確認した。

報告書

動力試験炉の遠隔解体作業から得られた知見(受託研究)

立花 光夫; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-014, 42 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-014.pdf:2.4MB

動力試験炉(JPDR)の解体実地試験では、遠隔解体装置の実証と作業に関する各種データを収集することを目的に解体作業を行った。そこで、作業の内容を分析し、これらの知見を安全性の考慮に関するもの,廃棄物対策に関するもの,作業の効率化に関するものに分類・整理した。例えば、作業の効率化には、施設に関する情報が重要であること,遠隔解体装置の作業手順の検討や問題の解決にはモックアップ試験が有効であることなどの知見が得られた。これらの知見は、ほかの廃止措置作業をより安全で効率的に実施するために有効と考えられる。本報告書は、JPDRの解体作業に開発した遠隔解体装置を適用する際の主な対策、その結果、解体作業を通して得られた知見をまとめたものである。

論文

Development of computer systems for planning and management of reactor decommissioning

柳原 敏; 助川 武則; 白石 邦生

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.193 - 202, 2001/03

原子炉施設の廃止措置計画の策定をより効率的に実施するために、廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を開発した。本システムでは、廃止措置の作業構成に基づいて、解体作業計画の検討に必要な人工数、作業者被ばく線量、廃棄物発生量等を実際の経験から導出した単位作業係数や作業性低下係数を用いて計算する。また、放射能インベントリーや線量当量率の計算とその図形出力、プログラム間のデータの相互利用が可能となるよう情報の統合化が図られている。さらに、プロダクションルールとして、あらかじめ設定した作業構成や作業条件を再構築することにより廃止措置プロジェクトをモデル化する方法を採用した。この結果、グラフィカルユーザーインターフェイスを用いた効率的な情報の統合化による廃止措置プロジェクトの容易なモデル化、また、これまでの経験を反映した各種プロジェクトデータの計算が可能になった。他方、開発したシステムを用いてJPDR解体作業の人工数や被ばく線量を計算し、その結果を実績値と比較して計算モデルの妥当性を検証し、本システムが原子炉施設の廃止措置計画に適用できる見通しを得た。

論文

Development of remote dismantling systems for decommissioning of nuclear facilities

立花 光夫; 島田 太郎; 柳原 敏

Proceedings of International Waste Management Symposium '00 (Waste Manegement '00) (CD-ROM), 9 Pages, 2000/02

原子力施設を安全に解体するためには、遠隔操作技術が重要である。JPDR廃止措置計画では、炉内構造物等を解体する遠隔操作技術を開発し、開発した技術をJPDRの解体作業に実際に適用し、その有効性を実証した。しかし、解体作業を効果的に実施するためには、より汎用的な遠隔操作技術が必要である。そこで、JPDR廃止措置計画で得られた知見に基づいて、双腕型マニピュレータを開発し、その動作を制御するための効果的な操作方法を開発した。本操作方法は、機器を解体する基本的な双腕型マニピュレータの動作手順を動作コマンドとして登録し、それらを組み合わせることによって一連の作業を実施させるものである。開発した操作方法を用いて実際の双腕型マニピュレータを動作させることによって、本操作方法の適用性を評価した。その結果、本操作方法は双腕型マニピュレータを用いて解体作業を実施するのに効果的であることがわかった。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体廃棄物データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-050, p.113 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-99-050.pdf:5.95MB

解体実地試験で収集したデータの中から廃棄物に関するデータの分析を進めその特徴をまとめた。この結果、解体実地試験から発生したすべての廃棄物(固体)は24,420トンで、このうち、放射性廃棄物は3,770トンであり、これらは施設全体の機器・構造物の65%及び10%を占めることが明らかになった。さらに、放射能レベル毎の廃棄物発生量の分析では、極めてレベルの低い放射性廃棄物が約80%、比較的レベルの高い放射性廃棄物が4%であった。他方、放射性廃棄物の多くは各種容器に収納して保管しており、その特性に関する分析では、約8,000個の容器が発生し、その平均収納効率は約0.93/m$$^{3}$$トンであった。これらの分析結果を解体実地試験が開始される前に予測した廃棄物発生量と比較し、精度良く廃棄物発生量を予測するうえで重要となる要点を明らかにした。

