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論文

Visualization of distribution of shear stress due to water vortex flow with SSLCC

岡崎 総一郎*; 江連 俊樹; 大島 宏之; 河原 全作*; 横峯 健彦*; 功刀 資彰*

Proceedings of 10th Pacific Symposium on Flow Visualization and Image Processing (PSFVIP-10), 8 Pages, 2015/06

水中に吸込み渦が発生する体系において、壁面せん断応力分布を把握するため、せん断応力感応液晶塗布膜法を適用した可視化試験を実施した。試験の結果、壁面せん断応力は、吸込み管中心および吸込み管端部に相対する位置においてピーク値を示すことがわかった。また、試験で得られた無次元化せん断応力分布は、数値解析で得られた無次元化せん断応力分布とよく一致するとの結果を得た。

論文

Development of safety assessment code for decommissioning of nuclear facilities (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎*; 助川 武則

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.40 - 53, 2010/02

JPDR廃止措置の経験に基づいて、原子力施設の廃止措置における安全性評価コードDecDoseを開発した。本コードは廃止措置の進展に伴って変化する作業条件及び作業環境を考慮しながら、周辺公衆及び放射線業務従事者の被ばく線量を年度別に算出するものである。周辺公衆に対しては、環境に放出された放射性粉じんの吸入摂取や放射線、また、解体廃棄物からの直接線及びスカイシャイン放射線等の被ばく経路を考慮した。放射線業務従事者の外部被ばくに対しては、解体対象機器とそれ以外の機器を区分することによって、機器近傍で作業する従事者の特徴を反映した。内部被ばくについては、作業者位置における空気中放射能濃度を切断速度や排気流量等の作業条件を考慮して算出した。本コードによる計算結果は、JPDR解体プロジェクトで得られた作業従事者の外部被ばく結果と比較して、ほぼ一致した。

論文

Development of safety assessment code for decommissioning of nuclear facilities (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07

JPDRの解体プロジェクトの経験に基づいて、原子力施設の廃止措置における安全性評価コードDecDoseを開発した。本コードは廃止措置に進捗に沿って、通常作業中の周辺公衆及び放射線業務従事者の年間被ばく線量、さらには火災・爆発等の事故時における周辺公衆の被ばく線量を算出するものである。合理的な廃止措置計画の立案に加え、規制当局が行う廃止措置計画の審査において、有用なツールになることが期待される。

報告書

原子炉解体にかかわる廃止措置費用評価手法の検討; COSMARDを用いた廃止措置費用の計算

大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB

OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。

論文

Development of public dose assessment code for decommissioning of nuclear reactors (DecDose)

島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努; 柳原 敏

Proceedings of 10th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/09

申請された廃止措置計画を規制当局が迅速かつ適切にレビューできるように、廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価コード(DecDose)を開発した。本コードは、平常作業時において、年度ごとの周辺公衆被ばく線量を、作業工程に従って、被ばく経路別に一括して評価するものである。切断等の解体作業内容を考慮して大気及び海洋へ放出された放射性物質量を算出し、放射性雲,地表沈着及び食物摂取等さまざまな被ばく経路の線量を評価している。また、建屋内に一時保管されている収納容器から放出される放射線(直接放射線及びスカイシャイン放射線)についても、解体して収納された機器・構造物の放射能量に基づいて、周辺監視区域境界における線量当量率を評価している。サンプル計算の結果、本コードが原子炉施設の廃止措置中の周辺公衆被ばく線量を評価するのに有効であることが示された。

報告書

原子力発電所の廃止措置に関する施設特性と廃止措置費用に及ぼす影響評価

水越 清治; 大島 総一郎; 島田 太郎

JAERI-Tech 2005-011, 122 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-011.pdf:13.25MB

