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論文

原子力分野における知識マネジメントの適応

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉

知識共創(インターネット), 8, p.IV2_1 - IV2_12, 2018/08

原子力知識マネジメント(NKM)は2002年にIAEAが組織力の強化という文脈で原子力知識の重要性を勧告したことから始まる。IAEAの提案するNKMに対しては理論的な側面は十分に検討されていない点や、主要な概念や手法などが十分に定義されておらず科学的な一貫性が欠如しているという指摘がある(Kanke 2016)。例えば、原子炉施設のライフサイクルには設計、建設、運転、廃止(措置)がある。NKMというアイデアは、炉の情報・歴史を保存、次の炉での活用、廃止措置段階で過去情報へのアクセス、課題解決や新しい知識の創造といった側面で有効に機能するであろう。しかし、2002年当初は原子力知識の強化という文脈であり、そこに管理(management)という文脈を付加したような情報管理に傾注する傾向があり、KMという知識の創造が十分に研究されていない。また、Kankeが指摘するように理論的側面には議論の余地が多く残されている。本研究ではKM分野の学術の裾野の拡張を射程とし、今後の原子力分野における知識マネジメントの位置づけを明確化することでNKMを発展させることを目的に、システム科学的な視点で検討すべき課題を整理及び同定し、NKM研究の議論を深める。

論文

Research concept of decommissioning knowledge management for the Fugen NPP

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

2002年、IAEAは原子力の知識、技術、応用の強化の重要性について言及した。この背景には原子力に係わる職員の高齢化や原子力を学ぶ場の減少が指摘されている。こうした中、原子力知識マネジメント(NKM)と呼ばれる新しい研究分野が立ち上がり、原子力知識や情報の管理としてデータベースの開発が進められている。一方、日本の原子力施設では、運転経験者の退職やそれによる知識・技能の喪失が指摘されている。そこで、本研究では、過去の情報・知識を利用するためのプロトタイプ・データベースシステムを提案する。廃止措置の完了例は、日本ではJPDRが1件のみであり事例は多くはない。そのため大型水炉として初の事例である「ふげん」を対象とする。本研究のプロトタイプ開発から、過去のデータを準備するだけでは十分でない点を指摘した。これは、どのような情報を収集すべきか、そしてそれをいかにして活用すべきか、といった点に関して議論が十分になされていないためである。つまり、既存の情報の活用として運転時代の知識は重要であるものの、廃止措置はそれとは異なるタスクであり、収集された情報をそのまま使用することは必ずしも適切ではないのである。

論文

「ふげん」廃止措置の現状

北村 高一; 忽那 秀樹; 松嶌 聡; 香田 有哉; 岩井 紘基

デコミッショニング技報, (51), p.2 - 10, 2015/04

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、平成20年2月に新型転換炉原型炉施設(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉)の廃止措置計画の認可を受け、それ以来、廃止措置作業に精力的に取り組んできている。放射能レベルが比較的低い施設の解体として、タービン設備の解体撤去工事を進め、様々なデータを蓄積してきている他、重水抜き出し及びトリチウム除去並びに重水の搬出等を安全かつ合理的に実施してきている。また、クリアランス制度の運用準備や原子炉本体の解体工法等の研究開発も同時に進めている。廃止措置を実施しながら、地元産業界や地元大学との共同研究等の連携に努めている他、国内外の関係機関とも情報交換を継続的に実施している。

報告書

低レベル放射性廃棄物管理計画書

北村 高一; 林道 寛; 長谷川 信; 下村 敦彦; バックエンド推進部門バックエンド推進室

JAEA-Technology 2012-008, 57 Pages, 2011/11

JAEA-Technology-2012-008.pdf:1.47MB

本「低レベル放射性廃棄物管理計画書」(以下、「本計画」という)は、原子力機構において保管している放射性廃棄物及び今後発生する放射性廃棄物について、発生から保管,処理,処分に至るまでの総合的な管理計画をとりまとめたものである。本計画のとりまとめ及び改訂にあたっては、平成17年10月に原子力委員会が策定し閣議了解された原子力政策大綱において示されている方針をもとに、これまでの国及び関係機関による安全規制・基準等の策定や処分制度の整備の進捗等を踏まえつつ、安全の確保を前提として、合理的な放射性廃棄物の処理・処分が行えるように留意した。これまでに本計画を進めてきた過程で摘出された課題についても整理を行い、これらを順次解決しながら原子力機構の研究開発や事業計画へ反映していく計画とした。今後は本計画に基づき、放射性廃棄物の処理・処分に向けての具体的な作業を進め、技術開発の成果,国による処分の制度化や法整備の進捗等に応じて、適宜、本計画の改訂を図る等柔軟に対応していくものとする。

