将来の商業用原子力発電所の解体撤去に技術的見通し

　日本原子力研究所（理事長　藤波恒雄）は、科学技術庁の委託を受け、昭和56年度から「原子炉解体技術開発プロジェクト」を推進しているが、その第一段階である原子炉解体要素技術開発計画が最終段階を迎え、これまでの要素技術開発の成果について外部専門家等からなる原子炉解体技術検討委員会（委員長　都甲泰正東京大学教授）に評価を依頼、この程、その結果が報告書としてとりまとめられた。

1.　第一段階において開発された要素技術は、第二段階であるJPDR解体実地試験計画を遂行するに十分な技術レベルに達している。

2.　これらの技術は、JPDR解体実地試験を通して大きく進歩し、将来の実用炉の解体撤去トータルシステムの確立に大きな貢献をするものと考えられる。

3.　諸外国においても、興味ある種々のデコミッショニング・プロジェクトが計画されていることから国際間での技術情報交換等を積極的に行い、JPDR以外のプロジェクトから有用な知見、データ等の入手を図ることが重要である。

等と評価しており、これにより、昭和61年度JPDR解体実地試験着手の技術的見通しが得られたとしている。

　原子炉の解体作業を体系的に分析し、作業工数、コスト、放射線被曝、放射性廃棄物量などを評価できる解析コードシステムを開発し、JPDRの解体工事の分析を行っている。JPDR解体工事を通じてこのシステムの検証・改良を行い、実用炉の解体計画の評価や工程管理に用いることのできるシステムに発展させることとしている。

　原子炉の構造材や遮蔽コンクリート中に含まれる放射性物質の量を正確に求めるため、既存の遮蔽計算コードを応用し組合わせて、これらを体系的に計算できるシステムを開発した。この計算システムを用いてJPDRの原子炉中に含まれる放射性物質の量を計算し、原子炉から採取した試料の分析測定値と比較した結果、非常に良い一致を示した。この計算システムは実用炉の解体計画にも十分利用できるものである。

　配管内部からの放射線を管外側の種々の方向から測定し、配管内部の放射能状態を求められる実験装置を試作し、放射能汚染を模擬した配管についての測定試験において、高精度で定量できることを確認した。

（１）　アークソー切断技術では、試作した切断装置で、水中で250mmの厚さの炭素鋼板の切断に成功した。これにより、110万KW級BWRの原子炉圧力容器（厚さ約160mm）の切断が可能になった。

（２）　プラズマアーク切断技術では、水中で約130mmのステンレス鋼板が切断できる性能を達成し、炉内構造物の切断解体用技術として非常に有力なものとなった。

（３）　ダイヤモンドカッター及びダイヤモンドドリルを用いたコンクリートの機械的切断装置の開発では、遠隔操作切断装置を用いて、遮蔽コンクリートを模擬した試験体の切断試験を行い、遠隔でコンクリートをブロック状（幅1m、高さ1m、深さ40㎝）に安全に切断できることを確認した。

　供用中のBWR系統除染用の濃厚液除染法を改良し、JPDRの冷却系統を利用して試験したところ、99.5％以上の高い放射能除去率を達成し、この改良法が原子炉一次冷却系を解体撤去する際の作業者の放射線被曝を大幅に減らすのに非常に有効であることを確認した。この方法は、PWRにも適用できるものである。

　金属類解体廃棄物の減容処理技術として、ステンレス鋼管、炭素鋼管、形鋼などを圧縮切断した後、容器に充填し高圧縮する技術開発を行い、圧縮前の容積を１／２以下に減容できることを明らかにした。

　コンクリート廃材等区分管理用測定装置を開発した。これは、最大600lまでの円筒容器に収納した解体廃棄物中に含まれている放射性核種及び放射能濃度の定性、定量及び区分判定を自動的に行うことができ、解体廃棄物の仕分け作業能率を向上させるものである。

　高放射線環境下での種々の作業を遠隔操作できる解体作業用ロボットの開発では、水中試験用軽作業ロボット装置を試作した。この装置は、水中気中両用式、可搬重量10㎏で、ロボット的機能を備えた７自由度７関節型マニプレータで、制御は全て電子計算機を介して行われる。試験の結果、所期の性能を確認し、JPDR解体用装置製作の見通しを得た。

　JPDRは、我が国で初めて原子力発電に成功した原子炉であり、また、我が国で初めて解体撤去される原子炉でもある。このJPDR解体を通じ、先駆的な解体経験が得られ、将来の実用炉の解体に有用な多くの知見、データ等が蓄積されるものと国内外から期待されている。