JP2008292228A

JP2008292228A - 原子力発電所施設及び構成部材の汚染の程度の検出方法

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Publication number: JP2008292228A
Application number: JP2007136313A
Authority: JP
Inventors: Tetsutada Sakurai; 哲真桜井; Hideo Yano; 秀夫矢野; Hitoshi Nishi; 仁司西
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 2007-05-23
Filing date: 2007-05-23
Publication date: 2008-12-04

Abstract

【課題】原子力発電所などの核燃料使用施設においては、長年にわたる放射線照射により、原子力発電所の施設及び構成部材の放射能による汚染が進行している。効率的で経済的な原子力発電所の廃炉を実施するためには、この汚染の検出を精度良く、かつ、経済的に実現する必要がある。本発明は、これを可能とするため、放射線照射による汚染の程度を合理的な手法で行うものである。
【解決手段】原子力発電所の施設及び構成部材の表面に対して、汚染の程度を検出する部位近傍に液状物質を充満させ、接触式の機械的な走査で計測可能な溝あるいはくぼみを設ける際に発生した施設及び構成部材の微粉を前記液状物質中に取り込み、この液状物質中の微粉の汚染の程度を分析することで対象の施設及び構成部材の汚染の程度を効率的にかつ精度よく検出可能とした。
【選択図】なし

Description

本発明は、原子力発電所の廃止措置、いわゆる廃炉を効率的にかつ精度よく実施可能とする手法に関するものである。

この発明は、原子力発電所の廃炉を効率的にかつ精度よく実施する手法を提供するものであり、液状物質中において施設あるいは構成部材の一部を微粉化し、引き続いて該液状物質の一部あるいは全部の汚染の程度を分析し、対象の原子力発電所施設及び構成部材の汚染の程度を高精度に計測する手法に関する。

本発明がなされるに至った問題点に関して説明する。原子力発電所の設備及び構成部材の内、長年にわたって放射線が照射された設備、もの、あるいは部材は多かれ少なかれ、放射能を有することとなるものが多い。このような放射能を有する設備あるいはものあるいは部材の一部（以下、これらを総称して放射能を有する部材等、と表記）が生じた場合、放射能汚染があると称する。もちろん、元々から放射能を有する物質（例えば、ウラン235など）が何らかの理由で設備あるいは構成部材に付着することも有り得るので、これらも放射能汚染の範疇に含めるものである。

さて、このような放射能汚染の程度は、対象から放出される放射線の強度を計測することで評価が可能である。放射線の強度を効率的に計測するシステムには半導体デバイスの採用がよい。しかし、報告（例えば、大西他、“半導体素子に対する放射線照射効果”、電子情報通信学会誌、Vol.85、 No.9、pp.662-669 2002）されているように、半導体デバイスは放射線の照射に対して特性を損なうものが多い。このため、半導体デバイスへの影響を弱めた上で、対象の施設あるいは構成部材の放射能汚染の程度を計測する手法の実現が重要である。

本発明の適用が想定される原子力発電所の解体（以下、廃炉と簡略に表記）に際しては、人体や社会施設等への残留放射線の影響が懸念されるため、放射性廃棄物と非放射性廃棄物（以下、クリアランス廃材と表記）に大別して、処分方法を変えることが考えられている。クリアランスとは、廃炉によって生ずるものに対して様々な処理を施し、人体や社会への影響が小さいレベルにあると判断する行為であり、その閾値をクリアランスレベルと称する。これを超えるレベルの放射能あるいは放射線強度を検出した場合は放射性廃棄物として六ヶ所村などに設けられる施設において処分される。

原子炉の解体・処分によって、数百万トン発生すると言われる廃棄物の全てを放射性廃棄物として扱うことは処分場の効率的な利用の面から得策とは言えない。このため、人体や社会への影響が小さいと判断された放射能がクリアランスレベル以下のものは放射性廃棄物ではなく、一般の廃棄物として扱うことで経済的な廃炉を進めることが可能となる。しかし、このためには、原子力発電所の施設及び構成部材などの汚染の程度（対象部材の表面からの深さあるいは場所・面積を付随情報として持つ放射能の強さの分布）を効率的に検出することが必要とされる。

