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河内山 真美; 村上 昌史; 窪田 晋太郎; 坂井 章浩
Proceedings of International Conference on Nuclear Decommissioning; Addressing the Past and Ensuring the Future 2023 (Internet), 5 Pages, 2025/00
原子力機構では、試験研究炉の廃止措置によって発生した廃棄物に対する放射化計算による放射能評価手法の検討を行っており、この検討の一環として、計算ツールやライブラリの評価が行われてきた。本稿では、ORIGEN及びORIGEN-Sコード、SCALEシステム付属の断面積ライブラリ及びJENDL/AD-2017を用いた放射能評価計算を実施し、その結果を比較した。
河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩
JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07
JAEA-Technology-2021-010.pdf:3.56MBJAEA-Technology-2021-010(errata).pdf:0.75MB
原子炉施設の解体廃棄物の浅地中処分にあたっては、廃棄物中の放射能インベントリを評価することが必要である。本報では、JPDRの解体で発生した生体遮蔽コンクリートのうち炉心に近い部分について、浅地中処分のための放射能評価手法を検討するとともに、埋設処分の際の処分区分を判断するために、計算による放射能評価を行った。本計算では、中性子/光子輸送計算コードDORTと核種生成消滅計算コードORIGEN-Sを用いて放射化放射能計算を行い、対象コンクリートの放射能濃度を評価した。DORT計算ではJENDL-4.0から作成されたMATXSLIB-J40ファイルから断面積ライブラリを作成し、ORIEGN-Sでは、SCALE6.0付属の断面積ライブラリを用いた。評価した放射能濃度を過去の報告書における測定値と比較したところ、半径方向においては数倍程度高い場所があったものの全体的に傾向が一致しており、垂直方向においては大変よく一致することが確認できた。また、対象コンクリート廃棄物の平均放射能濃度Di(Bq/t)と浅地中処分で評価対象とされている140核種に対する基準線量相当濃度の試算値Ci(Bq/t)を比較評価した結果、対象コンクリート廃棄物は全体の約2%を除けばトレンチ処分が可能であると見通しが得られた。さらに、核種毎の相対重要度(Di/Ci)から、トレンチ処分における重要核種を予備的に選定した結果、H-3, C-14, Cl-36, Ca-41, Co-60, Sr-90, Eu-152, Cs-137の8核種を重要核種として選定した。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB
原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.367 - 371, 2000/03
JPDRを対象とした放射能インベントリの評価においては、放射化放射能の計算及び測定による評価、汚染放射能の測定による評価を行い、得られた情報を、解体廃棄物の放射能レベルに応じた処理処分方式の決定、廃棄物容器の遮へい設計、作業者被ばく線量の予測等解体計画の立案と遂行のために活用した。放射化放射能は、計算によって十分良い精度で評価できるものの、複雑形状の構造物、生体遮へい体の深部等では測定データの活用が有効であった。本報告では、放射能インベントリ評価の方法と結果、及びそれらから得られた知見等を述べる。
大越 実; 吉森 道郎; 阿部 昌義
Planning and Operation of Low Level Waste Disposal Facilities IAEA-SM-341/70, 0(0), p.416 - 425, 1997/00
将来の商業用発電炉の解体を円滑に進めるためには、解体に伴って大量に発生する放射能レベルの極めて低い放射性廃棄物を安全かつ合理的に処分することが重要である。このため、放射能レベルが極めて低いコンクリート廃棄物を埋設処分する際の安全確保の考え方等が、原子力安全委員会等において定められている。原研においては、上記の安全確保の考え方等に基づいて、放射能レベルが極めて低いコンリート廃棄物を安全に浅地中処分することができることを実証するために、JPDRの解体に伴って発生した廃棄物を東海研の敷地内において埋設し、試験を行っている。本講演においては、原子力安全委員会等が定めた安全確保の考え方等を紹介すると共に、本廃棄物埋設施設の概要、操業経験、モニタリング計画、周辺環境への影響評価解析結果等について報告する。
助川 武則; 荻原 博仁; 白石 邦生; 柳原 敏
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1779 - 1784, 1995/00
原子炉施設解体では、放射性物質が内在する多くの機器等を解体する必要があり、解体作業を効率的に実施するためには、予想される作業に対する作業者の被ばくの低減を考慮しつつ、人工数、費用等の管理データを評価することが重要となる。JPDR解体技術開発では、これらの管理データの評価作業を効率よく行うプロジェクト管理のための計算コードシステム(COSMARD)を作成した。また、機器、構造物の残存放射能量を評価する計算コードシステムを作成し、解体される機器ごとの放射能インベントリを評価した。放射能インベントリデータは物量データベースに収納し、COSMARDによる廃棄物発生量、作業者被ばく線量当量等の評価に用いるとともに、炉内構造物・圧力容器等の解体作業の計画、保管容器の設計、生体遮蔽体の解体及び解体後の管理方法の決定に活用した。
