Liquid decontamination using acidic electrolyzed water for various uranium-contaminated steel surfaces in dismantled centrifuge

酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*

Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104396

ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。

レーザークリーニングによる鋼材表面塗装膜の分離・除去

山根 いくみ; 高橋 信雄; 澤山 兼吾; 西脇 大貴; 松本 孝志; 小川 潤平; 野村 光生; 有馬 立身*

JAEA-Technology 2021-038, 18 Pages, 2022/02

JAEA-Technology-2021-038.pdf:1.61MB

人形峠環境技術センターの設備解体撤去による解体物の発生予想量は全体で約13万トンである。そのうち放射性廃棄物でない廃棄物(以下NR: Nonradioactive wasteという)となる非放射性廃棄物は約80%である。しかしながら、このNR対象となる鋼材の一部には汚染された可能性を否定できないものがあり、これらについては汚染が疑われる部分の表面塗装膜を分離・除去させた後、搬出のためのサーベイを実施してからNRとしている。現在の分離・除去方法ではグラインダー等の回転研磨工具による手作業を採用しているが、この方法は粉塵の飛散と吸入防止のためのグリーンハウスの設置や作業員のタイベックスーツと全面マスクの着用を必要とする。このため、分離・除去方法のさらなる改良による作業の短時間化(低コスト化)、作業員への負荷低減、そして、過剰な研磨による二次廃棄物発生の抑制が望まれている。そこで本研究では、工事現場等で塗装膜分離・除去に使用されるレーザークリーニング技術に着目した。NR対象物の塗装膜分離・除去技術の向上を目的とし、レーザークリーニング装置を用いたNR鋼材表面塗装膜の分離・除去性能評価、高速度カメラによる塗装膜飛散挙動の観測と塗装膜回収方法の検討、鋼材表面の粉体に対するレーザー分離・除去性能評価、鋼材表面上のウラン化合物の熱力学的評価を行った。またこれらに基づいて、今後のレーザークリーニング技術の導入による実作業への適合性についても検討して今後の展開について整理した。

濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度下半期

松本 孝志; 高橋 信雄; 林原 健一; 石森 有; 美田 豊; 垣屋 秀好

JAEA-Technology 2016-020, 80 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-020.pdf:17.8MB

人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮プラントの技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いた濃縮ウランの製造試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、濃縮工学施設の廃止措置の基本計画に基づき、廃止措置進捗状況として平成26年度下半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。

エマルションフローを利用した液・液抽出法によるウラン廃液処理試験

菅田 信博; 大天 正樹; 遠藤 裕治; 吉田 英明; 美田 豊; 長縄 弘親; 永野 哲志; 柳瀬 信之

JAEA-Technology 2015-007, 43 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-007.pdf:5.33MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターのウラン濃縮施設には、ウラン濃縮技術開発に使用した核不拡散に係わる機微情報を有する遠心分離機が存在している。この遠心機は希硫酸及び水による超音波洗浄等の湿式除染により部品表面へ付着した放射性物質を分離処理し、処理した廃液中のウランを除去することにより、廃液処理後に発生する澱物の放射能濃度を低減させることで、澱物処理が削減できるかの可能性を検討している。このため、平成19年度より原子力基礎工学研究部門と連携を図り、エマルションフロー法によるウラン抽出分離技術の開発を進めてきている。開発したエマルションフロー法を利用した試験装置について、希硫酸及び水の実廃液を用いた試験を行い、基礎試験で確認した性能が得られるかを検証した。

電離イオン式測定器に関する技術開発; クリアランスレベル測定装置への適用性評価

美田 豊; 松村 敏博; 横山 薫; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2008-061, 35 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-061.pdf:3.87MB

人形峠環境技術センターでは、今後の廃止措置段階において、ウランで汚染した解体物及び廃棄物が多量に発生する。これらの解体物及び廃棄物の一部は、環境保全,処分費用低減の観点から、除染処理を行い、クリアランス化する計画としている。これを実現するためには、クリアランス検認に必要な、極めて低いレベルの放射能を測定する技術が必要である。このような技術として電離放射線イオン移送型計測技術が有望であると考えている。電離イオン式測定器の基本技術である、電離イオン流体移送型計測技術は、原理的に、極低レベルの放射能が測定可能であり、またサーベイメータのように人手による詳細操作の方法と比べ、大型物品まで一括して測定できるという長所がある。一方、本装置は、新しい技術であることから、実際の測定対象の測定実績が極めて少なく、実使用環境下でのバックランドからの影響や、検出限界,測定性能や信頼性に関する情報が不足している。そこで、本測定試験では、本装置を用いて、除染済実規模サンプルを用いた測定試験を行い、クリアランスレベル測定のための適用性について評価した。

NINGYO-TOGE 核燃料施設廃止措置と廃棄物処理技術の体系化を目指して!

