TW202429373A - 發電廠拆解管理裝置、發電廠拆解管理方法及發電廠拆解管理程式 - Google Patents

發電廠拆解管理裝置、發電廠拆解管理方法及發電廠拆解管理程式 Download PDF

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川嵜透
柳澤慎太郎
大平高史
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Abstract

本發明之課題在於使原子能發電站等之廢棄物之利害關係者有效地共用資訊。 本發明之發電廠拆解管理裝置之特徵在於具備：處置計劃製作部，其基於自發電廠排出之廢棄物之設計資訊及廢棄物之放射線量，計劃廢棄物自發電廠排出之後直至再利用或最終處置為止之步驟；及歷程提供部，其根據步驟中來自利害關係者之請求，將廢棄物之歷程資訊發送至利害關係者之終端裝置。

Description

發電廠拆解管理裝置、發電廠拆解管理方法及發電廠拆解管理程式
本發明係關於一種發電廠拆解管理裝置、發電廠拆解管理方法及發電廠拆解管理程式。
原子能發電站之使命結束時，遍歷長期間將之有計劃地廢爐。伴隨廢爐產生之廢棄物中之放射性廢棄物於安全場所加以處置，以不對人類環境造成影響。非放射性廢棄物有被作為普通工業廢棄物處置之情形，此外有時亦予以再利用。任一情形時，重要的是，於決定廢爐直至處置及再利用為止之期間內，準確且有效地管理廢棄物。
專利文獻1之拆解捆包方法製作拆解廢棄物將之收納於槽罐之計劃，並以此為前提，將自原子能發電站排出之配管、機器等之廢棄物搬送至處置設施。專利文獻2之放射性固體廢棄物處理方法計算放射性固體廢棄物之各部分之放射線量，並基於該計算結果，將放射性固體廢棄物分割成處置方法不同之複數個部分。
專利文獻3之原子能設施拆解廢棄物之管理方法於拆解前特定廢棄物之放射線量，對拆解後之各個廢棄物附加條碼等，且由電腦管理記憶於條碼等之資訊直至最終處置為止。於條碼等記憶廢棄物編號、產生源、放射線量、對容器之收納記錄、容器表面之放射線量等。 [先前技術文獻] [專利文獻]
[專利文獻1]國際公開第99/39253號 [專利文獻2]日本專利特開2002-207098號公報 [專利文獻3]日本專利特開2001-141887號公報
[發明所欲解決之問題]
於決定廢爐至再利用或最終處置之期間，廢棄物牽涉到多個利害關係者，所述利害關係者包含反應器製造商、原子能發電站、處理設施、臨時保管設施、搬送業者、再利用設施、最終處置設施等之經營者。利害關係者以各自之立場，需自身所牽涉之廢棄物相關之過去或將來之資訊。其後，即使至再利用或最終處置結束之階段亦同樣。
然而，專利文獻1聚焦於基於槽罐之尺寸、作業員之暴露量等之制約條件，如何拆解廢棄物將之收納於槽罐，而未提及由利害關係者共用廢棄物之資訊。專利文獻2聚焦於調整作為結果製作之固體(鑄錠)之放射線量，依然未提及由利害關係者共用廢棄物之資訊。專利文獻3雖大致意識到了廢棄物之可追溯性，但未具體提及利害關係者共同利用廢棄物之資訊。 因此，本發明目的在於使原子能發電站等之廢棄物之利害關係者有效地共用資訊。 [解決問題之技術手段]
本發明之發電廠拆解管理裝置之特徵在於具備：處置計劃製作部，其基於自發電廠排出之廢棄物之設計資訊及廢棄物之放射線量，計劃廢棄物自發電廠排出之後直至再利用或最終處置為止之步驟；及歷程提供部，其根據步驟中來自利害關係者之請求，將廢棄物之歷程資訊發送至利害關係者之終端裝置。 關於其他方法，於用以實施發明之形態中進行說明。 [發明之效果]
根據本發明，原子能發電站等之廢棄物之利害關係者可有效地共用資訊。
以下，一面參考圖式等一面詳細說明用於實施本發明之形態(稱為“本實施形態”)。本實施形態為再利用或最終處置伴隨原子能發電站之廢爐而產生之廢棄物之例。本發明可應用於沸水型反應器及壓水型反應器，亦可應用於排出放射性廢棄物之普通發電廠。
(放射性廢棄物之再利用及處置方法) 圖1係說明放射性廢棄物之再利用及處置方法之圖。於原子能發電站正常運轉之期間，產生使用完畢燃料。自使用完畢燃料擷取鈾及鈽。其等作為燃料本身，可再利用(列51a)。擷取後殘留之廢液作為“高級別放射性廢棄物”進行玻璃固化並收納於金屬容器，最終進行“地質處置”。 地質處置為埋設於地下300 m以上深度之岩盤中(列51b)。
於決定原子能發電站之廢爐後，原子能發電站所保管之使用完畢燃料與運轉過程中同樣，進行再利用及最終處置。決定廢爐後之獨特之處在於，一次性大量產生使用完畢燃料以外之諸設備(反應器、發電機、冷凝器、配管等)作為廢棄物。該等諸設備包含“低級別放射線廢棄物”、及不發出放射線之其他廢棄物(列52a～52e)。本發明之對象主要為該等諸設備。
