浅地中処分のためのJPDR生体遮蔽コンクリートの放射能評価手法の検討

河内山 真美; 岡田 翔太; 坂井 章浩

JAEA-Technology 2021-010, 61 Pages, 2021/07

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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。

Evaluation of methodology on radioactive inventory estimation in the Japan power demonstration reactor decommissioning program

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2000.10874908

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。

Waste characterization in decommissioning the Japan Power Demonstration Reactor by computer code systems

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。

Policy and regulation for decommissioning reactors in Japan

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。

Radiation protection on the decommissioning of JPDR

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。

放射性コンクリートを遠隔で切る

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。

Application and development of computer code systems for the management of nuclear power plant decommissioning; Canadian and Japanese approach

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。

Underwater cutting of JPDR reactor pressure vessel and core internals

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。

JPDR解体の現状

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。