柳原 敏; 伊東 慎一; 白石 邦生
Proc. of the 1993 Int. Conf. on Nuclear Waste Management and Environmental Remediation,Vol. 3, p.423 - 431, 1993/00
JPDR解体プロジェクトでは、放射化または放射能汚染した機器・構造物を細断して全て容器に収納した上で保管するという特徴ある方針の下で作業が進められている。また、解体作業からは、作業別に、人工数、廃棄物量、作業者線量当量などのデータを体系的に収集し、解体データベースを構築している。そこで、本解体プロジェクトの特性を明らかにすることを目的に、システムエンジニアリングの一つとして、解体作業とともに廃棄物管理に関する分析を実施した。この結果、種類別の容器使用量とその収納効率、所要人工数と付随廃棄物(作業員の手袋、靴カバー、ビニールシート等)量との関係などが明らかになった。これらの分析結果は、将来の大型発電炉のデコミッショニング計画作成やプロジェクト管理に有効に役立つものである。
星 蔦雄
IAEA-SR-179, 15 Pages, 1992/00
原子炉の老朽化に伴い原子炉施設の廃止措置は今後重要な課題となりつつある。我国の廃止措置のあり方については、原子力委員会が長期計画の中で基本方針を示した。それによると、原子炉施設は跡地の有効利用を図るため解体撤去方式が望ましいこと、必要なR&Dを進めること等の考えを示し、現在とくに発電炉に対する基本手順等の検討とJPDRにおける技術開発等が進められている。規制については、原子炉等規則法のもとに解体届の提出が義務づけられているが、原子力安全委員会は安全確保の一そうの向上の面から指針が示され、これらはJPDRの解体実施計画の中へ反映され、各種のデータ取得とともに妥当性の評価が行われている。このように、我国は原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ原子炉廃止措置に対しては実経験も含めて世界的に進んだ状況にあることから、とくに実状を中心に発表する。
藤木 和男; 上家 好三; 清木 義弘; 横田 光雄
Proc. of the Int. Conf. on Dismantling of Nuclear Facilities; Policies-Techniques, p.219 - 232, 1992/00
JPDR解体計画は1981年より開始され、86年から原子炉施設の実地解体(Phase-II)が進んでいる。原子炉中心部の放射化した機器、構造物の撤去、解体には、技術開発された各種の遠隔解体システムが適用され、安全に解体が進められた。金属構造物については、既に90%程の機器が撤去されている。これらの解体作業を通じ、工法、解体システム毎の性能や使用経験等、多くの情報が蓄積されている。本論文は、放射化構造物の解体、撤去を中心に、これまでの作業の特徴とその比較をまとめたものである。
中村 力; 西薗 竜也; 小野寺 淳一; 富居 博行; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.434 - 439, 1992/00
動力試験炉(JPDR)では、全ての装置、建物を解体撤去することを目的として1986年に解体作業がスタートした。作業者の外部被ばく低減のために、高レベルに放射化、汚染された炉内構造物、原子炉圧力容器は原研で新しく開発した遠隔操作による水中解体工法を使用して解体撤去された。また、放射性エアロゾルの拡大防止のために、エアカーテン装置、汚染防止囲い等が設置された。本発表では1986年12月から1991年12月までに実施された主な解体撤去作業における作業者の被ばく防護装置、被ばく状況、および放射線防護上得られた知見、データ等について報告する。
芝本 真尚*; 柳原 敏; 助川 武則; 田中 貢
日本原子力学会誌, 33(6), p.574 - 584, 1991/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)JPDR(熱出力90MWtのBWR型動力炉)の解体撤去時の外部被曝による作業者集団線量当量を計算により評価した。まず、運転履歴に従った炉内構造物等の放射化計算から残留している放射能インベントリを評価し、これらを線源として線量当量率を計算した。次に、解体撤去作業の各解体工程を準備、解体、収納、輸送及び後片付けに分類し、各工程に対して職種毎(工事監督、放射線管理要員及び解体作業者)の放射線下の延作業時間を求めた。以上の結果より、作業者集団線量当量は約300人・mSvであった。この結果は米国エルクリバー炉の解体時の集団線量当量(750人・mSv)と比較して少なく、解体において遠隔装置が有効に働くことが予想された。また、実測値と比較し、本手法の有効性が明らかになった。
星 蔦雄
日経コンストラクション, 0(42), p.24 - 29, 1991/06
現在原研で進めているJPDR解体実地試験のうち、とくに放射線しゃへいコンクリートのダイヤモンドソー及びコアリングによる遠隔解体について紹介する。放射線しゃへいコンクリートのうち原子炉に近い内壁側は放射能が高いため遠隔作業が要求される。原研ではこのため、ダイヤモンドソー及びコアリング法及び水ジェット切断法を開発し、昨年11月より前者による解体を開始し、今年2月に予定部分の解体を完了した。当誌では当該工法の概要、作業状況を写真等を中心に述べる。
小野寺 淳一; 藪田 肇; 西薗 竜也; 中村 力; 池沢 芳夫
Journal of Aerosol Science, 22(SUPPL.1), p.S747 - S750, 1991/00