低級別放射性廢棄物中之放射線量較高者(例如與爐心之距離較小之控制桿等)被拆解收納於容器之後，進行“中深度處置”。中深度處置為埋設於地下70 m以上深度之地中(列52a)。低級別放射性廢棄物中之放射線量為中等程度者(例如，與爐心之距離為中等程度之泵等)被拆解收納於容器之後，進行“凹坑處置”。凹坑處置係指埋設於在較淺之地中所設置之混凝土製之凹坑(列52b)。
低級別放射性廢棄物中之放射線量較低者(例如與爐心之距離較大之混凝土廢料等)收納於容器之後，進行“溝槽處置”。溝槽處置係指於較淺之地中不設置如凹坑般之人工構建物而埋設(列52c)。於低級別放射性廢棄物中之放射線量微小至不會對人體健康造成影響之程度者(稱為“清潔物”)特別視作普通工業廢棄物。因此，清潔物除作為工業廢棄物進行最終處置外，還可再利用(列52d)。
當然，不發出放射線之廢棄物作為工業廢棄物進行再利用或最終處置(列52e)。試算得出，伴隨原子能發電站之廢爐之廢棄物中之重量比9成以上為不發出放射線之廢棄物。
(廢棄物之流程) 圖2係說明廢棄物之流程之圖。圖2係將作為決定廢爐後產生之廢棄物之配管68再利用或最終處置之例。原子能發電站62(原子能發電經營者)測量配管68之放射線量(單位為例如“mSv/小時”)。該測量可為使用測量器之實測，亦可為基於製造商61製作之設計資訊之推定(邏輯計算)。以下，於各種步驟中重複測量。配管68為例如如圖3所示之包含多個部分之“系統”，且於每個部分放射線量不同。因此，此處之測量以配管之各部分為對象。
原子能發電站62基於測量結果，根據需要將配管68去污。去污為自廢棄物去除放射線源之作業(細節稍後敘述)。以下，可於任意步驟中重複去污。原子能發電站62拆解配管68。拆解係為了容易進行去污、搬送、再利用、最終處置等、或分散放射線源，而將廢棄物分割為更小之單位(部分)。以下，可於任意步驟中重複拆解。其後，經拆解之配管68被搬送至處理設施63。以下，為簡化說明，將作為拆解之結果而產生之配管68之部分亦稱為“配管68”。
處理設施63(處理設施經營者)進一步拆解配管68。經拆解之配管68中之低級別放射性廢棄物被搬送至臨時保管設施65。於圖2，自處理設施63取去之配管68保持類似配管之外形，但亦有被破碎得較細之情形。清潔物被搬送至以用於再利用之處理為目的之其他設施。再利用之例為原子能發電站內之工作台、儲存低級別放射性廢棄物之容器等。另，“再利用設施”為該等之使用者。
臨時保管設施65(廢棄物之臨時保管設施經營者)將自多個處理設施搬送來之經拆解之配管68收納於特定容器71中，臨時保管於指定之場所，等待最終處置設施66可用。最終處置設施66(廢棄物之最終處置設施經營者)自臨時保管設施65接收容器71，將之埋設於地中。臨時保管設施及最終處置設施各自可存在複數個。再者，處理設施及臨時保管設施亦可接近原子能發電站而配置。
(收益及移動處理設備) 一般而言，以原子能發電站、反應器或更細之系統單位進行收益管理。收益由例如“收益=發電收入-發電費用-廢爐費用+再利用收入”定義。若廢棄物之一部分可作為再利用資材高價銷售，則再利用收入提高，收益亦提高。又，例如於廢棄物之去污及拆解時，若複數個反應器間或複數個利害關係者間可共用能移動/共同使用之移動處理設備(去污裝置、銑刀等)，則廢爐費用降低收益提高。
(系統及放射線源) 圖3係說明系統及放射線源之圖。系統49具有泵41、閥門42及43、以及各個配管44～47。該等成為一體之設備群，例如將水自冷凝器搬送至反應器壓力容器。於水直接通過反應器壓力容器之沸水型反應器之情形時，系統49有可能稍微被放射線污染。即使於並非如此之情形時，亦有於一部分配管45之內部或外部，附著有放射性物質48之情形。於此情形時，若由測量器測量系統49之各部分之放射線量，則可知僅配管45之表面及周邊之放射線量與其他處相比明顯變大。如此成為放射線之源之放射性物質亦稱為“放射線源”。
(去污方法) 於無放射線源之附著等，系統49之任何部分皆均勻地顯示高放射線量之情形時，可對系統整體進行化學去污而無需拆解系統。化學去污為例如於系統49直接連結去污裝置，流動藥劑(還原劑等)之方法。
作為某部分附著有放射線源之結果，僅於系統49中附著有放射線源之部分之放射線量較高之情形時，可拆解系統49卸下配管45，並對配管45或對將配管45進一步拆解成一半者進行機械去污。機械去污為例如對配管部分噴射研磨劑或以刷子擦拭之方法。
再者，於配管45之放射線量高至作業員無法安全拆解系統49之程度之情形時，可使機器人等進行系統49之化學去污之後卸下配管45，對配管45進行機械去污。
(發電廠拆解管理裝置之構成等) 圖4係說明發電廠拆解管理裝置1之構成等之圖。發電廠拆解管理裝置1為普通電腦，具備中央控制裝置11、滑鼠、鍵盤等輸入裝置12、顯示器等輸出裝置13、主記憶裝置14、輔助記憶裝置15及通信裝置16。該等由匯流排相互連接。輔助記憶裝置15儲存有設計資訊31、去污資訊32、拆解資訊33、測量資訊34、處置計劃資訊35及廢棄物歷程資訊36(任一者皆稍後敘述細節)。