原子力発電所の廃止措置における解体計画や廃棄物管理計画の観点から米国原子力規制委員会(NRC)が作成したNUREG報告書の110万KWe級参考原子力発電所の機器・構造物重量や放射能特性等の廃止措置に関する基本データを分類,整理し、国内商業用原子力発電所やJPDRと比較,検討した。その結果、参考原子力発電所(BWR)の機器・構造物重量データは国内商業用原子力発電所(BWR)に比べて放射性機器・構造物重量で約28,000トン、非放射性の建屋構造物重量で約124,000トン少ないこと、また、これらの重量の差異が廃止措置費用のおもに解体撤去費用に影響していることが明らかになった。さらに、参考原子力発電所のコンクリートの元素組成割合は放射化に影響を及ぼすB, Ni, Nb等の元素組成割合が国内商業用原子力発電所(PWR)やJPDRとの間で1桁以上の差異があること,これらの元素組成割合の差異は放射能濃度で2$$sim$$3倍程度の差異となり、廃止措置費用のおもに、輸送,処分費に影響を及ぼすことが明らかになった。

報告書

原子炉施設の廃止措置計画策定および管理のための計算システムの開発; 作業構成の簡易化と作業難易度が管理データに及ぼす影響の検討(受託研究)

大島 総一郎; 助川 武則; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-086, 83 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-086.pdf:5.23MB

原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を用いて、JPDR解体作業に関するプロジェクト管理データ(人工数,被ばく線量等)の計算を行い、計算値と実績値とを比較することにより、COSMARDの妥当性について検討した。また、準備作業と後処理作業の難易度を変更した計算に容易に対応できるよう、作業構成の設定方法やデータベースの構成を改良するとともに、切断・収納作業の各種作業条件に対する感度解析を試みた。この結果、実際の解体作業に対応した条件が容易に設定できること,計算結果と実績値が比較的良く一致することなどによりCOSMARDの妥当性が確認できた。また、解体作業における切断速度、準備作業と後処理作業における難易度は、各々$$pm$$30%の範囲で人工数の変動に影響することなどが明らかになった。

論文

原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システムの開発; 東海発電所の解体作業に関するプロジェクト管理データの試算

柳原 敏; 大島 総一郎; 助川 武則; 田辺 憲男*; 高谷 純一*; 木内 喜雄*; 横田 修一*

日本原子力学会誌, 43(5), p.493 - 502, 2001/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.17(Nuclear Science & Technology)

原子炉施設の廃止措置計画の立案・検討に役立てることを目的に、動力試験炉(JPDR: Japan Power Demonstration Reactor)の解体作業データを分析して廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)用データベースとして整備し、プロジェクト管理データ(人工数、作業者被ばく線量等)の計算を可能にした。さらに、本計算システムを用いて、我が国の商業用原子力発電所として初の解体撤去が予定されている東海発電所を対称としたプロジェクト管理データを計算した。この結果、東海発電所の解体作業の特徴を明らかにするとともに、開発した計算コード及びデータベースが原子炉施設の廃止措置の計画検討に適用できることを確認した。

報告書

原子力施設の解体作業に関する管理データ計算モデルの開発(受託研究)

助川 武則; 大島 総一郎; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-005, 65 Pages, 1999/02

JAERI-Data-Code-99-005.pdf:3.5MB

JPDRの解体作業データの分析結果に基づき、基本となる作業ごとに単位作業係数(例:機器重量と作業人工数の関係)を整理し、種々の解体作業に対して適用可能な計算モデルを整備した。また、解体作業は基本となるいくつかの作業が繰り返して行われることから、より効率よく計算モデルが適用できるよう代表的な作業構成を作成した。これらの計算モデルや作業構成を原子炉デコミッショニング管理のための作業コードシステム(COSMARD)に適用することにより、原子力施設の解体に関する管理データを精度よく予測することが可能となった。