論文

グローブボックス解体時における空気中放射能濃度の管理

小林 誠

保健物理, 34(4), p.412 - 414, 1999/12

TRU核種等で汚染したグローブボックスの解体作業において作業環境中の空気中放射能濃度を評価することは内部被ばくの観点から重要である。そこで、再処理特別研究棟の解体実地試験において、グローブボックス解体時のグリーンハウス内の空気中濃度と表面密度の測定結果から、作業エリアと排気口の空気中濃度の比、及び空気中濃度と表面密度の相関について求めた。その結果、グリーンハウス内の作業エリアと排気口の濃度比は平均で6.4であった。また、空気中濃度と表面密度から求めた再浮遊係数は対数正規分布となり、作業中及び非作業中の中央値は3$$times$$10$$^{-6}$$(cm$$^{-1}$$)、1$$times$$10$$^{-8}$$(cm$$^{-1}$$)であった。本報告では、グローブボックス解体作業で得られたデータを検討し、今後の解体作業に用いる空気中濃度評価のための濃度比及び再浮遊係数について述べる。

論文

原子力施設の廃止措置における「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順; 動力試験炉の解体における経験

立花 光夫; 畠山 睦夫; 柳原 敏

日本原子力学会誌, 41(6), p.677 - 685, 1999/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力施設の廃止措置において解体撤去方式を採用した場合、その最終段階で建家の撤去が行われる。建家は、膨大な量の鉄筋コンクリートで作られているため、その解体作業から発生するコンクリート廃棄物をすべて放射性廃棄物として処分することは合理的でない。すなわち、放射性廃棄物と「放射性廃棄物でない廃棄物」とを分離するための除染及び放射能測定に関する手順を検討することが必要であった。そこで、原子力安全委員会の考え方に基づいて、解体から発生する廃棄物を「放射性廃棄物でない廃棄物」として扱うために必要な作業手順について検討した。その結果、建家表面の汚染特性の評価、除染、放射能の確認測定の各段階を経て実施した作業により、JPDR解体実地試験において、検討した作業手順の有効性を確認できた。本報告は、「放射性廃棄物でない廃棄物」の区分手順の検討結果及びその実施結果についてまとめたものである。

論文

Analysis of remote dismantling activities in decommissioning of nuclear facilities

立花 光夫; 打越 忠昭; 柳原 敏

Proceedings of 7th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '99) (CD-ROM), p.6 - 0, 1999/00

原子力施設の廃止措置作業では、作業員の安全及び作業の効率を考慮して高放射性機器の解体は、遠隔解体装置を用いて行われる。遠隔解体作業を安全でしかも確実に実施するためには、これらの作業手順を綿密に検討する必要がある。そこで、解体作業の進捗に伴って変化する作業環境や遠隔解体装置の動作等をコンピュータを用いて検討する解体作業シミュレーションシステムの開発を進めている。解体作業をコンピュータ上で模擬するために、物体の動きを制御する作業要素を一連の動作コマンドとして開発した。本システム上で機器を解体する遠隔解体装置の制御にこの動作コマンドを使用し、その適用性を評価した。さらに、本システムを用いて再処理特別研究棟における遠隔解体装置を用いた機器の解体手順を作成し、その適用性について検討した。本報告は、解体作業シミュレーションシステムの概要とその適用性について述べたものである。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体における作業データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 98-010, 186 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-010.pdf:7.12MB

原研においては昭和61年から進められてきたJPDRの解体作業が平成8年3月までに完了した。この解体作業では、解体作業に関係する種々のデータを体系的に収集し、計算機に蓄積して解体データベースを構築するとともにこれらのデータを分析して解体作業の特徴を明らかにした。また、収集整理した作業データの汎用性に関する検討を行うとともに、他の原子力施設の解体作業の計画に適用することを目的にして、データの分析結果を単位作業係数や管理データの予測のための単純な数式として、より一般性のある形にまとめた。作業データの分析結果は将来の商業用原子力発電所の解体計画の作成等に適用できるものである。

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