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    JAEA-Technology 2008-067

    再処理特別研究棟 廃液貯槽 LV-2 の一括撤去作業 その 1(撤去前準備作業)

    日本原子力研究開発機構 東海研究開発センター

    原子力科学研究所 バックエンド技術部

    里見 慎一※1・金山 文彦・萩谷 和明※2・明道 栄人・小林 忠義+1・富居 博行

    立花 光夫+2

    (2008 年 8 月 7 日受理)

    再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、平成 8 年度より設備・機器等の解体

    を実施している。平成 18 年度から湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施

    設において、地下 1 階 LV-2 室に設置された廃液貯槽 LV-2 の一括撤去工法に関する安全性の確認

    試験を進めており、その準備として、LV-2 室への資機材の搬出入口確保のためコンクリート壁に

    開口を設け、LV-2 室内の配管類及び廃液貯槽 LV-2 内のスラッジを除去した。

    これらの作業において、作業工数、放射線管理、廃棄物に関するデータを収集するとともに、

    作業効率等の分析を行った。コンクリート壁の開口作業では、コアボーリング装置による穿孔と

    ハンドブレーカーによる破砕との作業効率を比較した。また、エアラインスーツに塩化ビニール

    の追加防護を行うことにより、作業員の局部被ばくを大幅に低減できることを確認した。

    原子力科学研究所(駐在):〒319-1195 茨城県那珂郡東海村白方白根 2-4

    +1 安全統括部

    +2 バックエンド推進部門 バックエンド技術開発ユニット

    ※1 出向職員

    ※2 技術開発協力員

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    JAEA-Technology 2008-067

    Removal of the Liquid Waste Storage Tank LV-2 in JRTF

    Part 1 (Preparatory Works)

    Shinichi SATOMI※1, Fumihiko KANAYAMA, Kazuaki HAGIYA※2, Masato MYODO

    Tadayoshi KOBAYASHI+1, Hiroyuki TOMII and Mitsuo TACHIBANA+2

    Department of Decommissioning and Waste Management

    Nuclear Science Research Institute

    Tokai Research and Development Center

    Japan Atomic Energy Agency

    Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken

    (Received August 7, 2008)

    Dismantling activities of equipments in JAERI’s Reprocessing Test Facility (JRTF) started from 1996 as

    a part of decommissioning of this facility. The large liquid waste storage tank LV-2 is scheduled to remove

    out as a whole tank without cutting in pieces from the annex building B to confirm safety and efficiency of this method from 2006. Before removal of the LV-2 tank, some preparatory works were carried out such as opening of concrete wall (LV-2 room) for the entrance of workers and materials, removal of pipes connected to the LV-2 tank, and decontamination of radioactive sludge in the LV-2 tank.

    Useful data were collected on manpower, radiation control and waste amount through the preparatory

    works, and work efficiency was analyzed by use of these data. It was compared manpower between core

    boring and hand-breaker crushing activities in the concrete wall opening work. It was also confirmed that

    local exposure of worker could be reduced in large extent by an addition of vinyl chloride cover on

    worker’s ventilated suit.

    Keywords: Decommissioning, Dismantling, Reprocessing Facilities, Decontamination, LV-2, Liquid Waste

    Storage Tank

    +1 Safety Administration Department

    +2 Nuclear Cycle Backend Technology Development Unit, Nuclear Cycle Backend Directorate

    ※1 Research Staff on Loan

    ※2 Collaborating Engineer

  • JAEA-Technology 2008-067

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    目 次

    1. はじめに.............................................................................1

    2. 再処理特別研究棟の概要...............................................................2

    2.1 施設の概要....................................................................2

    2.2 再処理特別研究棟における解体作業の進捗状況....................................3

    2.3 廃液貯槽LV-2 の一括撤去 .......................................................3

    3. LV-2 室の設備・機器の解体作業 ........................................................4

    3.1 コンクリート壁の開口..........................................................4

    3.2 LV-2 室の設備・機器の撤去 .....................................................5

    3.3 廃液貯槽LV-2 内部のスラッジ除去 ...............................................6

    3.4 廃液貯槽LV-2 の一括撤去に係る準備作業 .........................................8

    4. 作業管理データの収集.................................................................9

    4.1 作業工数に関するデータ........................................................9

    4.2 放射線管理に関するデータ......................................................9

    4.3 廃棄物に関するデータ.........................................................10

    5. 解体作業の分析......................................................................12

    5.1 作業効率に関するデータ.......................................................12

    5.2 スラッジ除去及び除染作業に関するデータ.......................................14

    5.3 廃棄物の収納重量に関するデータ...............................................15

    5.4 可燃性廃棄物の発生量に関するデータ...........................................16

    6. まとめ..............................................................................17

    謝 辞 .................................................................................17

    参考文献 ...............................................................................18

    付録-1 廃液貯槽LV-2 内部の残留スラッジのインベントリデータ .............................52

    付録-2 LV-2 室の設備・機器の解体作業における作業項目毎の作業工数 .......................53

  • JAEA-Technology 2008-067

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    Contents

    1. Introduction ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1

    2. Outline of JRTF ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2

    2.1 Outline of facilities ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2

    2.2 Dismantling activities ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

    2.3 Outline of removal of LV-2 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3

    3. Dismantling activities of LV-2 room in the annex building B ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 4

    3.1 Opening of concrete wall ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 4

    3.2 Removal of components in LV-2 room ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5

    3.3 Removal of sludge in LV-2 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 6

    3.4 Preparation for removal of LV-2 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 8

    4. Collection of work management data ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 9

    4.1 Manpower data ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 9

    4.2 Radiation control data ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 9

    4.3 Waste data ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 10

    5. Analysis of dismantling activities ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

    5.1 Work efficiency ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 12

    5.2 Decontamination and removal of sludge in LV-2 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 14

    5.3 Filling ration of waste ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 15

    5.4 Combustible waste ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 16

    6. Summary ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 17

    Acknowledgment ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 17

    References ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 18

    Appendix-1 Radioactive inventory of sludge remaining in LV-2 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 52

    Appendix-2 Manpower of each work item at dismantling activities of components in LV-2 ・・・・ 53

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    図表リスト

    表 1 廃液貯槽 LV-2 の仕様 表 2 コアボーリング装置の仕様 表 3 作業項目毎の作業員の装備 表 4 作業項目毎の作業工数及び外部被ばく 表 5 TLD とガラスバッジによる等価線量の比較 表 6 コンクリート壁の開口に係る作業効率 表 7 LV-2 室の配管の撤去に係る作業効率 表 8 廃液貯槽 LV-2 内部の配管類の撤去に係る作業効率 表 9 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口に係る作業効率 表 10 スラッジ除去に係る作業効率 表 11 防護装備によるβ線の遮へい効果 表 12 廃液貯槽 LV-2 内部における線量当量率 表 13 廃液貯槽 LV-2 外面における表面線量当量率 表 14 廃液貯槽 LV-2 内部における表面密度(上部及び胴部) 表 15 廃液貯槽 LV-2 内部における表面密度(底部) 表 16 放射性廃棄物の収納重量(200ℓドラム缶) 図 1 再処理特別研究棟における湿式再処理試験の系統図

    図 2 再処理特別研究棟の全体図

    図 3 本体施設の平面図

    図 4 廃液操作・貯蔵室の平面図 図 5 廃液長期貯蔵施設の平面図 図 6 LV-2 室の設備・機器の配置図 図 7 LV-2 室の配管敷設図 図 8 廃液貯槽 LV-2 の一括撤去の概念図 図 9 LV-2 室の設備・機器の解体作業手順 図 10 GH の設置概略図

    図 11 仮設排気設備の排気系統図

    図 12 コアボーリングによる穿孔位置 図 13 廃液貯槽 LV-2 用タンクライザーの構成及び撤去手順 図 14 密閉方式による配管の切断撤去手順 図 15 簡易ハウス及び通路の設置概略図 図 16 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口位置と切断順序 図 17 天井サポート用足場の設置概略図 図 18 作業項目毎の作業工数の割合 図 19 集団線量の推移(積算)

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    図 20 エアスニファの設置位置 図 21 作業期間中の空気中放射能濃度の推移 図 22 放射性廃棄物(固体)の発生量の内訳 図 23 コアボーリングの穿孔速度 図 24 廃液貯槽 LV-2 胴部開口の切断速度(チップソー) 図 25 廃液貯槽 LV-2 内部の線量当量率の測定位置 図 26 廃液貯槽 LV-2 外面の表面線量当量率の測定位置 図 27 廃液貯槽 LV-2 内部の表面密度の測定位置 図 28 作業項目毎の可燃性カートンボックスの発生量 写真 1 配管の敷設状況(廃液貯槽 LV-2 上部) 写真 2 配管の敷設状況(北西側) 写真 3 配管の敷設状況(北東側) 写真 4 コンクリート壁の開口前状況 写真 5 コアボーリング装置による穿孔作業状況 写真 6 コアボーリング装置による穿孔作業状況 写真 7 ブロック引き出し作業状況 写真 8 ブロック引き出し作業状況 写真 9 コンクリート壁の開口状況 写真 10 LV-2 室の配管の撤去状況(廃液貯槽 LV-2 上部) 写真 11 LV-2 室の配管の撤去状況(北西側) 写真 12 LV-2 室の配管の撤去状況(北東側) 写真 13 簡易ハウス及び通路の設置状況(通路内) 写真 14 簡易ハウス及び通路の設置状況(簡易ハウス内) 写真 15 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口前状況 写真 16 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口前状況 写真 17 スラッジ除去及び配管類の撤去前状況(廃液貯槽 LV-2 底部) 写真 18 スラッジ除去及び配管類の撤去前状況(廃液貯槽 LV-2 上部) 写真 19 廃液貯槽 LV-2 内底部の汚染固定状況 写真 20 廃液貯槽 LV-2 胴部開口部の密閉状況 写真 21 吊りプレートの取付状況 写真 22 天井サポート用足場の設置状況 写真 23 天井サポート用足場の設置状況 写真 24 天井サポート用足場の設置状況(上面) 写真 25 廃液貯槽 LV-2 内部の線量当量率測定用ダミー人形