解体作業時の空気中放射能濃度を評価する場合、切断作業等に伴って発生するエアロゾル発生量、移行率、粒度分布等のパラメータを知ることは、放射線防護上重要である。1986年から動力試験炉(JPDR)で行われている解体実地試験において、これらのパラメータについて収集、評価を行った。汚染配管の熱的気中切断時の移行率は、配管材質の場合及び放射性物質の場合ともにほぼ同じ10%オーダーであったが、機械的気中切断時の移行率は、配管材質の場合が0.01%以下であったのに対して、放射性物質の場合は、数%オーダーとなった。一方、炉内構造物、原子炉圧力容器の水中切断では、移行率は10
~10
%程度であり、エアロゾルの粒度分布は単分散に近くサブミクロン領域の小さなものであった。また、エアロゾル発生量の水中切断による低減効果を定量的に評価することができた。
横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫
Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00
JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。
G.Pratapagiri*; 柳原 敏; 藤木 和男; J.Liederman*; 田中 貢
Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.615 - 623, 1991/00
本論文は、原研とAECLが開発した計算コードシステムCOSMARDとDECOMを比較し、原子力発電所のデコミッショニング費用等の管理データの算出に適用されている方法論について検討したものである。JPDRとGentilly-1原子力発電所より各々2つの作業エリアを選択し、相方の計算コードシステムにより解体作業に関する人工数と費用を計算した。この結果、双方の計算値および実績値がほぼ一致していることが分かった。双方の計算コードシステムが独自に開発され、その構造も大きく異なるが、この結果は、双方が用いたUCF法の妥当性を示している。
立花 光夫; 星 蔦雄; 見喜 一朗
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.81 - 84, 1991/00
原子炉解体の特殊性の一つには、高放射化した圧力容器と炉内構造物の撤去にあり、そのためには高い切断性能と遠隔性に優れた技術が必要である。JPDRの解体計画ではそれらの解体のために水中アークソーと水中プラズマアーク切断技術の開発を進めてきた。水中プラズマアークによる炉内構造物の解体は1989年2~9月に、また水中アークソーによる圧力容器の切断は1990年4~6月にかけて実施した。この解体作業を通して、水中プラズマ及び水中アークソーが十分な切断性能を有していること、発生する放射性のダストが水中切断により最小限に抑えられることが確認でき高放射化した機器の解体における水中切断工法の有用性が実証できた。一方、遠隔操作機器及び水封容器等の放置に多大の作業時間を有することから簡便な工法の開発が必要であることが判った。本論文では、各工法における切断結果と、解体実地試験より得られた経験を述べる。
横田 光雄; 石川 広範
Nucl. Eng. Int., 0(434), p.35 - 36, 1990/09
科学技術庁からの受託研究として、原研が進めているJPDRに解体実地試験のうち、アークソー切断装置による原子炉圧力容器の解体作業についてまとめたものである。本論文では、原子炉圧力容器切断にアークソー切断を適用した理由、アークソー切断原理、アークソー切断装置の機器構成等を述べた後、実際の原子炉圧力容器の切断作業の状況について記してある。切断作業では、水封用円筒の取付作業等の準備作業、圧力容器の切断手順、切断片及び2次発生廃棄物の処分方法、圧力容器解体に係る線量当量等解体作業の全体についての概要を記してある。なお、この論文はブルッセルでの国際会議でお会いした上記雑誌社の記者の依頼を受けて作成したものである。
中村 力; 池沢 芳夫
保健物理, 25(3), p.294 - 298, 1990/00
JPDRは、昭和38年10月26日に我が国最初の原子力発電に成功した試験研究用発電炉で、昭和51年に最終的に運転を停止した。この間、約13年間各種の試験運転等を通じて我が国の原子力発電の発展に貢献してきた。昭和56年度からは、科学技術庁からの委託を受けて、将来の商用発電炉の廃止措置に提供する知見とデータを得ることを目的として原子炉解体技術開発を進め、この成果を適用して、昭和61年度から平成4年度までの予定で原子炉解体実地試験が進められている。ここでは、JPDR解体の理解を得るために、商用発電炉解体の国の考え方、原子炉の廃止措置方法、原子炉解体の課題と解体技術の開発等にふれたのちJPDR解体の放射線管理の現状を中心に述べる。
柳原 敏; 清木 義弘; 中村 寿
Nuclear Technology, 86, p.148 - 158, 1989/08
被引用回数：14 パーセンタイル：80.21(Nuclear Science & Technology)原子炉の解体にとって、鋼製構造物の水中切断工法は解体作業を効率的かつ安全に実施する上で必要な技術である。そこで、JPDR解体計画において、プラズマアーク切断技術を炉内構造物の解体に、アークソー切断技術を原子炉圧力容器の解体に用いることとし、両技術の開発を行った。本技術開発では、まず、基礎試験を行ない、切断電流、切断速度等が切断性能に及ぼす影響を検討して最適な切断条件を見い出した。さらに、副次生成物の発生量と特性を評価して、水浄化装置の設計に役立てた。以上の基礎試験の結果に基づいて切断システムを作成するとともに、モックアップ試験を行い、開発した切断システムがJPDR解体実地試験に適用出来ることを確認した。
