幌延国際共同プロジェクトの現状と今後の展開,4; タスクC: 実規模の人工バリアシステムの解体試験

大野 宏和

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 31(2), p.140 - 143, 2024/12

https://nuce.aesj.or.jp/jnuce/vol31/jnuce-vol31-2-p140-143.pdf

高レベル放射性廃物の地層処分において、人工バリア定置後のニアフィールドにおいては、廃棄体の発熱、地下水の浸潤とそれに伴う緩衝材の膨潤応力の発生、間隙水の化学的特性の変化、オーバーパックの腐食など複数の現象が相互に影響し合った複雑な系となることが予想される。地層処分の安全評価においては、このような熱-水-応力-化学連成現象(THMC連成現象)を予測するための解析コードの整備が重要となる。幌延深地層研究センターの地下施設(幌延URL)の深度350m調査坑道では、処分孔竪置き方式の実規模大の人工バリアを堆積岩に定置し、坑道の一部を埋め戻した人工バリア性能確認試験を実施し、ニアフィールドの過渡期状態変遷の評価に必要なデータを緩衝材や埋め戻し材中に設置したセンサーで取得している。幌延国際共同プロジェクトのタスクCは、それらのデータに加えて、人工バリア性能確認試験の解体試験で取得されるデータを用いて、連成現象の理解や解析コードの検証を国際共同プロジェクトとして実施するものである。

「レーザーの特徴を利用した研究開発IV」-東京大学弥生研究会-原子・分子の分光分析技術とその応用,3; レーザー法による原子炉厚板鋼材切断技術の開発

田村 浩司*; 遠山 伸一

日本原子力学会誌ATOMO, 62(5), p.268 - 271, 2020/05

レーザー法による切断技術は、制御性が高くロボットアームを用いた遠隔技術との整合性が高いなど利点が多く、原子力施設の廃止措置へ適用されるならば、有望な選択肢となりうると期待されている。しかし、原子炉圧力容器のような厚板鋼材への適用は従来容易ではなかった。本解説では、このような厚板鋼材のレーザー法による切断技術開発の最新成果として、板厚300mm鋼材や模擬圧力容器の切断実証、厚板鋼材切断条件の解析、切断過程観察、遠隔切断システム、重ね切断、ヒューム対策などについて紹介する。

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。

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23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。

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。

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Sv数十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。

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。

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

https://doi.org/10.3327/jaesj.43.493

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。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.38.193

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。

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。