原子炉解体に際して、施設及び構成材料の放射化あるいは放射能汚染の程度を厳密、正確に評価して、法律等に定められた規制を損ねることなく、効率的に処分を行う支援手段を提供することが必要である。しかし、放射能レベルの比較的高いもの（いわゆるレベル1）、放射能レベルの比較的低いもの（いわゆるレベル2）、放射能レベルの極めて低いもの（いわゆるレベル3）、及び放射性物質として扱う必要のないもの（再利用あるいは産業廃棄物として処理されるべきもので、いわゆるクリアランスレベル以下のもの）を以下の先願発明によって効率的に区分けするためには大きな課題が横たわっていた。具体的には、対象の表面近傍からの放射能汚染の程度を評価するに留まり、その内部即ち、三次元的な位置情報を付随させた放射能汚染評価に対しては有効な手段を持ち得ていない。
特開２００５−３２１２４９（Ｐ２００５−３２１２４９Ａ）：放射性廃棄物の放射化放射能物量評価方法および放射化放射能物量評価システム、特開平８−３０４５９７：放射能汚染コンクリート表層部の除去装置及び除去方法、特開平７−３５９００：放射能汚染コンクリートの除去方法及び除去装置特開平６−３３１７９５：放射能汚染機器の除染方法およびその装置、特開２００３−２３２８８０（Ｐ２００３−２３２８８０Ａ）：放射性物質汚染コンクリートの分析用試料の採取方法。

本発明は、廃炉に際して、効率的で、実用性が高く、かつ、処理コストの低減を可能とする原子力発電所施設及び構成部材等の汚染の程度の検出方法を提供するものであり、その本旨は、必要にして十分な対象の放射能レベルあるいは放射性物質による汚染の程度を対象の三次元的な位置情報と付随させて評価する手段の提供にある。

本発明の特徴的な手順は、あらかじめ設定された容積を持つ空間に充満させた液状物質中において施設あるいは構成部材の一部などを微粉化し、引き続いて該液状物質の一部あるいは全部を対象として、放射能汚染の程度を分析し、対象の原子力発電所施設及び構成部材の汚染の程度を高精度に計測する第一の手順にある。設定された容積の液状物質（おおむね、放射線阻止能の高い水を用いることが得策）中においてこの手順を行う理由は、微粉化されたものが周囲に飛散して二次的な汚染を引き起こし、本来の評価を損ねないためである。

また、この手順の実施に際して、形成するくぼみの程度を接触式の機械的な走査で行うことも本発明の特徴である。この理由は、廃炉の際に、液状物質中において表面近傍の放射能汚染を有する部材等を、研削や薬液による除去を試みる場合、どうしても液状物質中に濁りが生じ、光波あるいは超音波を用いた非接触式の計測手段では正確なくぼみの程度が計測できず、結果として対象の放射能汚染の程度に大きな誤差をもたらすことが判明しているからである。くぼみを機械的な接触走査で行う本発明の手順においては、評価の際に、対象の一部が液中に取り込まれてもくぼみの計測に支障がないことは明白である。さらに、所定の深さのくぼみを形成した後、液中に取り込まれた物質の放射能汚染の程度を評価し、続いて、そのくぼみの深さをより深いものに追加加工して、再び液中に取り込まれた物質の放射能汚染の程度を評価することで、対象の表面からの深さに応じた放射能汚染の程度を評価することが可能である。さらに、位置を変えて一連の手順を実施することで、対象の三次元的な位置と汚染の程度を関係付けた計測が可能なことは明白である。

以上の通りであって、本発明は、原子炉の廃炉に際して、効率的で、実用性が高く、かつ、処理コストの低減を可能とする原子力発電所施設及び構成部材等の放射能汚染の程度の検出方法を社会に提供するものであって、本発明以前に特許出願されたものに比べて、処理コストの抑制と実用性の高さという利点を併せ持つものである。

本発明の出願前に発明者らは種々の試作・評価を実施し、その最良の形態を見出した。以下に、実施例を元にしてその効用を述べる。

図1は本発明の適用対象となる原子力発電所の模式的な断面構造図である。原子炉本体構造1を格納したいわゆる原子炉格納容器2、原子炉燃料棒（図示せず）の出し入れを制御する燃料交換機及び制御棒駆動装置3、これらを機械的に保持して地震などでの変形を抑止する構造躯体4（一部を模式的に表記）、及び原子炉の安定な運転・制御・モニタ等を行う冷却水系・減速材系・ヘリウム循環系・原子炉再循環系・蒸気系・非常用の各種安全設備系（いずれも図示せず）などから構成されている。これらの系の構成素材は、ステンレス鋼、炭素鋼、ジルコニウム合金、アルミニューム、コンクリートなどからなる。但し、ウラン235、プルトニウム239、などを含む燃料棒、制御系の重水やヘリウムなどは廃炉が決まった段階で抜き取られて別に保管されることになっている。以下、実施例に基づいて詳細に説明する。