論文

Decommissioning program for ATR-FUGEN nuclear power station

佐野 一哉; 北村 高一; 手塚 将志; 水井 宏之; 清田 史功; 森下 喜嗣

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

新型転換炉ふげんは平成15年3月29日に運転を終了し、その後は安全かつ合理的な廃止措置の実現に向け、廃止措置の準備及び必要な技術開発を進めるとともに、改訂された原子炉等規制法に基づく初めてのケースとして国に対して廃止措置計画の認可申請を行い、平成20年2月12日に認可を取得した。本発表では、「ふげん」の廃止措置計画について、廃止措置の期間を、(1)使用済燃料搬出期間,(2)原子炉周辺設備解体撤去期間,(3)原子炉本体解体撤去期間,(4)建屋解体期間の4つの期間に区分して進める解体計画の概要,放射性廃棄物量の評価や廃止措置時の安全評価の概要等について報告する。

論文

「ふげん」廃止措置のための残存放射能量の評価

北村 高一; 林 宏一; 森下 喜嗣; 丹治 和拓*

放射線, 34(1), p.53 - 63, 2008/01

廃止措置を実施していくにあたっては、施設の残存放射能量を可能な限り精度よく評価したうえで、公衆の被ばく線量や放射性廃棄物の発生量等の安全性評価を実施し、適切な解体撤去方法・手順等に反映していくことが重要である。「ふげん」は、一般軽水炉と異なる原子炉構造であり、施設内の放射能量を推定する知見が比較的少ないことから、放射化量評価においては、原子炉運転中の段階から取得した数多くの中性子束分布や試料採取による実測データと解析値との比較評価をし、解析値の妥当性を検証すること、汚染量評価においては試料採取のほか、記録による汚染履歴調査等の幅広い調査等を反映して評価することが必要である。「ふげん」がこれまでに実施してきた廃止措置のための残存放射能量の評価手順及び結果について報告する。

論文

ふげん発電所におけるトリチウム管理

北村 高一; 北端 琢也; 松嶌 聡

プラズマ・核融合学会誌, 78(12), p.1313 - 1318, 2002/12

ふげん発電所におけるトリチウム内部被ばく線量及びトリチウム放出量は、重水中のトリチウム濃度が年々上昇しているにもかかわらず、今までに実施されてきた設備上の漏洩対策及び作業管理により十分低い値に抑えられている。今回はこれまでに開発・改良を進めてきた測定技術、防護具、作業管理方法等について紹介する。

論文

「ふげん」におけるトリチウム管理

松嶌 聡; 北端 琢也; 川越 慎司; 北村 高一; 鈴木 和也; 林 省一; 羽田 孝博

サイクル機構技報, (11), p.81 - 91, 2001/06

約20年間の運転のなかで確立してきた「ふげん」のトリチウム管理の実績として、トリチウムの測定技術、放射線管理、内部被ばく管理、放出管理等について、サイクル機構技報で発表する。