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    Tables and Figures Captions

    Table 1 Specification of the liquid waste storage tank LV-2

    Table 2 Specification of a boring machine

    Table 3 Protective equipments

    Table 4 Manpower and external exposure for preparation for removal of LV-2

    Table 5 Comparison of dose equivalent by TLD and fluoroglass dosimeter

    Table 6 Work efficiency in opening of concrete wall

    Table 7 Work efficiency in removal of piping in LV-2 room

    Table 8 Work efficiency in removal of piping in the liquid waste storage tank LV-2

    Table 9 Work efficiency in opening of the liquid waste storage tank LV-2

    Table 10 Work efficiency in removal of sludge in liquid waste storage tank LV-2

    Table 11 Shielding effect of a radiation protective suit

    Table 12 Dose equivalent rate in the liquid waste storage tank LV-2

    Table 13 Surface dose rate on outer surface of the liquid waste storage tank LV-2

    Table 14 Surface contamination of internal surface of the liquid waste storage tank LV-2 (upper part and

    body)

    Table 15 Surface contamination of internal surface of the liquid waste storage tank LV-2 (bottom)

    Table 16 Storage efficiency of radioactive waste (200ℓ drum) Figure 1 Diagram of wet reprocessing test in JRTF

    Figure 2 Plan of JRTF

    Figure 3 Plan of the main building of JRTF

    Figure 4 Plan of the annex building A of JRTF

    Figure 5 Plan of the annex building B of JRTF

    Figure 6 Floor plan of components in LV-2 room

    Figure 7 Layout drawing of piping in LV-2 room

    Figure 8 Concept of removal of the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 9 Procedure of dismantling activities of components in LV-2 room

    Figure 10 Structure of a green house

    Figure 11 Diagram of a temporary ventilation system

    Figure 12 Coring position by a boring machine

    Figure 13 Removal procedure of tank riser of the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 14 Removal procedure of piping by the closed cutting method

    Figure 15 Plan of simple house and aisle

    Figure 16 Cutting procedure and opening position of the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 17 Plan of scaffolding in LV-2 room

    Figure 18 Manpower at each work item

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    Figure 19 Variation of collective dose equivalent

    Figure 20 Installtion position of air sampling instruments and monitoring instruments

    Figure 21 Variation of radioactivity concentration in air during dismantling activities

    Figure 22 Breakdown of radioactive solid waste generation

    Figure 23 Coring speed of a boring machine

    Figure 24 Cutting speed of opening of the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 25 Measuring points of dose rate in the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 26 Measuring points of surface dose rate at outer surface of the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 27 Measuring point of surface contamination in the liquid waste storage tank LV-2

    Figure 28 Carton box generation at each work item Photo 1 Situation of installation of piping (upper part of the liquid waste storage tank LV-2)

    Photo 2 Situation of installation of piping (northwest side of LV-2 room)

    Photo 3 Situation of installation of piping (northeast side of LV-2 room)

    Photo 4 Situation of concrete wall before boring

    Photo 5 Situation of coring work by boring machine

    Photo 6 Situation of coring work by boring machine (lower par of opening)

    Photo 7 Situation of pulling out the block

    Photo 8 Situation of pulling out the block

    Photo 9 Situation of opening in the concrete wall

    Photo 10 Situation of removing piping in LV-2 room (upper part of liquid waste storage tank LV-2)

    Photo 11 Situation of removing piping in LV-2 room (northwest side of LV-2 room)

    Photo 12 Situation of removing piping in LV-2 room (northeast side of LV-2 room)

    Photo 13 Situation of installation of simplified house and aisle (inner part of aisle)

    Photo 14 Situation of installation of simplified house and aisle (inner part of simplified house)

    Photo 15 Situation of liquid waste storage tank LV-2 before opening

    Photo 16 Situation of liquid waste storage tank LV-2 before opening

    Photo 17 Situation of inner part of liquid waste storage tank before removing sludge and piping (bottom)

    Photo 18 Situation of inner part of liquid waste storage tank before removing sludge and piping (upper

    part)

    Photo 19 Situation of fixing contamination of bottom in the liquid waste storage tank LV-2

    Photo 20 Situation of shielding of opening of body of the liquid waste storage tank LV-2

    Photo 21 Situation of setting of lifting plate

    Photo 22 Situation of setting of scaffolding for roof support

    Photo 23 Situation of setting of scaffolding for roof support

    Photo 24 Situation of setting of scaffolding for roof support (upper part)

    Photo 25 Dummy doll for measuring radiation exposure in the liquid waste storage tank LV-2

  • JAEA-Technology 2008-067

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    1. はじめに

    再処理特別研究棟(JRTF注))では、核燃料物質使用施設等の解体技術の確立に資するため、国

    内外における再処理設備の更新等で得られた知見、技術、国際協力に基づいて入手した情報を活

    用して、湿式再処理試験に使用された設備・機器等の解体を進めている。設備・機器等の解体で

    は、適用技術・工法に係る作業データの取得と妥当性の評価及び解体の準備から解体廃棄物の一

    時保管に至るまでの作業管理、放射線管理、廃棄物管理等の解体に関する総合的なデータの取得

    と検討評価を行い、核燃料物質使用施設等の解体技術の確立を図るとともに、解体に関するノウ

    ハウの蓄積を目的としている。

    設備・機器等の解体は、平成 8 年度に開始し、本体施設、廃液長期貯蔵施設の主な設備・機器

    等の解体を実施した 1)~6)。廃液長期貯蔵施設については、残存する貫通配管の撤去、建家コンク

    リート等の除染及び確認測定を行い、平成 26 年度までに管理区域の解除を行う計画である。

    廃液長期貯蔵施設では、これまで湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵した廃液貯槽の解体・

    撤去を進めてきており、そのうち Aℓ脱被覆廃液を貯蔵した廃液貯槽 LV-2 については、建家内で

    の廃棄物収納容器へ収納するための切断(以降、「細断」という)を行わずに、貯槽本体を建家外

    へ搬出する一括撤去工法により撤去し、安全性等を調査することとした。

    本報告は、廃液長期貯蔵施設の LV-2 室に設置された廃液貯槽 LV-2 の一括撤去に係る準備作業

    の概要と本作業を通して得られたデータをまとめたものである。

    注) JRTF:JAERI’s Reprocessing Test Facilities

  • JAEA-Technology 2008-067

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    2. 再処理特別研究棟の概要

    2.1 施設の概要

    再処理特別研究棟は、昭和 42 年に日本で最初の Purex 法による湿式再処理試験施設として建設

    された。昭和 43 年から昭和 44 年に、JRR-3 の使用済燃料(Aℓ被覆、金属 U、燃焼度 600MWD/T)

    を使用した我が国で最初の湿式再処理試験を行い、3 回の試験において 200g の Pu 回収に成功し

    た。再処理特別研究棟における湿式再処理試験の系統図を図 1 に示す。

    その後、昭和 45 年に湿式再処理試験設備の運転を停止し、再処理高度化研究、軽水炉燃料等の

    燃焼率測定及び再処理廃液の処理技術開発等を行う核燃料物質使用施設として使用されてきた。

    再処理特別研究棟の施設は、使用済核燃料の湿式再処理試験に使用した湿式再処理試験設備が

    設置された本体施設、湿式再処理試験によって発生した廃液を貯える廃液操作・貯蔵室及び廃液

    長期貯蔵施設から構成されており、各施設は地下ダクトによって連結されている。再処理特別研

    究棟の全体図を図 2 に、本体施設の平面図を図 3 に、廃液操作・貯蔵室の平面図を図 4 に、廃液

    長期貯蔵施設の平面図を図 5 に示す。また、設備・機器は、核分裂生成物質(β(γ)線放出核種)

    だけでなく、TRU 核種を含むα線放出核種によって汚染されている。

    再処理試験において発生した廃液(約 70m3)は、Aℓ脱被覆廃液、プロセス廃液、廃溶媒、未精

    製 U 廃液及び FP 含有廃液の 5 種類に分けて保管管理してきた。これらの廃液の処理 7), 8)は、1982

    年度から 1998 年度まで実施し、処理を終了した。

    以下に各施設の概要を記す。

    本体施設

    本体施設の建家は、地上 3 階、地下 1 階の構造であり、Ⅰ棟からⅣ棟までの構成となっている。

    建家内には、溶解槽、パルスカラム等が設置されているホットケーブ、蒸発缶やミキサセトラ等

    が設置されている Pu セル、炭酸ソーダ洗浄槽が設置されている溶媒回収セル及び約 1m3 の鉛セル

    11 基が連結された分析セル等が設置されている。

    廃液操作・貯蔵室

    廃液操作・貯蔵室は、地上 1 階、地下 2 階の円筒形の構造であり、地下には約 4m3 及び約 2m3

    の SUS 製の廃液貯槽が 12 基設置されている。これらは、湿式再処理試験により発生したプロセ

    ス廃液、廃溶媒及び未精製 U 廃液を貯蔵している。

    廃液長期貯蔵施設

    廃液長期貯蔵施設の建家は、地上 1 階、地下 1 階の構造であり、地下には約 10m3 から 20m3の

    廃液貯槽が 6 基設置されている。これらは、湿式再処理試験により発生した Aℓ脱被覆廃液、プロ

    セス廃液及び FP 含有廃液を貯蔵している。

  • JAEA-Technology 2008-067

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    2.2 再処理特別研究棟における解体作業の進捗状況