主記憶裝置14之處置計劃製作部21、資訊收集部22及歷程提供部23為程式。中央控制裝置11藉由將該等程式自輔助記憶裝置15加載至讀出主記憶裝置14，而實現各程式之功能(細節稍後敘述)。輔助記憶裝置15亦可為與發電廠拆解管理裝置1獨立之構成。發電廠拆解管理裝置1可經由網路8與以下之各裝置通信。
・配置於圖2之原子能發電站62之發電站終端裝置2 ・配置於圖2之處理設施63之處理設施終端裝置3 ・配置於圖2之臨時保管設施65之臨時保管設施終端裝置4 ・配置於圖2之最終處置設施66之最終處置設施終端裝置5 ・配置於再利用設施之再利用設施終端裝置6 ・配置於搬送業者(未圖示)之搬送者終端裝置7
(設計資訊) 圖5係顯示設計資訊31之一例之圖。設計資訊31係對例如自製造商出貨之每個製品而製作。於設計資訊31中，以下之資訊相互建立關聯而記憶。 製品ID(101欄)為唯一特定將來成為廢棄物之製品之識別碼。 製造場所(102欄)為製造製品之製造商及工廠之名稱。 製品種類(103欄)為以製品功能表現製品之種類之用語。此處之“冷凝器2次側配管單元”例如相當於圖3之系統49。 出貨年月日(104欄)為製品出貨之年月日。
用途(105欄)為配管中流動之液體之種類。 素材(106欄)為構成製品之素材。 內徑(107欄)為配管之內徑。另，“#”省略性顯示不同之數值(以下同樣)。配管之內徑亦可按照構成系統之每根配管記憶(關於外徑亦同樣)。 外徑(108欄)為配管之外徑。
長度(109欄)為系統之長度。 流量(110欄)為每單位時間系統中流動之液體之體積之最大值。 設計圖式(111欄)為製造商製作之設計圖式。設計圖式亦可具有3維CAD(Computer-Aided Design：計算機輔助設計)資料或點群資料之型式。設計圖式除顯示製品之外形之圖以外，亦包含對每個部分顯示通常狀態下使用時設想之放射線量之表、對每個部分顯示運轉停止後之放射線量之衰減特性之圖表、及顯示製品之性能之圖表等。
(去污資訊) 圖6係顯示去污資訊32之一例之圖。每次將廢棄物去污時，發電廠拆解管理裝置1製作去污資訊32之記錄。於去污資訊32中，將以下之資訊相互建立關聯而記憶。 廢棄物ID(121欄)為唯一特定廢棄物之識別碼。最初拆解前之廢棄物ID與製品ID相同。廢棄物ID有特定拆解前之系統等之情形，亦有特定拆解後之部分之情形。於本實施形態，為易於理解，對作為拆解“P01”之結果而產生之部分附註“P011”、“P012”(編號之層次構造)。於各個廢棄物，以任意之方法對廢棄物ID附註標籤。
去污日(122欄)為將廢棄物去污之年月日。 去污者ID(123欄)為唯一特定將廢棄物去污之利害關係者之識別碼。利害關係者為處理廢棄物之主體(法人)，具體而言為圖2之原子能發電站62、處理設施63、臨時保管設施65、最終處置設施66、以及未圖示之廢棄物搬送業者及再利用設施。 去污方法(124欄)為實施之去污之方法。可記憶上述之化學去污及機械去污以外之方法(電性化學去污)。再者，亦可根據使用之藥劑、器材等，將去污方法進一步細分化而記憶。
去污係數(125欄)為以去污隨後之放射線量除廢棄物之去污前一刻之放射線量之值。發電廠拆解管理裝置1判斷有無基於去污係數再次進行去污之必要性。 二次廢棄物(126欄)為藉由去污產生之2次廢棄物，有攜帶自去污對象之廢棄物去除之放射性物質之情形，亦有作為化學變化等之結果，已不攜帶放射性物質之情形。於二次廢棄物繼續攜帶放射性物質之情形時，將其本身作為其他廢棄物(重新附註廢棄物ID)，成為蒸發冷凝等之處理對象。二次廢棄物亦與本來之廢棄物同樣為追溯之對象。
(拆解資訊33) 圖7係顯示拆解資訊33之一例之圖。於每次拆解廢棄物時，發電廠拆解管理裝置1製作拆解資訊33之記錄。於拆解資訊33中，將以下之資訊相互建立關聯而記憶。 廢棄物ID(131欄)與圖6之廢棄物ID相同。但，此處之廢棄物ID為了明確將拆解前之何物拆解，結果拆解後產生了何物，而為拆解前之廢棄物ID與拆解後之廢棄物ID之組合。
拆解日(132欄)為拆解廢棄物之年月日。 拆解者ID(133欄)為唯一特定拆解廢棄物之利害關係者(例如圖2之符號62)之識別碼。 拆解方法(134欄)為實施之拆解之方法。此處，除拆解之具體方法以外，亦可記憶拆解所使用之重型機械、道具等。另，拆解方法可為“由重錘粉碎至大小為○ mm以下之碎片為止”等。於此情形時，亦可將拆解位置欄135設為空欄，使拆解後之廢棄物ID與拆解前之廢棄物ID相同(不對粒狀個體之各者建立廢棄物ID編號)。 拆解位置(135欄)為顯示將拆解前之廢棄物於哪個位置拆解(切斷)之資訊。