廃炉となる原子炉においては、長年の運転によって周辺設備や構成部材が放射線照射を受けて放射性物質となるものが存在する。例えば、原子炉から出る中性子によって⁵⁹Ni、 ⁶⁰Co、³T、¹⁴C、¹⁵²Euなどが、あるいは燃料棒破損などによる核分裂によって¹³⁷Cs、¹²⁹I、 ⁹⁰Srなどが原子炉周辺及び冷却系の配管内面等に存在する。厳密には前者を放射化放射能物質、後者を汚染放射能物質と呼び、前者は原子炉設備や構成材の内部深くに存在することがあり、後者はその発生原因から原子炉設備や構成材の表面や界面近傍に存在することが知られている。本発明ではこれらを総称して廃炉に際して除去あるいは区分けしなければならない放射能汚染物質と表記している。ここまでの説明でも明らかなように、廃炉の際の汚染放射能は対象設備や構成部材の表面だけに存在するわけではなく、表面及びその内部によって存在量が変わり、また運転中の放射線照射や事故による漏洩放射能物質による汚染などが重畳されて、場所による差異が生じることは明白である。本発明が目的とする対象廃炉の三次元的な位置情報と放射能汚染の程度を関係付けた評価手法・手順が必要な所以である。

本発明以前になされた前記特開平６−３３１７９５：放射能汚染機器の除染方法およびその装置、あるいは特開平６−５９０９４：放射性汚染物の除去方法及びその装置などにおいては、液状物質中における放射能汚染の除去の考え方が開示されている。例えば、図1において、研削刃あるいは高圧薬液吐出ノズル５（両者を模式的に示す）を用いて原子炉本体構造１の内面の表層を除去する手法である。これらは液状物質中の作業とすることで放射能汚染の広い範囲への拡大を抑えるものであるが、液状物質中への混入あるいは拡散に対する備えがなく、ある程度の放射能汚染の拡大が避けられなかった。本発明においては、後述するように放射能汚染の程度を評価する部位に対して、表面に開口部を有する容器を密着させる手順と、当該容器内に液状物質を充満させる手順と、当該容器に液状物質が充満された状態で該表面に計測可能なくぼみを形成する手順とを加えることで、従来の発明の問題点を克服している。

図２の(a)から(c）は本発明の適用を想定した実施例の模式的な表現である。本発明の大きな特徴の一つは、廃炉に際しての放射能汚染の三次元的な分布を評価する手法に関するものであるが、これを効果的に実施する具体的な構成を有することにある。具体的には、開口部を持つ所定の容積の容器6、６の内部に設けた原子炉設備あるいは構成部材の表面を微粉化（研削あるいは研磨などの手法によるが、必要に応じて化学的な反応を伴う薬液を加えて処理の効率化も可能）してくぼみ（後述するが、溝などでもよい）を形成する機構７、くぼみなどの深さを触診あるいは接触式の機械的な走査で計測する機構（図示せず）、７を駆動するための動力伝達及び６内の液状物質８の取り込み・回収及びくぼみなどの深さ計測情報を外部に送る信号路などから構成される処理部９、処理部９及び７の機械的な動作に対する反作用を受け止める保持部１０、などを有する。

前述の如き手段を有する場合、以下の効果が得られる。その第一は、数ｍから数十ｍに及ぶ広い廃炉の設備及び構成部材の場所を決めて、汚染放射能強度を計測することができる。周囲に満たす液状物質として効果的で安価なものは水であるが、必要に応じて重水、あるいは化学的な除洗作用がある過マンガン酸カリウムやシュウ酸の所定濃度液などを用いることは効果的である。表面が油脂系の汚れを持つ場合はアルコールなどの有機溶剤を液状物質に混ぜることも効果的である。

図２(c）に示すように、本発明の特徴である所定の容積：“V”の容器６内にこれらの液状物質が充満した状態において（液状物質の大幅な出入りがなければ６の外側に同じ液状物質があってもよい）、６内に存在する微粉化手段（同図(c)においては図示せず）で対象の表面にくぼみあるいは溝を設けた場合、くぼみあるいは溝から得られる物質の体積（図２(c）に示す“ｖ”）あるいは重量（筺体の材質が判明しているので体積を密度換算することで計測可能）をその深さから計測することが可能である。この結果、6内の液状物質の所定の容量あるいはその全部（Vである）を回収して分析・評価することで当該部位の汚染放射能強度を正確に、かつ、簡易に計測することが可能となった。

また、くぼみや溝の深さを変えて前記の手順を繰り返すことで、当該部位の汚染放射能の深さ方向の分布を求めることができるという利点を有する。この際、上述したように、当該部位の表面近傍と内部によって、放射能汚染の由来が変わるので、検出される汚染放射能の強度及びその線源の種別も分けて分析・評価することができるという利点を有する。さらに、くぼみや溝形成に際しては液状物質が濁り、従来の手法である光学的あるいは音響的なくぼみや溝の深さ計測手段の適用が困難となることは明らかであるが、本発明の構成要件である触診式の機械的な走査でくぼみの深さを計測する手法においてはこのような困難性に遭遇しないことは言を待たない。