口頭

廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価プログラムの開発,4

島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努

no journal, , 

参考原子力発電所の廃止措置に対し周辺公衆の被ばく線量評価を実施した。参考BWR(100万kWe級)の機器・構造物データ約1200点を整理して評価対象とした。また、敷地及び気象に関するデータはJPDRのデータを採用した。さらに、各評価点の海水中の放射能濃度は、海洋における希釈及び拡散を考慮した。10年の冷却期間の後、5年間で解体撤去するケースを想定した。適用する解体工法はJPDR解体実地試験と同様に水中を主体とした。また、比較のため、同様の冷却・解体期間で、対象物すべてを気中で解体し、作業環境へ粉じんが多量に飛散するケースも計算した。海洋における拡散効果を考慮したため1年度には農作物摂取経路が支配的となり、内部被ばく線量は10.7$$mu$$Svで、C-14大気放出量3.8$$times$$10$$^{12}$$Bqが寄与した。水中で切断しても材料中のC-14がすべてガスとして作業環境中へ放出され、その後もフィルタを通過するためである。事故時には局所フィルタ等の火災時で4.9$$mu$$Svが最大であった。一方、すべてを気中で切断する場合、平常時は5.4$$mu$$Svと水中切断に比べやや低下するが、事故では同様の事象時に1.4mSvと3桁程度高くなった。これは平常時において気中で切断するため、飛散する粉じん量が多く、フィルタに蓄積されるCo-60量が3桁高くなり、事象の発生及び拡大によってそのすべてが大気放出されるためである。大型原子力発電所は、その物量及び内蔵放射能量が非常に大きいため、リスクを低減するためにフィルタ蓄積放射能量で管理することが適切であると考えられる。

口頭

廃止措置における従事者被ばく線量評価コードの開発

島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置における放射線業務従事者の被ばく線量を評価する計算コードを開発した。評価にあたっては、適用工法や収納容器の大きさ等の情報から、解体作業に要する作業時間や、作業環境に飛散する放射性粉じん量を算出して、空気中放射能濃度を評価するとともに、職種別の作業位置の相違を考慮して、適切な線量率を与えるなど、解体作業の特徴を反映した。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象とした切断作業時の放射性粉じん飛散率評価

高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一; 伊東 岳志; 助川 武則; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置においては、施設の解体作業に伴う周辺公衆への被ばく線量評価が必要であり、原子力機構では評価に必要なパラメータの整備を進めている。既往のデータとしては「廃止措置工事環境影響評価ハンドブック第3次版(以下、ハンドブック)」が整備されているが、コールド試料を対象に実施した試験をもとにしているデータが大部分であり、これをもとに保守的な値がまとめられている。そこで、本研究では、ホット試料を対象に機器解体時の環境影響評価にかかわるデータを取得し、ハンドブックのデータと比較・検証し、安全評価のためのデータとして再整理することとしている。平成19年度は、ホット試料としてJPDR解体廃棄物の中から放射化金属配管及び汚染金属配管を選択し、エアプラズマ切断機を用いて切断試験を実施し、放射能基準での放射性粉じんの飛散率を取得した。また、得られたデータと既存データとの比較も行った。

口頭

原子力施設の廃止措置における被ばく線量評価プログラム(DecDose)の開発

島田 太郎; 大島 総一郎; 助川 武則

no journal, , 

廃止措置にあたっては安全確保が第一に重要であり、計画段階での被ばく線量評価が必要となるが被ばく線量を総合的に評価するコードが現状整備されていない。そのため、平常時及び事故時の周辺公衆被ばく線量、並びに作業者の外部・内部被ばくを総合的に評価できるコードの整備を行った。平常時に関しては、作業環境中に放出される放射性物質量,作業環境中に飛散する放射性物質のうち周辺環境に放出される放射性物質量を評価するための計算方法及び評価モデル式等を導入した。また、事故時については、廃止措置における解体作業の内容を分類し、事象が発生する場合に、作業条件に応じて進展する現象をイベントツリー等によって検討し、フィルタ等に蓄積される放射性核種量に関し、ソースタームの計算モデルを導入した。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験,2; 放射性粉じんの粒径分布と飛散メカニズムの検討