(測量資訊) 圖8係顯示測量資訊34之一例之圖。於本實施形態，於廢棄物之去污或拆解前後，發電廠拆解管理裝置1製作測量資訊34之記錄。於測量資訊34中，將以下之資訊相互建立關聯而記憶。 廢棄物ID(141欄)與圖6之廢棄物ID相同。 測量日(142欄)為測量廢棄物之放射線量之年月日。 測量者ID(143欄)為唯一特定測量廢棄物之放射線量之利害關係者(例如圖2之符號63)之識別碼。 測量值(144欄)為放射線量之值。單位為例如mSv/小時。測量值成為判斷廢棄物是否符合清潔物之基準。 摘要(145欄)為測量之任意備忘資訊，此處為測量之時序。
(處置計劃資訊) 圖9係顯示處置計劃資訊35之一例之圖。處置計劃資訊35為決定廢爐後至再利用或最終處置廢棄物為止之拆解前之每個廢棄物(系統等)之步驟表。步驟包含拆解、去污、臨時保管、再利用、及最終處置。首先，發電廠拆解管理裝置1初期製作處置計劃資訊35。於該階段中，處置計劃資訊35之內容為“計劃”。其後，當步驟實際進展時，會產生按照計劃執行步驟之情形、與並非如此之情形。圖4之各終端裝置2～6將自身所關聯之步驟之實施報告發送至發電廠拆解管理裝置1。發電廠拆解管理裝置1於接收到之實施報告與計劃不同之情形時，以接收到之實施報告之內容覆寫掉更新計劃。
於處置計劃資訊35中，將拆解前資訊(161欄)、一次拆解資訊(162欄)、二次拆解資訊(163欄)、臨時保管資訊(164欄)、最終處置資訊(165欄)、再利用資訊(166欄)及收益(167欄)相互建立關聯而記憶。進行一次拆解的係例如圖2之原子能發電站62，進行二次拆解的係例如圖2之處理設施63。
若觀察拆解前資訊欄161，則可知以下情況。 ・廢棄物(系統)“P01”首先於原子能發電站“F01”中，將拆解前之整體進行化學去污。發電廠拆解管理裝置1根據廢棄物“P01”之放射線量判斷是否需要拆解。又，發電廠拆解管理裝置1基於放射線量及設計資訊31(素材、形狀等)，決定去污方法(以下同樣)。 ・對去污方法施加下劃線。此係顯示藉由上述之移動處理設備進行去污(關於稍後敘述之拆解方法亦同樣)。
若觀察一次拆解資訊欄162，則可知以下情況。 ・接著，廢棄物“P01”於處理設施“F01”中，被拆解成廢棄物“P011”與廢棄物“P012”。 ・“F01”為拆解前資訊中特定原子能發電站之ID。即，於原子能電子站內，進行該拆解。 ・該拆解藉由廢棄物“P01”之“於距左邊○ m處卸除螺栓”而進行。發電廠拆解管理裝置1自廢棄物“P01”之放射線量之分佈推定放射線源，決定拆解位置、拆解後之廢棄物之個數，並基於設計資訊31(素材等)，決定用於拆解之工具等(以下同樣)。
若觀察二次拆解資訊欄163，則可知以下情況。 ・接著，於處理設施“F02”中，將廢棄物“P011”拆解成廢棄物“P0111”與廢棄物“P0112”。 ・該拆解藉由“於距左邊● m處切斷”廢棄物“P011”而進行。 ・於相同之處理設施“F02”中，將廢棄物“P012”拆解成廢棄物“P0121”與廢棄物“P0122”。 ・該拆解藉由“於中央切斷”廢棄物“P012”而進行。該拆解藉由上述之移動處理設備進行。 ・拆解後之廢棄物“P0111”、“P0112”、“P0121”及“P0122”進行機械去污。此處選擇機械去污係因為例如將系統以2個階段拆解，結果可進行機械去污(利用機器人刷洗等)。
若觀察臨時保管資訊欄164，則可知以下情況。 ・接著，於臨時保管設施“F03”中，廢棄物中之“P0111”及“P0112”被“收納於A型容器”而臨時保管。臨時保管為決定最終處置設施或再利用設施之前之措施。 ・於相同之保管設施“F03”中，廢棄物中之“P0121”及“P0122”被“收納於B型容器”而臨時保管。 ・發電廠拆解管理裝置1基於廢棄物之放射線量、設計資訊31、拆解後之尺寸等，決定容器之種類。
若觀察最終處置資訊欄165，則可知以下情況。 ・最後，於最終處置設施“F04”中，將收納於A型容器之廢棄物“P0111”及廢棄物“P0112”進行凹坑處置。
若觀察再利用資訊欄166，則可知以下情況。 ・另一方面，於再利用設施“F05”中，收容於B型容器之廢棄物“P0121”及廢棄物“P0122”成為自容器取出之資材。
收益(167欄)為上述之收益。此處，以系統單位進行收益管理。
(廢棄物歷程資訊) 圖10係顯示廢棄物歷程資訊36之一例之圖。根據來自圖4之各終端裝置2～7之請求，發電廠拆解管理裝置1對包含拆解後之廢棄物之每個廢棄物，製作說明其歷程之廢棄物歷程資訊36。於廢棄物歷程資訊36中，將以下之資訊相互建立關聯而記憶。
廢棄物ID(171欄)與圖6之廢棄物ID相同。但，多數情形時，此處之廢棄物ID特定至少1次拆解之後之廢棄物。且，各利害關係者以各自之立場關注此處之廢棄物。 原廢棄物ID(172欄)為唯一特定將廢棄物ID欄171之廢棄物拆解之前之原始廢棄物之識別碼。於圖10之例，某利害關係者請求廢棄物“P0111”之歷程。廢棄物“P0111”為作為將原始廢棄物(系統等)“P01”進行2次拆解之結果而產生者。 設計資訊(173欄)為製品“P01”之設計資訊31之所有內容。
