前頁 |目次 |次頁

時の話題

日本原子力研究所動力試験炉
（JPDR）の解体実地試験開始

原子力局技術振興課

１　概要
　将来の商業用原子力発電所の廃止措置技術の確立を目指し、日本原子力研究所の動力試験炉（JPDR）の解体撤去を行うJPDR解体実地試験を昨年12月4日から開始した。

　JPDRの解体撤去は、原子炉解体技術開発の一環として日本原子力研究所が実施するものである。

　原子炉解体技術開発は、大きく２段階に分けられており、まず第１段階で解体撤去に必要な要素技術を開発し、続く第２段階で開発した技術をJPDRの解体撤去に適用して将来の商業用原子力発電所の廃止措置に資するデータ、知見等を得ることを目的としている。

２　要素技術開発
　第１段階の要素技術開発は、56年度から開始し、61年度までに概ね終了している。開発した要素技術の内容は、以下のとおりである。
（1）解体システムエンジニアリング
　解体撤去作業を系統的に分析し、工数、費用、被ばく線量、廃棄物量等を評価して原子力発電所の適切な解体計画を策定するための解体評価技術

（2）放射能インベントリ評価技術
　原子炉施設内の残存放射能量を計算等により求める評価技術

（3）配管系内部放射能汚染非破壊測定技術
　解体撤去前に原子炉一次系配管等の内部放射能の核種、量、状態を把握するための非破壊測定技術等

（4）解体工法、解体機器
　解体撤去作業に必要な解体工法・機器（プラズマアーク切断技術、アークソー切断技術、ディスクカッター切断技術、水ジェット切断技術等）の開発

（5）解体関連除染技術
　作業従事者の被ばく低減化等のための解体前系統除染技術、コンクリート表面汚染除去技術解体後除染技術等

（6）解体廃棄物の処理、保管及び処分技術
　解体廃棄物の合理的な処理処分管理システムの作成、高放射化廃棄物保管、処分用コンテナの設計評価試験等

（7）解体に係る放射線管理技術
　解体撤去作業に伴う放射線管理に必要な各種測定器の開発

（8）解体遠隔操作技術
　作業従事者の放射線被ばく低減化のための解体作業環境に適したマニピュレータの開発
３　JPDR解体実地試験
　実地試験の対象となるJPDRの解体撤去の範囲は、図−１に、スケジュールは表−１に示すとおりである。


図−１　JPDR施設の解体撤去範囲

表−１　JPDR解体実地試験スケジュール

　実地試験では第１段階で開発した要素技術のほか、既存の解体技術も用いて総合的な原子炉解体技術としてその有効性を実証することとしている。

　表−２に放射化構造物解体に適用する解体技術と対象構造物を示す。

表−２　放射化構造物と解体工法

　JPDR解体撤去は、次の基本的考え方に基づいて実施する。
（1）原子炉内構造物、原子炉圧力容器等の解体に先立ち、原子炉周辺機器の一部を撤去して作業スペースを確保し、作業効率を高める。

（2）作業従事者の放射線被ばくの原因となる汚染物をできるだけ早期に解体撤去する。

（3）高放射化部の解体撤去では遠隔操作技術を用い、作業従事者の被ばく低減を図る。

（4）原子炉格納容器及び建家は、内部の放射性機器、構造物の解体に伴う粉塵の放出抑制障壁として有効に活用する。
　以上の考え方を踏まえた解体手順として原子炉格納容器及びその内部構造物の解体手順を図−２に示す。

図−２　解体手順

４　今後の予定
　先に表−１に示したとおり、62年度後半から圧力容器内構造物の解体撤去を開始する。引き続き圧力容器、生体遮蔽体、格納容器等の解体撤去を行い、昭和67年度には一部建屋を除くすべての原子炉施設の解体撤去を終え跡地は整地し更地とする予定である。

前頁 |目次 |次頁