    設備・機器等の解体は平成 8 年度から実施している。本体施設では、最初に解体廃棄物及び資

    材の置場を確保するため、グローブボックス、フード等付帯設備の一部を解体した後、平成 17 年

    度までに、湿式再処理試験装置が設置されていたホットケーブ、Pu セル内の機器及び分析セルを

    解体した。廃液長期貯蔵施設では、平成 17 年度までに FP 含有廃液処理装置、サンプリングセル

    及び大型槽(LV-3~6)4 基を解体し、地下タンク室内の SUS ライニングを解体撤去した。

    2.3 廃液貯槽 LV-2 の一括撤去

    LV-2 室(4.1mW×4.1mL×6.2mH)は、湿式再処理試験で発生した Aℓ脱被覆廃液を貯留した廃

    液貯槽 LV-2 が設置され、プロセス配管、計装配管、ユーティリティ配管等が複雑に敷設された狭

    隘なエリアである。また、事前調査によって廃液貯槽 LV-2 の内部には、配管類以外に、底部に乾

    燥したスラッジが確認されている。廃液貯槽 LV-2 の仕様を表 1 に、LV-2 室の設備・機器の配置

    図を図 6 に、LV-2 室の配管敷設図を図 7 に、配管の敷設状況を写真 1~3 に示す。

    これまでの廃液長期貯蔵施設における大型槽の解体作業では、機器類の細断、梱包までを同施

    設内で行う現場解体工法により実施してきたが、廃液貯槽 LV-2 については、貯槽本体を別の施設

    に移動してから解体する一括撤去工法を適用し、本工法における作業の安全性等を調査すること

    とした。廃液貯槽 LV-2 の一括撤去における手順は、以下の通りである。廃液貯槽 LV-2 の一括撤

    去の概念図を図 8 に示す。

    ①LV-2 室の設備・機器の解体作業

    ②LV-2 室天井の開口

    ③廃液貯槽 LV-2 の搬出・搬送

    ④解体分別保管棟への搬入

    ⑤LV-2 室天井の閉止

    廃液貯槽 LV-2 の一括撤去にあたり、管理区域境界である LV-2 室天井部に開口を設けることか

    ら、開口部に設置する仮設防護建家・グリーンハウスの実効線量、構造強度などの検討及びそれ

    ら作業に伴う核燃料物質使用施設の変更申請が必要となった。また、廃液貯槽 LV-2 内部の表面密

    度は、解体分別保管棟の受入基準であるβ(γ):40Bq/cm2 未満を満足させる必要があった。

  • JAEA-Technology 2008-067

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    3. LV-2 室の設備・機器の解体作業

    LV-2 室の設備・機器の解体作業では、サンプリング室のコンクリート壁に開口を設けた後、LV-2

    室の設備・機器の撤去及び廃液貯槽 LV-2 内部のスラッジ除去を行った。その後、一括撤去の準備

    作業として、廃液貯槽 LV-2 の外表面に搬出用吊りプレートを取り付け、天井サポート用足場を設

    置した。以下に作業内容の詳細を記す。また、LV-2 室の設備・機器の解体作業手順を図 9 に示す。

    3.1 コンクリート壁の開口

    解体作業に伴う汚染拡大防止措置として、サンプリング室にグリーンハウス(以下「GH」とい

    う)を設置した。GH は、LV-2 室の全面を酢酸ビニールシートにより養生した GH-0(コンクリー

    ト壁の開口後に設置)、コンクリート壁の開口作業及び LV-2 室の設備・機器の撤去に係る補助作

    業を行う GH-1、作業員の退域時の放射線管理を行う GH-2 及び GH-3 という構成とした。GH の

    排気は、粗塵回収用フィルタ(プレフィルタ)1 段、HEPA フィルタ 2 段及び風量調整用ダンパを

    接続した仮設排気設備(風量:最大 14m3/min)により行い、GH-1 の換気回数を 10 回/h 以上確保

    した。GH の設置概略図を図 10 に示す。仮設排気設備は、既設排気第 25 系統に接続されており、

    その排気は本体施設の第 1 スタック(H=30m)から排出される。仮設排気設備の排気系統図を図

    11 に示す。GH には、放射線管理を行うためのモニタリング設備(ダストサンプラー、エアスニ

    ファ)を設置した。作業状況の監視は、ITV カメラを作業の状況に応じて GH の適切な箇所に設

    置し、GH 外部から ITV モニタで行った。

    LV-2 室への作業員の出入り及び資機材の搬出入のため、サンプリング室のコンクリート壁に開

    口を設けた。なお、当該開口箇所は、平成 16 年度に厚さ 1.4m のうち 1.2m(残厚:約 0.2m)まで

    撤去しており、その表面は凹凸のある状況であった。

    開口箇所は、LV-2 室側において高所(床面より高さ約 3.7m)となることから、開口作業におけ

    るコンクリート片の落下防止のため、コンクリートコアを保持したまま引き抜くことが出来るコ

    アボーリング装置を主に使用した。また、コアボーリング装置による穿孔には、廃液の回収・処

    理が不要でコンクリートへの浸透がない乾式法を採用した。コアボーリング装置の仕様を表 2 に

    示す。

    開口作業は、穿孔箇所をマーキングした後、コアボーリング装置をアンカーで固定して行った。

    コアボーリングによる穿孔位置を図 12 に示す。コアボーリング装置は、設置面に凹凸があるため、

    凹凸面に金属プレートを固定し、その上にコアボーリング装置を取り付けて、装置の安定性を確

    保した。コンクリート壁の開口前状況を写真 4 に、コアボーリング装置による穿孔作業状況を写

    真 5、6 に示す。

    コンクリート壁内部には、鉄筋以外に金属枠が埋め込まれていた。金属枠は、面積が広く、コ

    アボーリングによる貫通が困難であった。このため、貫通の見通しが立たない箇所は、ハンドブ

    レーカーによりコンクリートを破砕し、金属枠は露出させてバンドソーにより切断した。また、

    開口箇所の下部は、周囲を穿孔して 1 塊のブロックとして引き出すことにより穿孔回数を減らし

    た。ブロック引き出し作業状況を写真 7、8 に、コンクリート壁の開口状況を写真 9 に示す。引き

    出したコンクリートブロックは、ハンドブレーカーにより破砕した。

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    3.2 LV-2 室の設備・機器の撤去

    LV-2 室床ピットには約 20ℓの結露水等の残液があり、平成 14 年度のインベントリ調査において

    汚染(全α:1.5Bq/g、全β(γ):6.3Bq/g)が確認されたことから、残液を 10ℓポリ容器(2 本)

    に回収した後、床ピットを紙ウェス等により汚染除去(以降「除染」という)した。

    LV-2 室の設備・機器の撤去は、2 段構造の作業足場を設置して行った。作業足場の 2 段目には、

    落下防止用の手摺りを設け、天井面の貫通配管の撤去にあたっては、2 段目足場上部に簡易足場

    を設置して安全に作業を進めた。作業足場の設置に合わせて、壁及び天井の汚染検査及び酢酸ビ

    ニールシートによる養生を行い、廃液貯槽 LV-2 胴部 4 箇所に設置されていた転倒防止用サポート

    をバンドソーにより撤去した。LV-2 室への入室時には、作業員の酸欠防止のため、予め酸素濃度

    の確認を行った。配管及びタンクライザーの撤去にあたっては、切断の都度内面の汚染検査(ス

    ミヤ法)を行った。以下に、作業内容の詳細を記す。

    (1) タンクライザーの撤去作業

    床ピット用タンクライザーは、床ピットの凝縮水を LV-2 室上部のポンプピット P1 から回収で

    きるように LV-2 室天井面から床ピット上まで縦長に設置された配管(6B)であり、床ピット側末

    端は開放状態であった。なお、これまでに使用した実績は無い。撤去作業は、バンドソーを用い

    て床ピット側(下部)末端から順次切断(約 500mm 毎)し、天井面から約 200mm の位置まで実

    施した。

    廃液貯槽 LV-2 用タンクライザーは、廃液貯槽 LV-2 内部の廃液を LV-2 室上部のポンプピット

    P1 から回収できるように LV-2 室天井面から廃液貯槽 LV-2 へ接続されており、廃液貯槽 LV-2 接

    続部配管(6B)、伸縮可能なベローズ及び天井貫通部配管(6B)の 3 つのパーツから構成(各部

    フランジ接続)されていた。なお、これまでに使用した実績は無い。撤去作業は、廃液貯槽 LV-2

    接続部及びベローズについては、フランジ部のボルトを取り外し、天井貫通部については、バン

    ドソーにより切断し、天井面から約 35mm の位置まで実施した。撤去中の汚染検査において、ベ

    ローズ内面に汚染(β(γ)9.3Bq/cm2)が認められた。各部の撤去は、密閉方式により行った。

    廃液貯槽 LV-2 用タンクライザーの構成及び撤去手順を図 13 に示す。

    密閉方式とは、ビニールバックにより配管の切断部位を密閉した状態で切断する方法である。

    切断作業時に発生する放射性の粉塵等をビニールバック内に閉じ込めることができるため、作業

    員の防護装備を軽減できるという利点がある。密閉方式による配管の切断撤去手順を図 14 に示す。

    (2) 配管の撤去作業

    計装及びユーティリティ配管は、汚染の可能性が高い側の端を密閉方式でパイプカッター等に

    より切り離した。撤去中の内面の汚染検査において、計装配管の 1 本に汚染(β(γ)6.6Bq/cm2)