本発明の別の効果について、手法を適用した具体的な事例で述べることとする。図３（a）に示すように、深さを既知とするモニター溝を形成して、当該部位での三次元的な放射能汚染分布情報が入手できた後は、前述の容器６内での当該部位の表面研削・研磨などを行う必要はなく、周囲への飛散防止のための液状物質が存在する状況において、効率的な研削・研磨などによる汚染放射能の除去を進めることが可能である。

分析・評価対象の廃炉施設あるいは構成部材の表面に設けた所定の深さのくぼみあるいは溝に着目し、図３（ｂ）に示すように、そのくぼみや溝の深さをモニターしながら、当該部位を機械的な研削や研磨、あるいはこれらと化学的な除去作用を併用した手法で表面から除去する場合、除去すべき程度をくぼみあるいは溝の深さで評価することが可能である。もちろん、化学的な効果を有する液状物質を併用した場合、この液状物質による深さの変化量を補正値として用いなければならない。同図（ｃ）に示すように一層の当該部位の表面の研削等による除去が進むと、原子炉筐体材のみに依存する汚染放射能のみとなりこれが所定のレベル以下（すなわち、クリアランスレベル以下）であることが確認された場合、当該部位にはより安価な処分手段を適用する道が開かれる。

本発明の適用によって、２００７年５月現在で、日本国内に存在する原子力発電所の効率的な廃炉のための具体的な手段が提供されるものである。また、その利用においては、図３(d)に示す如きI、II、IIIの順に新たな表面が形成される場合、研削・研磨などの冶具の傾きによって不適切な加工がなされる場合があったが、くぼみや溝深さをモニタすることによって、部分的な放射能汚染層の除去不足あるいは除去の過剰が情報として得られ、直ちに修正が可能なことは明らかである。このことは、汚染が表面に局在する事物に対して本発明を適用する場合に大きな効果が得られるものであり、工業的な施設全般の解体にも適用が可能となる。

本発明の適用対象である原子力発電所の断面構造及び一部の拡大を示す模式図 (a)本発明の具体的な適用に際して有効な機構の構成事例(b)原子炉筺体に本発明の機構を適用した場合の断面模式図(c)本発明の効果を示す汚染放射能の計測を可能とする原理図 (a)原子炉筺体への汚染放射能の程度を評価するためのモニタ溝を形成した状態断面図(b)モニタ溝を形成した筐体の表面近傍を除去しつつある場合の断面図模式図(c) モニタ溝を形成した筐体の表面近傍の汚染層除去が進展した場合の断面図模式図(d)放射能汚染層の除去に際して、研削・研磨冶具の不具合で除去面の加工が傾いた場合の断面模式図

符号の説明

１：原子炉本体構造
２：原子炉格納容器
３：燃料交換機及び制御棒駆動装置
４：地震などでの変形を抑止する構造躯体
５：研削刃あるいは高圧薬液吐出ノズル
６：所定の容積の容器
７：くぼみ、溝などを形成する機構
８：液状物質
９：取り込み・回収及びくぼみなどの深さ計測情報を外部に送る信号路などから構成される処理部
１０：保持部

Claims

原子力発電所の施設及び構成部材の表面に開口部を有する容器を密着させる手順と、当該容器内に液状物質を充満させる手順と、当該容器に液状物質が充満された状態で該表面に計測可能なくぼみを形成する手順と、当該施設あるいは当該構成部材の計測可能な体積あるいは重量を当該液状物質に取り込まれた状態で回収する手順と、当該液状物質中に取り込まれた施設あるいは構成部材の一部を分析する手順とを含むことを特徴とする、原子力発電所の施設及び構成部材の汚染の程度の検出方法
請求項1に記載された方法において、形成されたくぼみの程度を計測する手順として接触式の機械的な走査を用いることを特徴とする、原子力発電所の施設及び構成部材の汚染の程度の検出方法
請求項1及び2に記載された開口部を有する容器を密着させる手順に代えて、原子力発電所の施設及び構成部材の汚染検出部位の近傍に液状物質を充満させる手順と、当該部位近傍に液状物質が充満された状態で計測可能なくぼみを形成する手順と、当該施設あるいは当該構成部材の計測可能な体積あるいは重量を当該液状物質に取り込まれた状態で一部または全部を回収する手順と、当該液状物質中に取り込まれた施設あるいは構成部材の一部あるいは全部を分析する手順とを少なくとも含むことを特徴とする、原子力発電所の施設及び構成部材の汚染の程度の検出方法