去污歷程(174欄)例如顯示何時、以哪個設施、以哪種方法將廢棄物“P0111”及其拆解前之廢棄物去污，且該去污之去污係數為多少。去污日及去污係數亦可預先確定。 拆解歷程(175欄)顯示何時、以哪個設施、以哪種方法將廢棄物“P0111”及其拆解前之廢棄物拆解。拆解日亦可為預定日。 測量歷程(176欄)顯示何時、以哪個設施、以哪種方法測量廢棄物“P0111”及其拆解前之廢棄物之放射線量，結果為何值。另，摘要欄顯示出顯示該值之拆解前之廢棄物。
臨時保管資訊(177欄)顯示何時、以哪個設施、哪種容器保管廢棄物“P0111”及其拆解前之廢棄物。保管期間亦可為預定期間。 最終處置資訊(178欄)顯示何時、以哪個設施、以哪種處置方法來最終處置廢棄物“P0111”。處置日亦可為預定日。
(處理順序) 以下，說明本實施形態之處理順序。存在3個處理順序，其等為計劃製作處理順序、測量處理順序及歷程製作處理順序。
(計劃製作處理順序) 圖11係計劃製作處理順序之流程圖。當前，假設決定了某原子能發電站之廢爐。 於步驟S201中，發電廠拆解管理裝置1之處置計劃製作部21特定廢棄物。具體而言，處置計劃製作部21自發電站終端裝置2接收廢棄物中之某組廢棄物(例如系統)之廢棄物ID。為方便說明，此處，假設接收廢棄物ID“P01”(冷凝器2次側配管單元)。
於步驟S202中，處置計劃製作部21取得設計資訊31(圖5)。具體而言，處置計劃製作部21自發電站終端裝置2或製造商61接收廢棄物“P01”之設計資訊31。設計資訊31所包含之設計圖式中之1張按照製品“P01”之每個部分(配管等)記載有製品“P01”通常運轉時之設計上之放射線量及運轉停止後之衰減特性。
於步驟S203中，處置計劃製作部21取得測量資訊34(圖8)。具體而言，處置計劃製作部21自發電站終端裝置2接收最近過去時點之廢棄物“P01”之測量資訊34。此處之測量資訊具有圖8之測量資訊34之1條記錄之型式。
於步驟S204中，處置計劃製作部21推定放射線量。具體而言，處置計劃製作部21使用步驟S202中取得之設計資訊31(設計值)、及步驟S203中取得之測量資訊34(實測值)，推定放射線量。此處推定之放射線量為例如以當前時點為起點之每個部分之時間序列之放射線量。亦有放射線量於設計上應充分低之部分實際上呈較高之放射線量之情形。
於步驟S205中，處置計劃製作部21特定放射線源。具體而言，處置計劃製作部21特定構成廢棄物“P01”之部分(配管等)中放射線量最高者。於該部分附著有放射線源之可能性較高。處置計劃製作部21亦可基於使機器人操作相機拍攝之圖像，特定放射線源(圖3之符號48)。
於步驟S206中，處置計劃製作部21決定是否需要去污。具體而言，處置計劃製作部21將步驟S205中特定出之放射線量與以下任一閾值進行比較。 ・閾值1：可確保原子能發電站之作業員之安全之上限 ・閾值2：用以應用目標處置方法或再利用方法之上限
於步驟S207中，處置計劃製作部21判斷是否需要去污。具體而言，處置計劃製作部21於步驟S206之比較結果係放射線量為閾值以上之情形(步驟S207“是(Yes)”)時，前進至步驟S209，於此以外之情形(步驟S207“否(No)”)時前進至步驟S208。
於步驟S208中，處置計劃製作部21決定拆解方法。具體而言，處置計劃製作部21基於設計資訊31(素材等)及收容之容器之大小等決定廢棄物“P01”之拆解方法。處置計劃製作部21於可使用移動處理設備之情形時，決定其之使用(於步驟S209～S211中亦同樣)。
於步驟S209中，處置計劃製作部21決定拆解前之去污方法。具體而言，處置計劃製作部21基於設計資訊31及步驟S204中推定之放射線量，決定針對廢棄物“P01”之去污方法。因廢棄物“P01”為水流動之系統，故處置計劃製作部21選擇化學去污。再者，選擇適於廢棄物“P01”之素材(耐熱鋼)及放射線量之藥劑。
於步驟S210中，處置計劃製作部21決定拆解方法。具體而言，處置計劃製作部21以由步驟S209中決定之去污方法將廢棄物“P01”去污，並以此為前提，基於設計資訊31、放射線量及收容之容器之大小等決定廢棄物“P01”之拆解方法。
於步驟S211中，處置計劃製作部21決定拆解後之去污方法。具體而言，處置計劃製作部21基於設計資訊31及放射線量決定針對將廢棄物“P01”拆解之後之各部分(配管等)之去污方法。此時，處置計劃製作部21以步驟S209中決定之去污方法將廢棄物“P01”去污，以步驟S210中決定之拆解方法將廢棄物“P01”拆解，並以此為前提，決定拆解方法。此處決定之拆解方法為例如針對分割成一半之配管之機械去污。