安念 外典; 石森 有; 江間 晃; 高信 修; 長安 孝明; 美田 豊

JNC TN6400 2003-001, 35 Pages, 2003/10

JNC-TN6400-2003-001.pdf:2.78MB

ウラン施設の廃止措置と廃棄物処理の技術開発は、人形峠環境技術センターの主要なプロジェクトの一つである。このプロジェクトを合理的、安全に進めるため、解体から廃棄物処理に全ての技術を体系的に結びつける必要がある。このため、人形峠では「解体エンジニアリング」の確立を目指している。本冊子は、解体エンジニアリングの4つの要素技術「滞留ウラン除去・回収技術」、「遠心機処理技術」、「CaF2殿物活用技術」と「解体エンジニアリングシステム」について示している。

インラインモニタサンプリングによる硬質塩化ビニル局所排気ダクトの座屈破損

松原 達郎; 遠藤 裕治; 山中 俊広; 倉本 隆雄; 大天 正樹; 杉杖 典岳

no journal, , 

使用済遠心機分解除染処理に使用している局所排気処理設備において、設備停止中にもかかわらず硬質塩化ビニル製の排気ダクトが破損する事象が発生した。原因を調査した結果、設備停止時にダンパー弁により隔離されるダクトの一部分に設置したエアスニッファによるエアサンプリングを停止しなかったために、ダクト内圧力が座屈耐力を超える負圧に到達し座屈破壊に至ったものと推定した。これを実証するため、到達圧力の調査、座屈応力解析を行うとともに、モックアップ試験装置を製作し、ダクト内負圧により硬質塩化ビニル製ダクトが座屈し瞬時に破壊する事象を確認した。

Evolution of safeguards at Ningyo Toge Uranium Enrichment Plant (NEP)

石田 毅; 中島 伸一

no journal, , 

Research and development(R&D) projects related to front-end of nuclear fuel cycle have been carried out at JAEA Ningyo-Toge since 1955. Under the Uranium enrichment R&D project, applicable safeguards concepts and technologies have been developed and implemented at NEP in each phase of the plant operation. HSP (Hexapartite Safeguards Project; 1980-1983) discussed safeguards approach for gas centrifuge enrichment facility. Conclusion of HSP includes LFUA (Limited Frequency Unannounced Access) to detect misuse of facility to produce high-enrichment uranium. Based on HSP, following safeguards measures are developed and tested at NEP through the Pilot Plant operation. -In-operation PIT-MUF evaluation by Uranium Balance-Verification of B cylinder by road cell and NDA-LFUA field test. The enrichment monitors for UF pipe and sample were also developed to complement LFUA through the member state support program (JASPAS). The effective and efficient safeguards measures were demonstrated through long-term operation in the Demonstration Plant (DP). Hold-up of uranium in the process was increased while long-term operation of DP. It was led to the issue of cumulative MUF. Following technologies were developed with IAEA cooperation for solving. -Recovery method of hold-up uranium by IF flushing- Measuring method for verification under cooperation with U.S. DOE. Effectiveness of safeguards for NEP had improved through above developments. NEP is currently under the decommissioning phase. Safeguards approach in accordance with decommission road map of NEP should be developed toward termination of safeguards, it is important to develop measurement technology related to facility decommissioning. In addition, procedure to make NEP into inoperable status need to be developed. JAEA has been actively evolving safeguards for NEP and will continue our efforts to complete decommissioning. The paper will describe the safeguards evolution for NEP and future perspectives.

人形峠周辺環境の環境監視測定結果

小野 高行; 石森 有; 川崎 悟; 安藤 正樹

no journal, , 

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、ウラン濃縮施設を運転するにあたり昭和54年に岡山県及び鏡野町(当時、上齋原村)と環境保全に関する協定を締結し、施設周辺の環境放射能の監視を行ってきた。今回この監視結果について報告する。

Safeguards correspondence in post-operation phase at Uranium Enrichment Plant

石田 毅; 山田 茂樹*; 中島 伸一; 中村 仁宣

no journal, , 

In order to complete safeguards termination for enrichment plants in the final stage of decommissioning facility, we are now discussing with IAEA about removal of nuclear material, waste disposal and removal or rendering of essential equipment for its use as main theme. Regarding dismantlement of centrifuge, currently, a part of centrifuge and attached equipment are dismantled in progress. We understand that the requirement of change the status is Permanent decommissioning of cascade. To reach this requirement, it is important to maintain transparency for centrifuge, make essential equipment rendered inoperable and manage the hold-up uranium and waste material. Safeguards challenges for post-operation phase need to be solved step by step towards termination. The paper will describe the safeguards challenge and perspective in enrichment facility.