高村 篤; 島田 太郎; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置を計画・実施するにあたっては、施設解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となるコード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率について検討した。JPDR解体廃棄物(放射化金属配管及び汚染金属配管)の切断試験を実施して、放射性粉じんの粒径分布,放射能量等のデータを取得するとともに、放射化と汚染による粉じん発生のメカニズムについて考察した。粉じんの粒径分布と放射能量の比較から、0.1$$mu$$m程度の小粒径側に放射能が濃縮される傾向があることを明らかにするとともに、比放射能の粒径依存性はCo-60とNi-63に違いがないことを確認した。また、今回の試験では内面が汚染した配管を外側より切断したが、汚染金属から気中へ移行する放射性粉じんの粒径は放射化金属のそれより大きく、放射性粉じんの発生メカニズムの違いが示唆された。放射性粉じんの発生メカニズムを推察するとともに、メカニズムを解明するための具体的な課題を抽出した。

口頭

JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験,1; 放射性粉じん飛散率の評価

島田 太郎; 高村 篤; 大島 総一郎; 宇野 祐一; 軍司 操一*; 伊東 岳志; 助川 武則; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置を計画実施するにあたっては、施設炉解体撤去時における周辺公衆の被ばく線量を評価して、安全性が確保できることを事前に確認しておくことが必要である。そのため、原子力機構では、被ばく線量評価に必要となる計算コード及びパラメータの整備を進めている。本研究では、原子炉施設廃止措置時における大気放出経路を対象とした被ばく線量評価において重要なパラメータである切断作業時の放射性粉じんの飛散率を、実機を用いた切断試験によって取得するとともに、これまでおもに非放射性材料を用いて蓄積されてきた既存データの妥当性について検討した。原子力機構に保管廃棄中のJPDR解体廃棄物のうち放射化金属配管及び汚染金属配管を対象としてエアプラズマによる気中切断試験を実施し、切断時に飛散する放射性粉じんの移行挙動にかかわる各種データを取得した。放射化金属についてのCo-60及びNi-63粉じんの飛散率は0.002-0.01であった。この値は、既存のデータを合理的に説明できる範囲で一致することを確認した。汚染金属についての放射性粉じんのCo-60飛散率は0.4以内でばらついたが、既存のデータ0.7の保守性を支持する結果が得られた。

口頭

廃止措置終了後の敷地解放のための環境モニタリングデータの有効性の検討

助川 武則; 島田 太郎; 宇野 祐一; 大島 総一郎; 伊東 岳志; 高村 篤; 田中 忠夫; 中山 真一

no journal, , 

原子力施設の廃止措置終了後の敷地を解放しようとする場合、施設の操業及び廃止措置に起因し、敷地に残存する放射性物質が、ある基準値以下であることを確認することが必要である。そのためには、あるエリアが履歴情報から放射性物質の影響を受けていない領域(非影響領域)であるかどうかを判断して、区分することが合理的であると考えられる。原子力施設の敷地内及び周辺では、事業者及び周辺自治体によって継続的あるいは定期的に環境モニタリングが実施され、蓄積されたデータは公開されている。本検討では、東京電力福島第一及び福島第二原子力発電所の環境モニタリングデータを参考に、発電所敷地内のエリアが非影響領域であると判断するための情報となり得るかどうかを検討した。ダストモニタの検出目標レベルのCo-60がモニタ周辺の空気中に常時存在し、40年間に渡って土壌に蓄積したと仮定すると、表層濃度は0.0045Bq/gになると試算された。この値は、例えばドイツの濃度基準0.03Bq/g(敷地を無条件解放する場合の土壌に残存するCo-60濃度)と比較して有意な差があり、ダストモニタによるモニタリングデータが非影響領域の判断に有効であることがわかった。一方、モニタリングポストでの空間線量率データについては、基準(例)を下回るような濃度に対応できず、非影響領域の判断には不十分であることがわかった。

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