亦可藉由重複步驟S209～S211之處理，處置計劃製作部21製作分複數次階段性將廢棄物“P01”進行去污、拆解之計劃。
於步驟S212中，處置計劃製作部21決定再利用及最終處置。具體而言，第1，處置計劃製作部21自各再利用設施之再利用設施終端裝置6接收再利用設施需要之再利用資材及需要之時序以及其購入價格。 第2，處置計劃製作部21自各最終處置設施之最終處置設施終端裝置5接收最終處置設施將來可納入之廢棄物及納入時序以及其之處置價格。
第3，處置計劃製作部21決定可再利用廢棄物“P01”等之再利用設施、及/或可最終處置其等之最終處置設施。「廢棄物“P01”等」為廢棄物“P01”及其拆解後產生之部分之總稱(以下同樣)。處置計劃製作部21例如基於各再利用設施所提示之購入價格，決定再利用設施，例如基於各最終處置設施所提示之納入時序，決定最終處置設施。
於步驟S213中，處置計劃製作部21決定保管方法及搬送業者。具體而言，第1，處置計劃製作部21將臨時保管對象之廢棄物“P01”等之量、及直至最終處置為止之期間發送至各臨時保管設施之臨時保管設施終端裝置4。於是，臨時保管設施終端裝置4將能否臨時保管及保管費用回覆至發電廠拆解管理裝置1。
第2，處置計劃製作部21將原子能發電站與各設施之間及各設施相互間搬送之廢棄物“P01”等之量、放射線量等發送至各搬送業者之搬送業者終端裝置7。於是，搬送業者終端裝置7將能否搬送及搬送費用回覆至發電廠拆解管理裝置1。 第3，處置計劃製作部21決定可臨時保管廢棄物“P01”等之臨時保管設施、及可搬送其等之搬送業者。處置計劃製作部21基於各臨時保管設施所提示之保管費用，決定臨時保管設施，基於各搬送業者所提示之搬送費用，決定搬送業者。
於步驟S214中，處置計劃製作部21製作處置計劃資訊35(圖9)。具體而言，處置計劃製作部21基於步驟S208～S213中決定之內容，製作處置計劃資訊35，並記憶於輔助記憶裝置15。於該階段，於處置計劃資訊35中與廢棄物“P01”建立關聯之各設施(利害關係者)經由自身之終端裝置存取發電廠拆解管理裝置1，可視認廢棄物“P01”相關之處置計劃資訊35之記錄。
其後，利害關係者基於處置計劃資訊35進行去污、拆解、臨時保管、搬送、再利用及最終處置。各利害關係者執行處置計劃資訊35中由自身負責之部分。然而，亦有無法按照計劃執行之情形。
於步驟S215中，處置計劃製作部21自終端裝置接收實施報告。具體而言，處置計劃製作部21自各利害關係者之終端裝置2～6(圖4)，就預先計劃之拆解、去污等接收實施報告。實施報告包含例如“已按照計劃執行F01之拆解”、“已將F0111之去污變更為化學去污”等之資訊。處置計劃製作部21將接收到之實施報告記憶於輔助記憶裝置15。
於步驟S216中，處置計劃製作部21記憶針對計劃之變更點。具體而言，處置計劃製作部21於步驟S215中接收到之實施報告顯示相對於計劃變更之情形時，將變更後之內容覆寫掉處置計劃資訊35，並記憶於輔助記憶裝置15。其後，結束計劃製作處理順序。 另，於各利害關係者每次進行拆解、去污等時，重複步驟S215及S216，其結果，處置計劃資訊35始終維持最新之狀態。 步驟S201～S216之處理中之自利害關係者取得資訊之處理主體亦可為資訊收集部22。於此情形時，資訊收集部22將取得之資訊交接給處置計劃製作部21，並委託其後之處理。
(測量處理順序) 圖12係測量處理順序之流程圖。各利害關係者可於任意之時點測定廢棄物之放射線量。於本實施形態，搬送業者以外之各利害關係者經由自身之終端裝置2～6，於將廢棄物拆解或去污之前後測量廢棄物之放射線量，並發送至發電廠拆解管理裝置1。當前，為方便說明，採用處理設施63(圖2)作為利害關係者之例。
於步驟S301中，發電廠拆解管理裝置1之資訊收集部22判斷拆解之準備是否完成。具體而言，資訊收集部22於自處理設施63之處理設施終端裝置3接收到廢棄物之拆解準備完成之主旨之情形時(步驟S301“是”)，前進至步驟S303，於其以外之情形時(步驟S301“否”)，前進至步驟S302。
於步驟S302中，資訊收集部22判斷去污之準備是否完成。具體而言，資訊收集部22於自處理設施63之處理設施終端裝置3接收到廢棄物之去污準備完成之主旨之情形時(步驟S302“是”)，前進至步驟S303，於其以外之情形時(步驟S302“否”)，返回至步驟S301。
於步驟S303中，資訊收集部22取得放射線量。具體而言，第1，資訊收集部22自處理設施63之處理設施終端裝置3接收廢棄物之放射線量。 第2，資訊收集部22基於接收到之放射線量，製作測量資訊34(圖8)之記錄。
於步驟S304中，資訊收集部22判斷拆解是否完成。具體而言，資訊收集部22於自處理設施63之處理設施終端裝置3接收到廢棄物之拆解完成之主旨之情形時(步驟S304“是”)，前進至步驟S306，於其以外之情形時(步驟S304“否”)，前進至步驟S305。
