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平成9年8月に発生した「ウラン廃棄物屋外貯蔵ピット問題」を契機に、旧東海製錬所における製錬事業の終了に伴い残された旧鉱さいたい積場および原料鉱石の状況、各施設の解体後の状況を調査した。この結果、事業所構内の限定された場所に埋設している残材等があることが判明したため、調査結果とその後の調査計画をとりまとめ、平成9年9月18日に「旧東海製錬所に関連する残材等の調査について」を国、関係自治体等に報告するとともに、公表した。その後、この調査計画に従って実施した結果、鉱さいや鉱石等の残材の埋設場所を特定した。また、平成10年6月に発生した「プルトニウム燃料工場屋外器材ピット問題」における廃棄物(一般器材等)保管状況の改善措置に係る水平展開として、再処理施設から発生した非放射性器材や焼却灰の処置状況等の調査についても実施した。これらの結果から周辺環境への影響の観点からも問題のないことが確認できた。, None

プルトニウム燃料第二開発室湿式回収室(F-104室)に設置している、湿式回収工程脱硝設備の解体撤去を実施した。本設備はグローブボックス12基(グローブボックス総容積107m/SUP3)からなり、過去に実施した解体撤去のうちでも設備規模が最大のものである。また、グローブボックス内の残留プルトニウム汚染が5.4 Ci/cm/SUP2と極めて高く、作業の安全確保及び作業員の放射線被ばくの防止を確実に実施する必要があった。グローブボックスの解体は昭和63年1月の室内間仕切り工事の後、非汚染物の撤去からはじめ、平成元年1月にトラブルゼロで完了した。安全確保・向上のために実施した事前放射線モニタリング、簡易フードの設置等の各種対策や技術改良が有効であったことを確認した。, None

設備解体前に実施するグローブボックス内除染方法として新たに塗膜はく離除染法を採用した。塗膜はく離除染法の概要及び結果について報告した。 プルトニウム燃料第二開発室F-104室に設置されている脱硝設備(グローブボックス容積107M3)の解体撤去作業に先立って塗膜はく離除染法による除染を行った。 除染前に実施したグローブボックス内の汚染状況は,表面汚染密度については,スミヤ法による測定で10-$\sim$104dpm/100CM2であったが,塗膜はく離除染法による除染で103$\sim$104dpm/100CM2まで除染することができた。, None

打投したコンクリートは数時間後に発熱する。放熱が少ない場合には,コンクリート内の温度が上昇し,場合によってはこれが原因でクラックが発生する。原子力関連施設ではマスコンクリートの使用が多くなり単位セメント量が多いため発熱量も大きく,場合によってはクラックの発生等が予想される。原子力施設では遮へい,気密性の要求から極力クラックの原因を取り除く必要がある。今回,プルトニウム転換技術開発施設及び再処理工場第2排気筒の建設工事において,マスコンクリートの発熱を実測する機会が得られたので,これらデータをもとに一連の熱解析,熱応力解析を試み結果をまとめた。, None