報告書

「常陽」制御棒駆動機構上部案内管の線量当量率測定と評価

茶谷 恵治; 北村 高一; 飯沢 克幸; 枡井 智彦*; 長井 秋則; 鈴木 惣十; 金城 勝哉

PNC-TN9410 92-186, 63 Pages, 1992/06

PNC-TN9410-92-186.pdf:1.64MB

大型炉設計での研究課題の1つでる炉心上部機構引抜き用キャスクの遮蔽厚の検討に反映させることを目的として,第9回定期検査時に交換した「常陽」制御棒駆動機構の上部案内管(UGT)の線量当量率の測定とUGT洗浄廃液の核種分析を行った。これにより,下記に示す測定評価結果が得られた。(1)UGTのナトリウム洗浄前後の線量当量率分布は,UGT下部(炉心中心側)からナトリウム接液面にかけて同じ軸方向減衰傾向を示し,放射性腐食生成物(CP)の全線量当量への寄与は無視できる。(2)UGTの内部構造を考慮して評価した線量当量率の相対分布は,UGT下部からナトリウム接液面までの距離で約4桁の減衰を示す。相対分布は,MK-I性能試験時に測定された核分裂計数管(235U)による中性子分布の相対分布とステライト肉盛された箇所を除いて良く一致する。(3)線量当量率測定値から算出した減衰率と2次元輸送計算コード"DOT3.5"により算出した全中性子束の減衰率は,約4桁の減衰に対してファクター3以内で一致し,"DOT3.5"により測定値を再現できることを確認した。(4)UGT洗浄廃液の核種分析結果と洗浄廃液量から推定した付着CP量は,180MBqであり,60Coが92%を占める。この結果は,高速炉CP挙動解析ード"PSYCHE"による予測値とファクター2以内で一致する。

報告書

安全管理部 技術開発中期計画-WG活動報告書-

桜井 直行; 石田 順一郎; 小泉 勝三; 飛田 和則; 北村 高一; 野村 紀男

PNC-TN9080 91-002, 31 Pages, 1990/12

PNC-TN9080-91-002.pdf:0.6MB

大洗工学センター安全管理部では、当部の現在かかえている問題点を解決し、今後の役割について検討を行うとともに、我々が実施すべき研究開発項目を明確にするため、安全管理部中期計画作成W/Gを1990年7月に組織した。本W/Gは約半年間にわたり安全管理部の現状認識と、今後の対応、改善策について幅広い角度から検討した。本計画書の内容は、「現状認識」、「計画の立案一重点項目の検討」より構成されている。検討に当たっては、1985年に東海事業所で作成された「安全管理部中長期計画」を参考とした。今後の安全管理部の発展を期待し業務を遂行するうえで、本資料を参考にしていくものとする。また、本計画は今後とも定期的に見直しを行う必要があるとともに計画の進捗度を常に点検し確認することが肝要である。

口頭

「ふげん」放射化量計算へのモンテカルロ・コードの適用性研究

北村 高一; 丹治 和拓*; 森下 喜嗣; 林 宏一; 畦倉 和雄*; 内藤 俶孝*

no journal, , 

モンテカルロ・コードMCNPを用いて新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」とい)の原子炉廻りの中性子束及び核種の反応率を計算し、炉心内物質の原子数密度を体積平均した均質炉心モデルと、カランドリア管構造を考慮した非均質炉心モデルの結果を比較し、計算手法の適用性を評価した。

口頭

「ふげん」放射能インベントリ評価,12;「ふげん」用ORIGEN-2放射化量評価システムの開発

北村 高一; 丹治 和拓*; 森下 喜嗣; 林 宏一; 山口 勝義*; 斉藤 邦義*

no journal, , 

新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という)の解体廃棄物の放射化放射能計算のため、「ふげん」用にORIGEN-2を適用した放射化量評価システム(以下ふげん用ORIGEN-2という)を開発し、「ふげん」の運転中に測定された放射化量と比較し、評価システムの妥当性を検証した。

口頭

「ふげん」放射化量計算へのモンテカルロ・コードの適用性研究,2

北村 高一; 森下 喜嗣; 林 宏一; 丹治 和拓*; 畦倉 和雄*; 内藤 俶孝*

no journal, , 

新型転換炉ふげん発電所の廃止措置を安全かつ合理的に実施するためには、原子炉廻りの放射化量を精度よく評価しておくことが重要であり、原子炉廻りの放射化量を評価するための中性子束評価手法の信頼性向上,高度化を目的としてモンテカルロコードの適用性研究を行っている。これまでの研究において、ふげんの炉心構造をモデル化して計算を行い、炉心廻りの評価において本コードが適用できる見通しを得ているが、今回、原子炉本体から離れた場所においても精度よく計算できるよう検討を行ったのでその結果について報告する。