於步驟S305中，資訊收集部22判斷去污是否完成。具體而言，資訊收集部22於自處理設施63之處理設施終端裝置3接收到廢棄物之去污完成之主旨之情形時(步驟S305“是”)，前進至步驟S306，於其以外之情形時(步驟S305“否”)，返回至步驟S304。
於步驟S306中，資訊收集部22取得放射線量等。具體而言，第1，資訊收集部22自處理設施63之處理設施終端裝置3接收廢棄物之放射線量。 第2，資訊收集部22基於接收到之放射線量，製作測量資訊34(圖8)之記錄。
第3，資訊收集部22自處理設施63之處理設施終端裝置3接收針對廢棄物之拆解或去污之內容。另，此處接收之資訊亦可為與步驟S215(圖11)之實施報告相同者。 第4，資訊收集部22基於接收到之拆解或去污之內容製作拆解資訊33(圖7)或去污資訊32(圖6)之記錄。之後，結束測量處理順序。 如以上所明瞭，發電廠拆解管理裝置1始終以最新之狀態維持去污資訊32(圖6)、拆解資訊33(圖7)及測量資訊34(圖8)。
(歷程製作處理順序) 圖13係歷程製作處理順序之流程圖。各利害關係者可對發電廠拆解管理裝置1請求自身所處理之廢棄物之歷程。為方便說明，當前，假設作為利害關係者之例之臨時保管設施65(圖2)為了納入廢棄物“P0111”，而欲知曉其歷程。
於步驟S401中，發電廠拆解管理裝置1之歷程提供部23自終端裝置接收歷程請求。具體而言，歷程提供部23自臨時保管設施65之臨時保管設施終端裝置4接收包含廢棄物ID“P0111”之歷程請求。
於步驟S402中，歷程提供部23使用檢索關鍵詞自該資訊取得符合之資料。具體而言，歷程提供部23將廢棄物ID“P0111”作為檢索關鍵詞，檢索設計資訊31(圖5)、去污資訊32(圖6)、拆解資訊33(圖7)、測量資訊34(圖8)、處置計劃資訊35(圖9)及其他資訊。此外，歷程提供部23取得與“P0111”建立關聯之所有資料。此處之“其他資訊”為步驟S215(圖11)中處置計劃製作部21接收到之實施報告。
於步驟S403中，歷程提供部23製作廢棄物歷程資訊36(圖10)。具體而言，歷程提供部23基於步驟S402中取得之資料，製作廢棄物ID為“P0111”之廢棄物歷程資訊36。另，此處製作之廢棄物歷程資訊36中之臨時保管資訊欄177及最終處置資訊欄178之資料為計劃階段者。
於步驟S404中，歷程提供部23對終端裝置發送廢棄物歷程資訊36(圖10)。具體而言，歷程提供部23將步驟S403中製作之廢棄物歷程資訊36發送至臨時保管設施65之臨時保管設施終端裝置4。 其後，結束歷程製作處理順序。
(本實施形態之效果) 本實施形態之發電廠拆解管理裝置之效果以下。 (1)發電廠拆解管理裝置可計劃廢棄物之步驟，且使利害關係者共用廢棄物之歷程資訊。因此，發電廠拆解管理裝置不僅有助於廢棄物之可追溯性，亦可大幅削減各利害關係者之管理費用。 (2)發電廠拆解管理裝置可自利害關係者接收廢棄物相關之資訊。 (3)發電廠拆解管理裝置可管理直至廢棄物之再利用或最終處置為止之拆解、去污、及臨時保管。 (4)發電廠拆解管理裝置可於特定放射線源之後，確實且有效地計劃去污或拆解之方法。
(5)發電廠拆解管理裝置可應用於反應器之廢爐。 (6)發電廠拆解管理裝置可使用廢棄物之設計資訊等決定去污及拆解之方法等。 (7)發電廠拆解管理裝置可管理步驟之收益。 (8)發電廠拆解管理裝置可根據實績更新步驟。
另，本發明並非限定於上述實施例者，包含各種變化例。例如，上述之實施例係為了容易理解地說明本發明而詳細說明者，未必限定於具備說明之所有構成者。又，可將某實施例之構成之一部分置換為其他實施例之構成，又，亦可對某實施例之構成添加其他實施例之構成。又，可對各實施例之構成之一部分，追加、刪除、置換其他構成。
又，上述各構成、功能、處理部、處理方法等可藉由例如以積體電路設計等由硬體實現該等之一部分或全部。又，上述各構成、功能等亦可藉由使處理器解釋、執行實現各個功能之程式而以軟體實現。實現各功能之程式、表格、檔案等資訊可置於記憶體、或硬碟、SSD(Solid State Drive：固態驅動器)等記錄裝置、或IC(Integrated Circuit：積體電路)卡、SD(Secure Digital：安全數位)卡、DVD(Digital Video Disk：數位視訊光碟)等記錄媒體。 又，控制線或資訊線顯示了認為說明上需要者，未必顯示出製品上所有之控制線或資訊線。亦可認為實際上幾乎所有構成皆相互連接。
