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論文

OECD/NEAにおける廃止措置に関する最近の活動状況

柳原 敏

デコミッショニング技報, (28), p.2 - 9, 2003/10

欧米の原子力先進国ではさまざまな原子力施設の廃止措置活動が進められている。このような状況を背景に、OECD/NEAでは廃止措置に関するさまざまな課題を取り上げ、課題解決に向けた検討を進めている。廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画では、廃止措置プロジェクトの技術課題を中心に情報交換が行われ、廃止措置と解体に関する作業部会では、廃止措置の規制,廃止措置作業の実施,技術開発に関する検討が行われている。また、廃止措置費用の評価,規制の経験に関する検討が行われ報告書が公開されている。このようなOECD/NEAの活動はわが国の原子力施設の廃止措置を安全で効率的に実施するうえで有用である。本報告はOECD/NEAの廃止措置に関する最近の活動状況をまとめたものである。

論文

原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システムの開発

柳原 敏

日本原子力学会誌, 44(10), p.734 - 737, 2002/10

日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉(JPDR)の解体撤去では、作業に要した人工数,作業者被ばく線量,廃棄物発生量,適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い、また、それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め、原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システム(COSMARD)を開発した。本稿はCOSMARD開発経緯,その概要,将来の展開等を記述したものであり、廃止措置の技術開発,解体作業の分析,COSMARDの開発,今後の展開,環境問題の解決に向けて、などから構成される。

報告書

大型槽類遠隔解体装置のモックアップ試験(受託研究)

明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-025.pdf:4.73MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。

報告書

廃棄物処理処分開発棟における放射線施設廃止措置について

武部 愼一; 古宮 友和

JAERI-Tech 99-068, p.46 - 0, 1999/09

JAERI-Tech-99-068.pdf:2.25MB

廃棄物処理処分開発棟は昭和49年に設置され、海洋投棄処分に関する安全性試験研究等に使用されてきたが、施設の老朽化が問題となり、放射線施設としての廃止措置を行った。当施設は比較的小さな放射線施設であるが、今後予想される放射線施設の廃止措置並びに施設設備等の解体計画等の参考とするため、これら廃止措置にかかわる計画、放射線施設の汚染検査及び放射能測定、放射性廃棄物発生量の予測と実際、実施した作業内容、安全対策、最終汚染確認検査の方法、並びに当施設の廃止措置にかかわる経費等について報告するものである。

論文

原研電子リニアックの解体と誘導放射性核種の測定

遠藤 章

保健物理, 34(2), p.161 - 165, 1999/00

原研東海研の電子リニアック施設で行われた加速器の解体作業と、誘導放射性核種の測定について述べる。加速器の性能、利用状況等の施設の概要、解体作業にかかわる手順、従事人数、作業期間、廃棄された放射化物の量等をまとめた。また、コンクリート遮へい体及び加速管の誘導放射性核種の測定データをもとに、生成核種の分布の特徴について検討を行った。約30年間、定常的に運転された加速器施設における解体作業の経験及び誘導放射性核種に関する測定データは、ほかの加速器施設の解体、大型加速器施設の設計において参考になるものと考えられる。

口頭

拡張現実感技術を使用した施設解体のための支援システム

泉 正憲; 香田 有哉

no journal, , 

本システムは施設等の解体撤去工事に係る解体撤去物の運搬や仮置きの状況を拡張現実感技術を使用して視覚的にシミュレーションし、作業計画や作業要領の立案・検討を支援するものであり、解体撤去物の運搬や仮置きのイメージを視覚的に検討することが可能であるとともに、狭隘部における運搬に際し、その環境下での干渉状況を把握することが可能である。

口頭

廃止措置段階の原子力発電所におけるリスク評価手法の開発,1; リスク評価の全体像と起因事象の選定

島田 太郎; 笹川 剛; 三輪 一爾; 高井 静霞; 武田 聖司

no journal, , 

廃止措置中における原子力規制検査において、リスクに応じて検査の対象とする解体対象機器や作業工程を選定できるように、廃止措置中の原子力発電所を対象とした事故時公衆被ばくリスク評価手法の開発が必要である。廃止措置中は、運転中と異なり、事故時に放出される可能性のある放射能汚染が解体作業の進展に伴って空間的・時間的に変動するという特徴がある。本研究でリスクとは、事故の発生確率と事故時公衆被ばく線量の積で表される被ばくリスクと定義し、評価手法の構築に着手した。本報告では、はじめに、廃止措置段階での解体作業の特徴を踏まえた事故時の被ばく線量評価と発生確率を評価するリスク評価の全体像を構築した。また、廃止措置及びそれに類する定期検査作業時のトラブル事象の事例を調査した結果、解体作業特有の溶断による切断作業時の火災に関連する事例が多く見られた。これらの調査結果をもとに、故障モード影響解析(FMEA)等の品質工学的手法を用いて人的過誤による起因事象を選定し、事故シーケンスごとの線量と発生確率を評価するため、それらの起因事象に対し緩和策の失敗により事象が進展するとしてイベントツリーを作成した。

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