    が認められ、その他の配管に関しては、汚染は認められなかった。また、末端が開放状態になっ

    ていた床ピット水回収用プロセス配管については、開放部より配管内面の汚染検査を行った結果、

    遊離性の汚染は認められなかった。遊離性の汚染が認められなかった配管は、密閉方式を行わず

    に、バンドソーにより細断した。遊離性の汚染が認められた計装配管及びプロセス・ベント配管

    (床ピット回収用プロセス配管は除く)は、両端を密閉方式でパイプカッター等により切り離し、

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    細断作業は、廃液貯槽 LV-2 内部のスラッジ撤去時に設置した簡易ハウスにて行った。ベント配管

    の密閉方式による作業にあたっては、切断時に既設排気設備の負圧低下により警報が発報する可

    能性があることから、予め警報を遮断するとともに、ビニールバックにフィルタを取り付け、ビ

    ニールバックの収縮を緩和した。

    なお、一部のユーティリティ配管には保温材(ガラスウール)が巻かれていたため、配管の撤

    去作業前に取り外した。

    (3) 配管サポートの撤去及び残存配管の閉止作業

    壁面にボルトで固定された配管サポートは、配管撤去の進捗に合わせ撤去し、バンドソーによ

    り細断した。配管サポート撤去後、壁面はコーキング剤により平滑に処理し、酢酸ビニールシー

    トで養生した。

    残存配管のフランジには、閉止フランジを取り付け、壁残存配管の切断部は、Tig 溶接により溶

    接閉止した。有機溶剤を含んだ廃液を通したプロセス配管や既設排気設備に接続されている一部

    のユーティリティ配管は、火気作業に適さないため、金属ボンドを使用して閉止した。LV-2 室の

    配管の撤去状況を写真 10~12 に示す。

    3.3 廃液貯槽 LV-2 内部のスラッジ除去

    廃液貯槽 LV-2 内部には、計装配管等が敷設され、底部には湿式再処理試験で発生した Aℓ脱被

    覆廃液の乾燥したスラッジが存在していた。廃液貯槽 LV-2 内面は、防食処理がされてなく、腐食

    していた。

    (1) 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口作業

    スラッジ撤去作業時の汚染拡大防止措置として、廃液貯槽 LV-2 の周囲に簡易ハウス(酢酸ビニ

    ールシート 2 重)を設置し、GH-1 と簡易ハウス間の通路を酢酸ビニールシートにより区画した。

    簡易ハウスには、風向が GH-1 から簡易ハウスへ向かうように排気ダクトを接続し、簡易ハウス

    内の換気回数を 10 回/h 以上確保した。また、エアスニファを設置し、作業中の空気中放射能濃度

    を監視した。簡易ハウス及び通路の設置概略図を図 15 に、簡易ハウス及び通路の設置状況を写真

    13、14 に示す。

    廃液貯槽 LV-2 内部へのアクセスルートとして、胴部の一部(0.9mW×1.5mL)に開口を設けた。

    開口作業は、開口位置に切断線及び切断順序をマーキングした後、チップソーにより切断した。

    開口部は、切断片の取り扱いを考慮して 8 分割に切断した。廃液貯槽 LV-2 胴部の開口位置と切断

    順序を図 16 に示す。なお、最初の切断片については、人力では支えることができないため、落下

    防止用冶具を溶接固定し、作業足場の上部にワイヤーロープで固縛して、落下防止を図った。切

    断片は、汚染検査(スミヤ法)を行い、酢酸ビニールシートにより梱包して 200ℓドラム缶へ収納

    した。廃液貯槽 LV-2 胴部の開口前状況を写真 15、16 に示す。

    開口作業終了後、風向が廃液貯槽 LV-2 内部へ向かうように排気ダクトを廃液貯槽 LV-2 内部へ

    引き込み、廃液貯槽 LV-2 内部の換気回数を 10 回/h 以上確保した。また、汚染拡大防止措置とし

    て、給気フィルタを取り付けた酢酸ビニールシートで開口部を閉止した。

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    (2) スラッジ除去及び配管類の撤去作業

    廃液貯槽 LV-2 内部の線量当量率は、スラッジからのβ線により、開口部において 12.3mSv/h、

    中央に近いスラッジ表面において 102mSv/h であった。スラッジ除去及び配管類の撤去前状況を写

    真 17、18 に示す。

    スラッジの除去作業は、被ばく低減の観点から、可能な限り廃液貯槽 LV-2 内部へ腕や頭を入れ

    ないように開口部から柄の長い冶具により行った。除去したスラッジは、鉛を巻いたポリ容器に

    収納した。また、スラッジ除去作業における粉じんの飛散を防止するため、スラッジ表面に水を

    噴霧した。開口部からの作業により、約半分のスラッジを除去し、残りは作業員が廃液貯槽 LV-2

    内部へ入り除去した。

    計装配管等の配管類は、スラッジ除去の進捗に合わせて撤去した。開口部に近いヒーターシー

    ス管は、開口部より番線カッターにより切断し、その他の配管は、内部に入りバンドソーにより

    切断した。上部配管の切断には、内部にアルミ製の足場を設置した。

    廃液貯槽 LV-2 内への入域にあたっては、予めダミー人形により作業員の入域時の被ばく線量を

    評価(詳細は「5.2(1) 防護装備(エアラインスーツ)によるβ線の被ばく低減効果」参照)し、

    作業時は、廃液貯槽 LV-2 内部にエアスニファを設置し、作業時の空気中放射能濃度を監視した。

    (3) 除染作業

    スラッジ除去及び配管類の撤去後に ZnS シンチレーションサーベイメータ(直接法)により、

    廃液貯槽 LV-2 内部の全αの表面密度を測定した。また、全β(γ)の表面密度は、周囲からの放

    射線により直接法では正確な測定ができないことから、スミヤ法(拭き取り面積:約 100cm2)に

    て測定した。測定の結果、表面密度は、底部において全α:最大 1.09×101Bq/cm2(直接法)、全

    β(γ):最大 1.0×104Bq/cm2(スミヤ法)であった。

    除染作業は、金属ブラシによる錆の除去及び濡れウェスによる拭き取りを行った。底部除染に

    ついては、本除染方法では効果が得られなかったため、スクレイパーにより固着したスラッジを

    削り落とし、除染剤で磨いた後、アルコール含水ウェスによる拭き取り及び濡れウェスによる再

    拭き取りを行った。

    除染剤の選定において、「電解イオン水(しろ助:日立協和エンジニアリング㈱社製)」及び「柑

    橘系クリーナー(ファーストオレンジ:Loctite Corporation 社製)」の 2 種類による除染試験を行い、

    その除染効果を調査した。その結果、ファーストオレンジによる除染が効果的(詳細は「5.2(3)

    除染効果」参照)であったため、底部の除染剤として採用した。

    除染の結果、遊離性の汚染を取り切ることができなかったため、底部表面については、塗料(ア

    ララデコン:藤倉化成㈱社製)を塗布することにより汚染を固定した。汚染固定後の表面密度は、

    底部において全て検出下限値未満(全α:

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    (4) 開口部の密閉作業

    廃液貯槽 LV-2 の開口部は、小型のディスクサンダーにより塗膜はく離し、予め廃液貯槽 LV-2

    表面の局面に合わせて曲げ加工を施した 6mm 厚の鋼板(0.5mW×1.0mL×2 枚、0.6mW×1.0mL

    ×1 枚)3 枚を Tig 溶接により全周を溶接固定し、溶接部にはアルミテープを貼り付けた。廃液貯

    槽 LV-2 胴部開口部の密閉状況を写真 20 に示す。

    密閉作業終了後、簡易ハウスを遊離性の汚染が無いことを確認して撤去し、LV-2 室の汚染検査

    (スミヤ法)及び線量当量率の測定を行った。その結果、LV-2 室内に遊離性の汚染は無く、線量

    当量率の最大は、廃液貯槽 LV-2 外表面下部において 100μSv/h であった。

    3.4 廃液貯槽 LV-2 の一括撤去に係る準備作業

    一括撤去時の玉掛用として、廃液貯槽 LV-2 の外表面に吊りプレートを溶接により取り付けた。

    吊りプレートは、取り付け位置の塗膜を小型のディスクサンダーによりはく離し、Tig 溶接により

    円周方向対角 4 箇所に取り付けた。吊りプレートの取り付け完了後、廃液貯槽 LV-2 を酢酸ビニー

    ルシートにより養生した。吊りプレートの取付状況を写真 21 に示す。

    LV-2 の一括撤去作業は、LV-2 室上部に天井開口用の GH を設置し、GH 内を一時管理区域とし

    た後、LV-2 室の天井の一部に開口を設けて LV-2 を搬出する。一時管理区域は、天井開口部の閉

    止及び密封措置後に解除するため、LV-2 室内は、天井開口時における上部 GH への汚染拡大防止

    対策をする必要があった。LV-2 室内の壁面等は、スミヤ法による汚染検査では汚染は認められな

    かったが、固着性汚染があった場合のはく離による汚染拡大を考慮して、床面を除く全面に刷毛

    及びローラにより固定剤(アステクターC ホワイト:大塚刷毛製造㈱社製)を塗布した。床面に

    ついては、合板及び酢酸ビニールシートにより養生し、その端をテープにより目張りした。

    次に、ポンプピット P1 側からの LV-2 室天井部開口作業に伴うコンクリート片等の落下防止と

    して、天井サポート用足場を設置した。開口作業時の安全性を考慮し、天井サポート用足場の上

    部を可能な限り天井部に近づけるため、天井面と足場の間に 10.5cm の角材を直交するように 2 段

    組みし、その上に 5mm 厚の合板を敷いて、隙間を 10cm 程度に抑えた。また、コンクリート片、

    粉じん等の飛散防止として、天井サポート用足場上部に防炎シート(ポリエステル基布、塩化ビ

    ニール)を敷き、LV-2 室壁面にシートの端部をテープで目張りした。天井サポート用足場の設置

    概略図を図 17 に、天井サポート用足場の設置状況を写真 22~24 に示す。

    天井サポート用足場の設置完了後、GH の整備を行い、不要となった養生の撤去等の後片付け

    を行った。

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    4. 作業管理データの収集

    4.1 作業工数に関するデータ

    一括撤去に係る準備作業の作業工数は、1,909 人・日(作業日数:92 日)であった。その内訳

    は、コンクリート壁の開口が 569 人・日(約 30%)、LV-2 室の設備・機器の撤去が 314 人・日(約

    16%)、スラッジ除去が 839 人・日(約 44%)、一括撤去に係る準備が 187 人・日(約 10%)であ

    った。作業項目毎の作業工数の割合を図 18 に示す。

    本作業に要した作業工数のうち、スラッジ除去に係る工数の割合が大きかった。スラッジ除去

    に係る工数の内訳は、胴部の開口作業が 135 人・日(約 16%)、スラッジ除去及び配管類の撤去作

    業が 465 人・日(約 55%)、内部の除染作業が 181 人・日(約 22%)、開口部の密閉作業が 58 人・

    日(約 7%)であり、スラッジ除去及び配管類の撤去作業が約半分を占めた。

    4.2 放射線管理に関するデータ

    作業員の防護装備として、簡易ハウスの設置、廃液貯槽 LV-2 の密閉、簡易ハウスの撤去作業に

    おいては、全面マスク及びタイベックスーツを、廃液貯槽 LV-2 胴部の開口、廃液貯槽 LV-2 内部

    のスラッジ除去、配管類の撤去、除染作業においては、エアラインスーツを着用した。作業項目

    毎の作業員の装備を表 3 に示す。

    スラッジ除去作業では、目の水晶体及び皮膚の局部被ばくを低減するため、線源であるスラッ

    ジ表面に遮へい材として 1.5mm 厚の塩化ビニールシートを 2 重に敷くとともに、エアラインスー

    ツの面体部に 1.5mm 厚の塩化ビニールシートを貼り付け、エアラインスーツ全体を覆う 0.3mm 厚

    のカバー(塩化ビニール)を着用した。塩化ビニール(軟質)は、シート材として比較的厚手で

    柔軟性があり、凹凸面及び防護装備への追加遮へいが容易であるとともに、面体部の遮へいにお

    いては、透明なものが使用できることから、本作業の遮へい材に適していると判断した。

    外部被ばくの管理のため、作業員は、ガラスバッジ及びポケット線量計(PDM-112、ALOKA

    社製)を着用し、LV-2 室(GH-0)内作業時には、アラームメーター(ADM-102、ALOKA 社製)

    を追加し、警報設定値を 100μSv とした(本作業において警報の吹鳴無し)。また、スラッジ除去

    作業では、胸部に TLD(熱蛍光線量計:UD-808PQ、Panasonic 社製)、指にリングバッジ(UD-807、

    Panasonic 社製)を着用し、個人の被ばく線量を日々管理した。作業エリアには、エアスニファを

    設置して、空気中放射能濃度を監視した。以下に、放射線管理に関するデータを記す。

    (1) 全身被ばくに関するデータ(実効線量)

    作業期間中におけるγ線の線量当量率の最大は、LV-2 室の設備・機器の撤去作業から簡易ハウ

    スの設置作業までにおいて廃液貯槽 LV-2 外表面下部で 350μSv/h(電離箱による測定)、廃液貯槽

    LV-2 胴部の開口から密閉作業までにおいて廃液貯槽 LV-2 内底部表面で 1.6mSv/h(ガラスバッジ

    による測定)、廃液貯槽 LV-2 密閉後の作業において廃液貯槽 LV-2 外表面下部で 100μSv/h(電離

    箱による測定)であった。

    作業期間中の個人最大被ばく線量(実効線量)は 0.6mSv であり、集団線量は 7.8 人・mSv であ

    った。作業項目毎の作業工数及び外部被ばくを表 4 に、集団線量の推移(積算)を図 19 に示す。

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    (2) 局部被ばくに関するデータ(等価線量)

    廃液貯槽 LV-2 内部は、スラッジからのβ線が比較的高く、胴部開口後のβ線の線量当量率の最

    大は、胴部開口部において 12.3mSv/h、廃液貯槽 LV-2 内底部表面において 102mSv/h であった。

    作業期間中の個人最大被ばく線量(等価線量)は、目の水晶体(胸部データ)で 8.5mSv、皮膚

    (指及び胸部データ)で 25.8mSv であった。また、集団線量は目の水晶体で 62.3 人・mSv、皮膚

    (指及び胸部データ)で 209.3 人・mSv であった。

    日々の局部被ばく評価には、TLD を使用した。使用にあたり、ダミー人形の頭部前後及び胸部

    前背面の線量当量率測定位置にガラスバッジと共に TLD を設置した。測定値の精度は、ガラスバ

    ッジの方が優れていることから、ガラスバッジと TLD の測定結果の差から、TLD による被ばく線

    量の補正係数を「5」と設定した(詳細は「5.2(1) 防護装備(エアラインスーツ)によるβ線の

    被ばく低減効果」参照)。TLD とガラスバッジによる等価線量の比較を表 5 に示す。

    (3) 内部被ばくに関するデータ

    作業期間中、作業エリアとなる GH、簡易ハウス及び廃液貯槽 LV-2 内部には、作業の状況に応

    じて適切な箇所にエアスニファを設置し、空気中放射能濃度を監視した。エアスニファの設置位

    置を図 20 に、作業期間中の空気中放射能濃度の推移を図 21 に示す。

    作業期間中における全α、全β(γ)の空気中放射能濃度は、スラッジ除去及び配管類の撤去作

    業において全α:8.2×10-6Bq/cm3、全β(γ):6.0×10-4Bq/cm3 が最大値となった。また、全面マ

    スクでの作業における最大値は、廃液貯槽 LV-2 の密閉作業を行った際の全β(γ):2.3×10-7Bq/cm3

    であった。

    これにより、作業員の内部被ばくは、エアラインスーツ(㈱重松製作所社製)の防護係数(全

    面マスク、エアラインマスク等の防護装備での防護効果、防護係数 1,000:装着時の摂取量が未装

    着時の 1/1,000 に低下すること)が 1,000 以上であることから、法令で定める放射線業務従事者に

    係る 1 週間平均の空気中放射能濃度限度(DAC;239Pu:7.0×10-7Bq/cm3、90Sr:3.0×10-4Bq/cm3)

    を十分下回ると評価できる。

    解体作業終了後には、作業員の全身計測法による確認検査を実施し、全作業員に内部被ばくが

    無いことを確認した。

    4.3 廃棄物に関するデータ

    金属、コンクリート、不燃物等の解体廃棄物及び付随廃棄物は 200ℓドラム缶に、養生シート、

    紙ウェス等の可燃性の付随廃棄物は可燃性カートンボックスに収納した。ただし、原子力科学研

    究所における可燃性カートンボックスの搬出基準値(90Sr:370MBq 以上)を超える可燃性の付随

    廃棄物(カートンボックス:7 個)及び鉛(2mm 厚)を巻いた 10ℓポリ容器に回収したスラッジ

    は、200ℓSUS ドラム缶に収納した。放射性廃棄物(固体)の発生量の内訳を図 22 に示す。

    解体廃棄物は、主にコンクリート、配管及びスラッジであり、発生重量は 2,119kg であった。

    スラッジの発生重量に関しては、重量 527kg の内、スラッジを収納した鉛を巻いた 10ℓポリ容器

    の重量が約 333kg であり、スラッジ自体の発生重量は 194kg であった。

    一方、付随廃棄物の発生量は 3,826kg であり、主にコアボーリング装置、作業用工具、紙ウェ

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    ス、酢酸ビニールシート及びタイベックスーツ等の防護資材であった。そのうち、可燃性カート

    ンボックスの発生量が約 71%(892 個:約 2,706kg)であった。

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    5. 解体作業の分析

    5.1 作業効率に関するデータ

    (1) コンクリート壁の開口作業

    コンクリート壁の開口作業に係る作業効率は、コアボーリング装置による穿孔及びハンドブレ

    ーカーによる破砕に区分してまとめた。コンクリート壁の開口に係る作業効率を表 6 に示す。な

    お、ブロック引き出し作業及びバンドソーによる金属フレーム等の撤去作業は、ハンドブレーカ

    ーによる破砕として評価した。

    コアボーリング装置による穿孔の作業効率は、0.448 人・時/kg(撤去:0.427 人・時/kg、梱包:

    0.021 人・時/kg)であり、その際のコアボーリング装置による穿孔速度は平均 0.37m/h であった。

    コアボーリングの穿孔速度を図 23 に示す。穿孔作業では、穿孔位置により穿孔速度が大きく異な

    り、最大で 0.90m/h、最小で 0.12m/h となった。穿孔速度が遅くなった原因は、鉄筋以外に金属フ

    レーム等が残存していたためである。

    ハンドブレーカーによる破砕の作業効率は、0.038 人・時/kg(撤去:0.035 人・時/kg、梱包:0.003

    人・時/kg)であった。

    撤去の作業効率において、ハンドブレーカーによる破砕の作業効率は、コアボーリング装置に

    よる穿孔の作業効率に比べて非常に良い結果となった。その要因は、ハンドブレーカーによる破

    砕では、機器の設置準備が不要であること、開口部の下部のコンクリートブロック(厚さ:約

    200mm)の破砕を作業性の良い場所で行えたことによる。一方、コアボーリング装置による穿孔

    作業では、機器設置準備作業や金属フレーム等により穿孔に時間を要したことが作業効率を低下

    させた要因である。

    梱包の作業効率において、コアボーリング装置による穿孔で発生したコンクリートコアは、1

    本ごとに酢酸ビニールシートにより梱包したが、ハンドブレーカーによる破砕で発生したコンク

    リート片は、土嚢袋にまとめて回収・梱包したため、ハンドブレーカーによる破砕の作業効率が

    良い結果となった。

    (2) 配管類の撤去作業

    1) LV-2 室内の配管の撤去作業

    LV-2 室内の配管の撤去作業に係る作業効率は、配管径及び汚染の有無により区分し、密閉方式

    による切断作業を撤去作業として、その他の切断作業は全て細断作業として評価した。LV-2 室の

    配管の撤去に係る作業効率を表 7 に示す。

    汚染の無い配管(6B 以外)の撤去に係る作業効率は、1・1/2B の作業効率が低く、その他の径

    においては、単位重量当たりの作業効率はほぼ同等であり、単位長さ当たりの作業効率は配管径

    に比例した。この内、撤去の作業効率は、単位重量及び単位長さ当たりの作業効率ともに配管径

    に比例する結果となった。配管の敷設状況は、1/8B 及び 3/8B は、端部が開放状態もしくは廃液貯

    槽 LV-2 にフランジにより接続されており、1B 及び 1・1/2B は、端部のほとんどが壁を貫通して

    おり、壁貫通部は配管同士の間隔が狭く、ユニット状に敷設されていた。そのため、1B 及び 1・

    1/2B の撤去にあたっては、密閉方式用のビニールバック取り付け等の準備に時間を要した。

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    汚染の有る配管(1/8B、1B)の撤去に係る作業効率は、接続状況が同じ(壁・天井面⇔廃液貯

    槽 LV-2)であり、作業方法も同様なことから、単位長さ当たりの作業効率は同程度となり、単位

    重量当たりの作業効率は配管径と反比例した。2B 配管に関しては、既設排気系統に接続されてお

    り、密閉方式による作業性が悪かったため、撤去の作業効率が低下した。

    6B の配管は、敷設状況並びに配管径がその他の配管(1/8B~2B)と大きく異なり、本数も少な

    い(汚染無し:1 本、汚染有り:1 本)ため、作業効率を評価できるだけのデータを得られなかった。

    汚染の有無による配管(1/8B、1B)の撤去に係る作業効率は、汚染有りの配管の方が両端を密

    閉方式で切断しており、その作業が増える分、低い結果となった。

    2) 廃液貯槽 LV-2 内部の配管類の撤去作業

    撤去の作業効率は、切断方法の異なる開口部から番線カッターによる遠隔切断作業と廃液貯槽

    LV-2 内部でのバンドソーによる切断作業を「LV-2 開口部」と「LV-2 内部」とに区別した。廃液

    貯槽 LV-2 内部の配管類の撤去に係る作業効率を表 8 に示す。

    廃液貯槽 LV-2 内部の配管の撤去に係る作業効率は、LV-2 室の配管の撤去に係る作業効率と比

    べ、全ての配管径において良い結果となった。これは、汚染エリア内で作業を行ったため、密閉

    方式を採る必要が無く、配管を連続して切断することができたことが要因と考えられる。

    (3) スラッジ除去作業

    1) 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口作業

    廃液貯槽 LV-2 胴部(0.9mW×1.5mL(8mm 厚(SS400)))をチップソーにより 8 等分に切断(切

    断長さ:約 9.0m)する作業効率は 0.108 人・時/kg であった。廃液貯槽 LV-2 胴部の開口に係る作

    業効率を表 9 に示す。

    廃液貯槽 LV-2 胴部の開口作業におけるチップソーの切断速度は、切断位置 10(図 16 参照)を

    境に早くなった。これは、作業の習熟に加え、切断作業の進捗に伴い上部に切断部の逃げる空間

    ができたことにより刃の噛み込みが減少したことに加え、上部の切断に比べ安定した姿勢で作業

    できたためである。廃液貯槽 LV-2 胴部開口の切断速度(チップソー)を図 24 示す。なお、切断

    速度は、チップソーの動作時間をまとめたものであり、刃の交換作業等の時間は含まれていない。

    切断作業では、2 台のチップソーを交互に使用したが、その内 1 台はモーターの焼損のため、

    交換した。刃の交換は 2 回行い、合計で 5 枚の刃を使用した。

    2) スラッジ除去作業

    スラッジ除去に係る作業効率では、作業方法の異なる遠隔でのスラッジ除去及び廃液貯槽 LV-2

    内部でのスラッジ除去を区別した。スラッジ除去に係る作業効率を表 10 に示す。

    遠隔でのスラッジ除去(除去重量:約 97.6kg)に係る作業効率は、廃液貯槽 LV-2 内部でのスラ

    ッジ除去に係る作業効率(除去重量:約 95.9kg)の約 2.2 倍となり、除去作業では約 2.0 倍、梱包

    作業では約 4.2 倍となった。遠隔でのスラッジ除去では、ポリ容器を簡易ハウスに置いてスラッ

    ジを収納する必要があり、スラッジをこぼさないよう慎重に作業を行うとともに、ポリ容器及び

    周囲の追加養生及び汚染したゴム手袋の交換等の付帯作業が増加したため、作業効率が低下した。

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    5.2 スラッジ除去及び除染作業に関するデータ

    廃液貯槽 LV-2 内には、湿式再処理試験で発生した Aℓ脱被覆廃液のスラッジが残留しており、

    スラッジ表面の線量当量率は、β:102mSv/h、γ:1.6mSv/h であった。β線の線量当量率が比較

    的高い数値であり、スラッジの除去及び除染作業に先立って、作業時の局部被ばく低減措置につ

    いて検討を行った。以下に詳細を記す。

    (1) 防護装備(エアラインスーツ)によるβ線の被ばく低減効果

    廃液貯槽 LV-2 内で作業を行うにあたり、防護装備による被ばく低減効果を調査するために、エ

    アラインスーツを着用し、その頭部に軟質塩化ビニールシート(1.5mm 厚)、全身に塩化ビニール

    (0.3mm 厚)製のエアラインスーツカバーを装備させたダミー人形により線量評価を行った。線

    量評価は、ダミー人形の内部及び外部にガラスバッジを設置し、ダミー人形を廃液貯槽 LV-2 内部

    に投入して行った。防護装備によるβ線の遮へい効果を表 11 に、廃液貯槽 LV-2 内部の線量当量

    率測定用ダミー人形を写真 25 に示す。

    実測値によるβ線の低減率を塩化ビニール(全身・頭部)及びゴム手袋・綿手袋(手部)によ

    る遮へい効果 9) の計算値における低減率と比較すると、全ての測定部位において、実測値が計算

    値よりも良い結果となり、頭部前面以外においては、その差は大きくなった。この要因としては、

    胸部前背面においては、エアラインスーツ全身に使用されているナイロンターポリン(0.35mm 厚)

    及び酢酸ビニール(0.2mm 厚)製スーツカバー(2 重)による遮へいに加え、防護装備間にでき

    る空間による距離により減衰したことが考えられ、頭部後面においても、同様に距離により減衰

    したと考えられる。また、線源であるスラッジまで距離が 1m 程度あり、空気層によりβ線のエ

    ネルギーが減衰し、測定位置におけるβ線の透過能力が落ちたことも考えられる。

    線量当量率の測定は、ダミー人形の内面にガラスバッジを貼り付けて行ったのに対し、実際の

    装備時は、供給空気によりエアラインスーツが膨らむことから、スーツ内面から身体まで距離が

    できることから、さらに低減率は向上すると推測できる。

    足下面においては、RI シューズを着用しているため、靴底のゴムによりβ線は、ほぼ遮へいさ

    れた。

    (2) スラッジ除去及び除染による線量低減効果

    廃液貯槽 LV-2 内部のスラッジ、配管類の撤去及び除染作業による線量当量率の低減効果を確認

    するため、スラッジ除去前、スラッジ除去後及び底部汚染固定後における線量当量率を測定した。

    廃液貯槽 LV-2 内部における線量当量率を表 12 に、廃液貯槽 LV-2 内部の線量当量率の測定位置を

    図 25 に示す。なお、線量当量率は、スラッジの主要核種である 90Sr の娘核種 90Y のβ線が高エネ

    ルギーであるため、エネルギー依存性の良好なガラスバッジにより測定した。

    スラッジ除去後の測定位置③での表面線量当量率において、スラッジ除去前より高い値となっ

    た。これは、スラッジ除去前にガラスバッジを設置する際、設置作業を遠隔で行ったことに加え、

    配管類が敷設されたままの状態であったため、配管類が障害となりスラッジ表面に正しく設置で

    きなかったためと考えられる。

    スラッジ除去前の線量当量率に対しての低減率は、測定位置①においては、スラッジ除去後で

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    β:24.1%、γ:85.0%、汚染固定後でβ:86.2%、γ:90.0%となり、測定位置②においては、ス

    ラッジ除去後でβ:5.0%、γ:28.8%、汚染固定後でβ:92.6%、γ:92.5%となった。また、測

    定位置③及び④のスラッジ除去後の線量当量率に対しての線量低減効果は、測定位置③において

    は、汚染固定後でβ:49.8%、γ:60.6%、測定位置④においては、汚染固定後でβ:78.4%、γ:

    52.2%となった。

    廃液貯槽 LV-2 外表面の下部における電離箱(ICS-303、ALOKA 社製)による最大表面線量当量

    率の測定結果は、スラッジ除去前のβ(γ):350μSv/h が、胴部開口部の密閉後には、β(γ):100

    μSv/h となり、スラッジ除去及び除染作業による低減率は、71.4%となった。廃液貯槽 LV-2 外面

    における表面線量当量率を表 13 に、廃液貯槽 LV-2 外面の表面線量当量率の測定位置を図 26 に示

    す。

    (3) 除染効果

    廃液貯槽 LV-2 内部の底部除染にあたって、2 種類の除染剤を用いた除染方法の違いによる除染

    効果を調べた。除染方法 1 では、「電解イオン水(しろ助)」による拭き取りを行い、除染方法 2

    では、「柑橘系ハンドクリーナー(ファーストオレンジ)」により磨いた後、アルコールによる拭

    き取りを行った。

    その結果、除染方法 1 での除染係数(除染前表面密度/除染後表面密度)は 3.3(β(γ):1.2×

    104Bq/cm2→3.6×103Bq/cm2)、除染方法 2 での除染係数は 65.5(β(γ):3.6×103Bq/cm2→5.5×

    101Bq/cm2)となり、除染方法 2 の方が良好であった。

    除染前に汚染が確認された部位に対する除染及び汚染固定作業終了後(底部においては汚染固

    定前)のβ(γ)核種の除染係数の平均は、上部が 2.2、胴部が 10.0、底部が 437.2 であった。し

    かし、α核種においては、除染作業終了後に表面密度が上昇している箇所があった。同箇所の除

    染係数の平均は、胴部で 0.7、底部で 0.4 であり、錆の下に隠れていた汚染が除染作業により表面

    に露出したものと考えられる。廃液貯槽 LV-2 内部における表面密度(上部及び胴部)を表 14 に、

    廃液貯槽 LV-2 内部における表面密度(底部)を表 15 に、廃液貯槽 LV-2 内部の表面密度の測定位

    置を図 27 示す。

    5.3 廃棄物の収納重量に関するデータ

    本解体作業に係る放射性廃棄物の 200ℓドラム缶への収納重量(平均)を材質毎にまとめた。放

    射性廃棄物の収納重量(200ℓドラム缶)を表 16 に示す。なお、未充填と判断したドラム缶に関し

    ては、今後の解体作業で発生する廃棄物を充填することから、本表には含まれていない。

    コンクリート廃棄物は、全てコンクリート壁の開口作業で発生した解体廃棄物であり、コアボ

    ーリング装置で撤去したコアブロックの状態で梱包したものが多く、収納重量は、189.3kg/本とな

    った。平成 17 年度に実施した乾式ワイヤーソー切断工法を用いた貫通配管の撤去作業 10)(以降、

    「平成17年度の解体作業」という)時の収納重量169kg/本と比較して若干良い収納効率であった。

    コンクリートを比重(2.3)として換算すると、ドラム缶容積(200ℓ)に対して約 42%(約 83ℓ)

    の充填効率となる。

    金属廃棄物の収納重量は、解体廃棄物で 127.7kg/本、付随廃棄物で 90.2kg/本と大きな違いが見

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    られた。これは、解体廃棄物の多くが配管であり、細断して収納したのに対して、付随廃棄物の

    多くは工具類やコアボーリング装置等であり、減容処理が難しく、そのまま梱包して収納したた

    めと考えられる。難燃物(12 本)、非鉄金属(4 本:アルミ)及び可燃物(1 本:カートンボック

    ス 7 個)については比重が小さいことから、収納重量は、それぞれ 39.1kg/本、36.5kg/本及び 20kg/

    本と低い値となった。平成 17 年度の解体作業における収納重量は、金属廃棄物において 39kg~

    170kg、難燃物において 47kg/本であり、本作業と比較してほぼ同程度であった。

    スラッジは、鉛を巻いた 10ℓポリ容器に収納しており、ポリ容器の 200ℓSUS ドラム缶への収納

    数は 6 個/本となった。なお、スラッジを収納したポリ容器は計 32 個発生した。

    5.4 可燃性廃棄物の発生量に関するデータ

    可燃性廃棄物(可燃性カートンボックス)は、全て付随廃棄物であり、スラッジ除去において

    最も多く発生(518 個:約 1,642kg)した。作業項目毎の可燃性カートンボックスの発生量を図 28

    に示す。作業工数あたりの可燃性カートンボックスの発生個数及び発生重量は、一括撤去に係る

    準備(1.0 個/人・日、2.9kg/人・日)、スラッジ除去(0.6 個/人・日、2.0kg/人・日)の順に高い値とな

    った。その要因としては、スラッジ除去では、エアラインスーツカバー、ゴム手袋等の防護装備、

    汚染拡大防止用の酢酸ビニールシートや除染に使用した紙ウェス等が大量に発生し、一括撤去に

    係る準備では、簡易ハウス及び LV-2 室全体及びその他の作業エリアの養生に使用した可燃性の付

    随廃棄物が発生したためである。作業全体を通した作業工数あたりの可燃性カートンボックスの

    発生個数及び発生重量は、0.5 個/人・日、1.4 kg/人・日となった。平成 17 年度の解体作業における

    工数あたりの可燃性カートンボックスの発生個数 0.8 個/人・日と比較すると、低い値となった。

    これは、本作業において GH は継続して使用することから撤去しなかったことにより、テント材

    (酢酸ビニールシート)が廃棄物として発生しなかったことが影響していると考えられる。

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    6. まとめ

    廃液長期貯蔵施設地下 1 階の LV-2 室に設置された廃液貯槽 LV-2 の一括撤去に係る準備作業に

    おける作業工数、放射線管理、廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を

    行った。

    サンプリング室におけるコンクリート壁の開口作業では、コアボーリング装置による穿孔及び

    ハンドブレーカーによる破砕の作業効率をまとめた。作業効率の観点からは、ハンドブレーカー

    による破砕作業の方が効率的であった。これは、コンクリートの厚みが 200mm 程度であり、装置

    の設置作業等の準備作業に時間を要さないことに加え、作業性の良い場所にて破砕したためと考

    えられる。ただし、ハンドブレーカーによる破砕においては、コンクリートの厚みが増せば、コ

    ンクリート全体へのクラックが生じ難くなり、破砕効率が低下することが予想される。今後の同

    様な作業にあたっては、平成 17 年度の解体作業で使用したワイヤーソー装置及び静的破砕剤の使

    用も含め、撤去対象及び作業環境に応じた機器の選定並びにその機器を組み合わせた撤去方法を

    十分検討することが、作業効率の向上を図る上で重要である。

    廃液貯槽 LV-2 内部のスラッジ除去作業では、本作業で行ったエアラインスーツへの塩化ビニー

    ルによる追加装備により、90Sr(90Y) からのβ線を 1/4 以下に、また、目の水晶体に対する防護

    においては、1/10 以下に低減させることが確認できた。

    廃液貯槽 LV-2 は、本体の材質が SS400 であり、その内面には防食処理が施されていなかった。

    このため、内部は錆の酷い状況であり、除染効率を低下させる原因となった。廃液貯槽等のタン

    ク内面には、解体作業を考慮し、必ずライニング等の防食処理を施す必要がある。

    謝 辞

    本報告書をまとめるにあたって、放射線管理部、バックエンド推進部門並びにバックエンド技

    術部の諸志に種々の助言や援助をいただきました。ここに、深甚なる感謝の意を表します。

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    参考文献

    1) 三森武男、宮島和俊、“原研再処理特別研究棟の解体計画”、デコミッショニング技法、第 12

    号、pp.49-58(1995)

    2) Masato MYODO, Yukio IWASAKI, Takeo MIMORI, “Outline and progress of the JRTF

    decommissioning program”, Proc. WM’98, 18-26, Tucson, 1998

    3) Takeo MIMORI, Tadaaki UCHIKOSHI, Kazuo TANAKA, “Development of remote controlled data

    acquisition system for decommissioning of nuclear facilities”, Proc. WM’96, Tucson, 1996

    4) Kazuo TANAKA, Noriko Aoki, Takeo MIMORI, Yukio IWASAKI, “Computer-aided

    decommissioning engineering system with 3D-CAD for JAERI’s reprocessing test facility”, Proc.

    ICONE, Kyoto, 1995

    5) Masanori KIMURA, Masato MYODO, Syogo OKANE, Kazutoshi MIYAJIMA, “Mock-up test of

    remote controlled dismantling apparatus for large-sized vessels”, Proc. WM’02, Tucson, 2002

    6) 明道栄人、岡根章五、宮島和俊、“大型槽類遠隔解体装置のモップアップ試験(受託研究)”、

    JAERI-Tech 2001-025、2001

    7) R. HARJULA, J. LEHTO, L. BRODKIN, E. TUSA, A. KESKINE, T. MIMORI, K. MIYAJIMA, H.