1:發電廠拆解管理裝置 2:發電站終端裝置 3:處理設施終端裝置 4:臨時保管設施終端裝置 5:最終處置設施終端裝置 6:再利用設施終端裝置 7:搬送者終端裝置 8:網路 11:中央控制裝置 12:輸入裝置 13:輸出裝置 14:主記憶裝置 15:輔助記憶裝置 16:通信裝置 21:處置計劃製作部 22:資訊收集部 23:歷程提供部 31:設計資訊 32:去污資訊 33:拆解資訊 34:測量資訊 35:處置計劃資訊 36:廢棄物歷程資訊 41:泵 42:閥門 43:閥門 44:配管 45:配管 46:配管 47:配管 48:放射性物質 49:系統 51a:列 51b:列 52a:列 52b:列 52c:列 52d:列 52e:列 61:製造商 62:原子能發電站 63:處理設施 65:臨時保管設施 66:最終處置設施 68:配管 71:容器 101:製品ID欄 102:製造場所欄 103:製品種類欄 104:出貨年月日欄 105:用途欄 106:素材欄 107:內徑欄 108:外徑欄 109:長度欄 110:流量欄 111:設計圖式欄 121:廢棄物ID欄 122:去污日欄 123:去污者ID欄 124:去污方法欄 125:去污係數欄 126:二次廢棄物欄 131:廢棄物ID欄 132:拆解日欄 133:拆解者ID欄 134:拆解方法欄 135:拆解位置欄 141:廢棄物ID欄 142:測量日欄 143:測量者ID欄 144:測量值欄 145:摘要欄 161:拆解前資訊欄 162:一次拆解資訊欄 163:二次拆解資訊欄 164:臨時保管資訊欄 165:最終處置資訊欄 166:再利用資訊欄 167:收益欄 171:廢棄物ID欄 172:原廢棄物ID欄 173:設計資訊欄 174:去污歷程欄 175:拆解歷程欄 176:測量歷程欄 177:臨時保管資訊欄 178:最終處置資訊欄 S201～S216:步驟 S301～S306:步驟 S401～S404:步驟
圖1係說明放射性廢棄物之再利用及處置方法之圖。 圖2係說明廢棄物之流程之圖。 圖3係說明系統及放射線源之圖。 圖4係說明發電廠拆解管理裝置之構成等之圖。 圖5係顯示設計資訊之一例之圖。 圖6係顯示去污資訊之一例之圖。 圖7係顯示拆解資訊之一例之圖。 圖8係顯示測量資訊之一例之圖。 圖9係顯示處置計劃資訊之一例之圖。 圖10係顯示廢棄物歷程資訊之一例之圖。 圖11係計劃製作處理順序之流程圖。 圖12係測量處理順序之流程圖。 圖13係歷程製作處理順序之流程圖。
35:處置計劃資訊
161:拆解前資訊欄
162:一次拆解資訊欄
163:二次拆解資訊欄
164:臨時保管資訊欄
165:最終處置資訊欄
166:再利用資訊欄
167:收益欄

Claims (6)

  1. 一種發電廠拆解管理裝置，其特徵在於具備： 處置計劃製作部，其基於自發電廠排出之廢棄物之設計資訊及上述廢棄物之放射線量，計劃上述廢棄物自上述發電廠排出之後直至再利用或最終處置為止之步驟表即處置計劃資訊；及 記憶部，其記憶經計劃之上述處置計劃資訊；且 上述處置計劃製作部基於上述廢棄物中被再利用之廢棄物之購入價格資訊、及上述廢棄物中被最終處置之廢棄物之處置價格資訊，決定上述處置計劃資訊之一部分即再利用及最終處置。
  2. 如請求項1之發電廠拆解管理裝置，其中 上述廢棄物係伴隨原子能發電站之廢爐而產生之使用完畢燃料以外的設備。
  3. 如請求項1之發電廠拆解管理裝置，其中 上述處置計劃製作部基於上述廢棄物之臨時保管所需要的保管費用資訊、及上述廢棄物之搬送費用資訊，決定上述處置計劃資訊之一部分即保管方法及搬送業者。
  4. 如請求項1之發電廠拆解管理裝置，其中 上述處置計劃製作部在基於已實施處置計劃之實施報告資訊而計劃有變更之情形，將變更後之內容作為處置計劃資訊而覆寫至上述記憶部。
  5. 一種發電廠拆解管理裝置之發電廠拆解管理方法，其特徵在於 發電廠拆解管理裝置之處置計劃製作部基於自發電廠排出之廢棄物之設計資訊及上述廢棄物之放射線量，計劃上述廢棄物自上述發電廠排出之後直至再利用或最終處置為止之步驟表即處置計劃資訊， 上述發電廠拆解管理裝置之記憶部記憶經計劃之上述處置計劃資訊； 上述處置計劃製作部進而基於上述廢棄物中被再利用之廢棄物之購入價格資訊、及上述廢棄物中被最終處置之廢棄物之處置價格資訊，決定上述處置計劃資訊之一部分即再利用及最終處置。
  6. 一種發電廠拆解管理程式，其特徵在於使電腦作為以下機構發揮功能： 處置計劃製作部，其基於自發電廠排出之廢棄物之設計資訊及上述廢棄物之放射線量，計劃上述廢棄物自上述發電廠排出之後直至再利用或最終處置為止之步驟表即處置計劃資訊；及 記憶部，其記憶經計劃之上述處置計劃資訊；且 上述發電廠拆解管理程式進而使上述處置計劃製作部執行以下處理： 基於上述廢棄物中被再利用之廢棄物之購入價格資訊、及上述廢棄物中被最終處置之廢棄物之處置價格資訊，決定上述處置計劃資訊之一部分即再利用及最終處置。
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