口頭

コンクリート中炭素-14の除去技術の開発

北村 高一; 林 宏一; 森下 喜嗣; 村上 一夫*; 難波 治之*; 松尾 浄*

no journal, , 

新型転換炉ふげん発電所において、コンクリート中に浸透した炭素-14の除染技術を確立していくにあたり、コンクリート中の炭素-14濃度測定等の分析・調査を行い、炭素-14のコンクリートへの浸透汚染状況を確認するとともに、その浸透汚染メカニズムの推測及び合理的な除染方法の検討を行った。

口頭

「ふげん」廃止措置へのレーザ除染の適用性評価試験

林 宏一; 中村 保之; 北村 高一; 吉川 博雄*; 風間 正彦*

no journal, , 

一般産業界の金型クリーニングや塗装剥離等に広く用いられるようになってきているレーザ技術の除染への適用可能性を検討するため、放射能で汚染した材料を用いて除染試験を行った。試験結果から、汚染形態や対象物の形状等を考慮することで、適用可能な見通しを得た。

口頭

「ふげん」廃止措置のための残存放射能量の評価

北村 高一; 林 宏一; 丹治 和拓*; 森下 喜嗣

no journal, , 

「ふげん」廃止措置を安全・確実に実施していくにあたり、発生する放射性廃棄物量の評価,公衆の被ばく線量等の安全評価を実施することが求められており、その基礎データとなる原子炉施設内の残存放射能量を可能な限り精度よく評価しておくことが重要である。「ふげん」がこれまでに実施してきた廃止措置のための残存放射能量の評価手順及び結果について報告する。

口頭

原子炉圧力管の水中熱的切断時の粉じん挙動試験

林 宏一; 北村 高一; 森下 喜嗣; 重田 達雄*; 安 隆己*

no journal, , 

新型転換炉原型炉施設「ふげん」は、原子炉本体の水中解体を予定しているが、原子炉構造材に用いられているジルコニウム合金(圧力管及びカランドリア管)の水中切断時における粉じん挙動に関する知見が少ない。そのため、原子炉解体時の環境影響評価の基礎データ取得を目的としてジルコニウム合金等のコールド材料を用いて水中熱的切断試験を実施し、粉じん挙動について評価した。

口頭

「ふげん」におけるクリアランス検認評価手法確立のための検討

北村 高一; 林 宏一; 森下 喜嗣; 坂下 章*; 木野 健一郎*

no journal, , 

「ふげん」では、廃止措置においてタービン系機器を解体していくにあたり、当該機器をクリアランスしていくことを予定している。その準備として、「ふげん」の汚染形態に応じたスケーリングファクタの設定等の放射能濃度評価方法等、クリアランス検認手法を確立しておく必要がある。「ふげん」がこれまでに実施してきたクリアランス検認手法確立のための放射能濃度の分析・評価結果、検認手法確立にあたっての課題及び今後の計画について整理した。

口頭

Technology development for decommissioning in FUGEN and current status

北村 高一; 佐野 一哉; 中村 保之; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 羽田 孝博; 手塚 将志

no journal, , 

実用規模水炉の日本国内初の廃止措置として、ふげんの廃止措置が2008年にスタートした。ふげんの廃止措置は4つの期間に分けて段階的に進め、2028年に終了する予定である。現在は比較的汚染レベルの低いタービン系機器の解体に着手している。ふげんは一般の軽水炉と異なり、炉心構造が狭隘複雑となっていること、減速材に重水を使用していることから、廃止措置を安全に進めていくために、原子炉本体解体の技術開発、重水系機器のトリチウム除去技術開発等を行っている。本報告では、原子炉解体の技術開発の検討においてアブレイシブウォータージェットを切断技術の一つとして進めている検討状況や、重水系からのトリチウム除去のための試験,炭素-14の汚染状況調査等についておもに紹介する。

口頭

「ふげん」のクリアランスにかかわる測定方法及び評価,1; 汚染状況の調査結果による適用性検討

林 宏一; 毛利 直人; 北村 高一; 佐野 一哉

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センターにおける各施設の代表箇所から汚染試料を採取して核種分析を行い、当面のクリアランス対象としているタービン設備の残存放射能濃度が、放射能減衰及び除染(DF100)を考慮することでクリアランスレベル以下であることを確認した。また、取得したデータからクリアランス対象物の放射能濃度の評価方法に必要な平均放射能濃度,核種組成比を設定し、クリアランスへの適用性について検討した。

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