    TAJIRI, H. MIZUBAYASHI, “Development of a selective cesium and strontium removal system for

    the JAERI tokai-mura site-laboratory tests”, Proc. WM’00, Tucson, 2000

    8) H. TAJIRI, T. MIMORI, K. MIYAJIMA, T. UCHIKOSHI, H. MIZUBAYASHI, E. TUSA, “Experience

    of test operation for removal of fission product nuclides in TRU-liquid waste and concentrated nitric

    acid using inorganic ion exchangers”, Proc.WM’00, Tucson, 2000

    9) 北原義久、中田啓、岸本洋一郎、鹿志村攻、吉村征二、丸山進、薄井貞次、椿裕彦、“β線被

    ばくの防護対策に関する手引(改訂版)”、PNC TN852 83-23、1983

    10) 明道栄人、小林忠義、富居博行、“乾式ワイヤーソー切断工法を用いた貫通配管の撤去”、

    JAEA-Technology 2008-001、2008

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    表 1 廃液貯槽 LV-2 の仕様

    名称 概略仕様 数量 材質 重量(kg)

    本 体 2,616mmφ×3,245mmL、8mmt SS400 2,167

    ハンドホール 20B、t=6mm、φ508mm SUS304L 5

    ハンドホール蓋 20B、JIS5K、t=24mm SUS304L 69

    脚部 8B Sch40、1,220mmL 4 脚 SS400 203

    散水装置 1B Sch80、3.14m SUS304L 15

    ノズル類 1/8B~2B SUS304L 162

    本体サポート 4B Sch80、700mmL 4 本 SS400 63

    プロセス配管 1B 9 本 SUS304L 75

    ベント配管 2B 1 本 SUS304L 25

    計装配管 3/8B 8 本 SUS304L 38

    ユーティリティ配管 1B~1・1/2B 16 本 SUS304L 127

    タンクライザー配管 6B 2 本 SUS304L 332

    配管サポート(L) 30mm×30mm×3mm 20 組 SUS304L 17

    Total 3,298

    表 2 コアボーリング装置の仕様

    項目 概略仕様

    型式 SPX-16A3

    動力 単相 115V、30A

    出力 Max 2,400W

    寸法 151W×196L×500mmH

    重量 16.1kg

    コアビット Maxφ406mm

    回転数 3 段変速

    その他 粉塵回収パット

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    表 3 作業項目毎の作業員の装備

    作業項目 作業方法 装備

    コンクリート壁の開口 準備作業

    GH の設置

    コンクリート壁の開口

    コアボーリング装置・ハ

    ンドブレーカ・バンドソ

    ーによる撤去

    LV-2 室の設備・機器の撤

    去 作業用足場の設置

    配管の撤去・ピット水の処理 パイプカッター・バンド

    ソー切断

    廃液貯槽 LV-2 内部のス

    ラッジ除去 簡易ハウスの設置

    塗装剥離・マーキング

    全面マスク タイベック

    スーツ

    胴部の開口作業 チップソー切断

    スラッジ除去及び配管類の撤去作業 番線カッター・バンドソ

    ー切断

    除染作業

    エアラインスーツ

    開口部の密閉及び簡易ハウスの撤去 溶接閉止

    汚染検査・吊りプレートの取り付け・

    天井サポート足場の設置

    全面マスク 廃液貯槽 LV-2 の一括撤去

    に係る準備作業

    後片付け 半面マスク

    タイベック

    スーツ

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    表 4 作業項目毎の作業工数及び外部被ばく

    作業項目 作業日数

    (日)

    作業工数

    (人・日)

    集団線量

    (人・mSv)

    個人最大

    (mSv)

    コンクリート壁の開口 準備作業 8 149 0.000 0.000

    GH の設置 9 170 0.000 0.000

    コンクリート壁の開口作業 13 250 0.000 0.000

    LV-2 室の設備・機器の撤去 仮設設備の設置 2 35 0.232 0.032

    作業用足場の設置 5 101 1.192 0.113

    配管類の撤去・ピット水の処理 8 178 0.828 0.090

    廃液貯槽 LV-2 内部のスラッ

    ジ除去 簡易ハウスの設置 4 89 0.948 0.113

    胴部の開口作業 2 46 0.366 0.068

    スラッジ除去及び配管類の撤去作業 21 465 2.941 0.247

    除染作業 8 181 0.737 0.074

    開口部の密閉及び簡易ハウスの撤去 3 58 0.278 0.037

    汚染検査・吊りプレートの取り付

    け・天井サポート足場の設置 5 123 0.213 0.022

    廃液貯槽 LV-2 の一括撤去に

    係る準備作業

    後片付け 4 64 0.110 0.026

    合 計 92 1,909 7.845 0.643

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    表 5 TLD とガラスバッジによる等価線量の比較

    等価線量(mSv/h)

    測定箇所 ガラス

    バッジ TLD

    ガラスバッジとの比較

    (ガラスバッジ線量率

    /TLD 線量率)

    頭部前面 0.19 0.07 2.71

    頭部後面 0.67 0.20 3.37

    胸部前面 1.50 0.46 3.28

    胸部背面 1.87 0.28 6.80

    平均 4.04

    表 6 コンクリート壁の開口に係る作業効率

    作業効率(人・時/kg) コンクリート重量(kg)

    撤去 梱包 合計

    コアボーリング装置

    による穿孔 213.6 0.427 0.021 0.448

    ハンドブレーカー

    による破砕 264.2 0.035 0.003 0.038

    合計 477.8 0.210 0.011 0.221

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    表 7 LV-2 室の配管の撤去に係る作業効率

    作業効率(人・時/kg) 作業効率(人・時/m) 径 重量 全長

    (B) (kg) (m) 撤去

    細断 LV-2室

    細断

    簡易

    ハウス

    梱包 合計 撤去

    細断

    LV-2室

    細断

    簡易

    ハウス

    梱包 合計

    汚染 状況

    1/8 6.7 11.4 - 0.179 - 0.027 0.206 - 0.105 - 0.016 0.121

    3/8 38.6 23.6 0.045 0.116 - 0.026 0.187 0.074 0.189 - 0.042 0.305

    1 132.7 38.2 0.088 0.062 - 0.023 0.173 0.307 0.216 - 0.081 0.604

    1 1/2 16.8 5.2 0.221 0.033 - 0.040 0.294 0.715 0.106 - 0.131 0.952

    6 103.0 5.2 - 0.124 - 0.004 0.128 - 2.462 - 0.083 2.545

    無し

    1/8 12.7 7.5 0.491 - 0.041 0.035 0.567 0.832 - 0.069 0.059 0.960

    1 36.4 8.9 0.180 - 0.028 0.018 0.226 0.735 - 0.115 0.074 0.924

    2 23.5 3.2 0.220 - 0.015 0.006 0.241 1.613 - 0.113 0.041 1.767

    6 85.4 1.9 0.101 - - 0.004 0.105 4.521 - - 0.174 4.695

    有り

    表 8 廃液貯槽 LV-2 内部の配管類の撤去に係る作業効率

    作業効率(人・時/kg) 作業効率(人・時/m) 径

    (B) 重量 (kg)

    全長 (m) LV-2

    内部 LV-2 開口部 梱包 合計

    LV-2内部

    LV-2開口部

    梱包 合計 備考

    1/8 14.2 5.8 0.020 - 0.021 0.041 0.048 - 0.052 0.100

    3/8 24.0 6.6 0.010 - 0.029 0.039 0.036 - 0.106 0.142

    1 52.8 8.9 0.016 - 0.017 0.033 0.097 - 0.103 0.200

    1 1/2 60.7 9.1 0.028 - 0.002 0.030 0.187 - 0.016 0.203

    フレキ管 40.4 34.1 0.010 - 0.007 0.017 0.012 - 0.009 0.021

    バンドソーにより

    切断

    ヒーター

    シース管 25.7 29.7 0.040 0.074 0.026 0.140 0.035 0.064 0.023 0.122

    番線カッター切断

    (遠隔)

    バンドソー切断

    (LV-2 内)

    注 1:作業効率の項目「LV-2 開口部」とは、開口部からの撤去(切断)作業を示す。

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    表 9 廃液貯槽 LV-2 胴部の開口に係る作業効率

    作業効率(人・時/kg)

    重量

    (kg) 撤去 梱包 合計

    LV-2 胴部の開口 90.8 0.089 0.019 0.108

    表 10 スラッジ除去に係る作業効率

    作業効率(人・時/kg) 作業方法 重量(kg)

    除去 梱包 合計

    遠隔でのスラッジ除去 97.6 0.092 0.021 0.113

    廃液貯槽 LV-2 内部でのス

    ラッジ除去 95.9 0.047 0.005 0.052

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    表 11 防護装備によるβ線の遮へい効果

    測定部位 外部線量

    (mSv/h)

    防護装備

    内線量

    (mSv/h)

    低減率*1

    (計算値)

    低減率*2

    (実測値)

    頭部前面 2.91 0.19 91.4% 93.5%

    頭部後面 3.24 0.67 35.9% 79.3%

    胸部前面 10.63 1.50 20.0% 85.9%

    胸部背面 8.33 1.87 20.0% 77.5%

    右手指先 6.36 1.30 42.7% 79.6%

    左手指先 10.30 0.67 42.7% 93.5%

    右足下面 11.21 99.1%

    左足下面 23.85 99.6%

    *1 :低減率(計算値):塩化ビニール及びゴム手袋・綿手袋による低減率 計算対象遮へい材

    ・頭部前面=硬質塩化ビニール板(1.5mm 厚)+ 軟質塩化ビニールシート(1.5mm 厚)+ 塩化ビニール(0.3mm 厚)

    ・頭部後面=塩化ビニール(0.3mm 厚)×2 ・胸部前背面=塩化ビニール(0.3mm 厚) ・指先=綿手袋(1 重)+ ゴム手袋(チオックス:5 重)

    *2 :低減率(実測値)=(外部線量-防護装備内線量)/ 外部線量 作業中の装備 (1)全身:エアラインスーツ(1 重)、塩化ビニール(0.3mm 厚)製スーツカバー(1 重)、酢

    酸ビニール(0.2mm 厚)製スーツカバー(2 重) (2)手部:綿手袋(1 重)、ゴム手袋(5 重) (3)頭部(水晶体):軟質塩化ビールシート(1.5mm 厚:エアラインスーツ窓部へ貼り付け) (4)足部:RI シューズ、シューズカバー(4 重)、オーバーシューズ(1 重) エアラインスー