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芝原 雄司; 臼井 秀雄; 出雲 沙理; 泉 正憲; 手塚 将志; 森下 喜嗣; 清田 史功; 立花 光夫
日本原子力学会和文論文誌, 12(3), p.197 - 210, 2013/09
ふげん発電所の廃止措置での解体作業を対象としてPRODIAコードの適用性を検証するため、JPDRの廃止措置で得られた実績データによって作られた既存計算式を用いて、2008年にふげん発電所で行った解体作業に要する人工数を計算した。その結果、既存評価式はふげん発電所での給水加熱器の解体作業への適用性を有していないことがわった。このため、ふげん発電所での給水加熱器の解体作業の作業内容を反映した新規計算式を構築した。構築した新規計算式を用いた計算結果は、ふげん発電所の第3給水加熱器と第4給水加熱器の実績データと良い一致を示した。さらに、給水加熱器を解体するための複数の解体シナリオに要する人工数について新規計算式により計算し、解体作業に要する人工数に及ぼす解体シナリオなどの影響を検討した。
忽那 秀樹; 松森 亮*; 泉 正憲; 林 宏一; 東浦 則和
JAEA-Review 2011-025, 43 Pages, 2011/07
JAEA-Review-2011-025.pdf:2.84MB
原子力機構は、新型転換炉ふげん発電所の新型転換炉原型炉施設の廃止措置計画を平成18年11月7日に認可申請し、平成20年2月12日に認可を受けた。これに伴い、新型転換炉ふげん発電所を原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)に改組し、施設の解体撤去作業に着手するとともに、自らの廃止措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成22年9月14日に開催した第22回ふげん廃止措置技術専門委員会において発表された資料「廃止措置の状況」,「重水系機器を用いた放射性腐食性生物(CP)除染試験」,「管理データ評価システムの「ふげん」への適用」,「クリアランス制度運用に向けた準備状況」についてまとめたものである。
芝原 雄司; 立花 光夫; 泉 正憲; 南光 隆
JAEA-Technology 2011-010, 44 Pages, 2011/06
JAEA-Technology-2011-010.pdf:2.43MB
「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち、準備及び後処理工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により評価した。その結果、既存評価式による人工数の計算結果が実績データと大きく異なることを確認した。その原因について検討した結果、既存評価式で想定しているJPDRと「ふげん」との施設規模の違いによる作業領域面積の拡大が原因であることがわかった。そこで、「ふげん」に適用可能な作業領域面積に依存する評価式の見直しを行った結果、計算結果と実績データとの差が改善された。
芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努; 泉 正憲; 南光 隆
JAEA-Technology 2010-033, 42 Pages, 2010/10
JAEA-Technology-2010-033.pdf:1.02MB
「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち解体工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により計算し、既存の評価式の「ふげん」への適用性を評価した。その結果、JPDR解体の実績データから得た既存の評価式による人工数の計算結果は実績データと大きく異なった。特に、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数の計算結果はそれぞれ実績データの1.8倍、及び3.3倍となった。また、第3給水加熱器と第4給水加熱器の重量がほぼ同じであるにもかかわらず、その撤去に掛かる人工数は約2倍の違いが見られた。これらの違いについて検討し、違いの主な要因は、(1)既存の評価モデルの作業構成(粗断・細断・収納)と第3・4給水加熱器の作業構成(粗断・仮置き)が異なっている、(2)切断回数が第3給水加熱器と第4給水加熱器で異なっている、にあることから、給水加熱器の作業構成を考慮した新たな評価式を作成し、再度、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数を評価した。計算結果は実績データとよく一致し、新たに作成した評価式の妥当性を確認した。
芝原 雄司; 泉 正憲; 南光 隆; 立花 光夫; 石神 努
Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.347 - 353, 2010/10
In the Fugen nuclear power plant (FUGEN), the dismantling of equipments in the turbine building has started in 2008, and the dismantling of equipments around the reactor is scheduled around in 2015. To evaluate the management data on this dismantling of equipments around reactor appropriately, it is very important to study whether the conventional evaluation models have the applicability for FUGEN or not. The study on the evaluation models of management data for the dismantling of equipments in FUGEN is reported in this paper.
Bian, Z.*; 石井 裕剛*; 下田 宏*; 吉川 榮和*; 森下 喜嗣; 兼平 宜紀; 泉 正憲
IEICE Transactions on Information and Systems, E90-D(6), p.963 - 974, 2007/06
被引用回数：3 パーセンタイル：68.28(Computer Science, Information Systems)拡張現実感技術とは、作業対象物上にコンピュータグラフィックスによる作業情報を重ねて表示(重畳表示)させる技術で、作業員に作業の直感的理解を促すことができる。原子力発電プラントの定期検査の際にこの拡張現実感技術を用いて、作業に関連する情報を提示すれば、ヒューマンエラーの防止と作業の効率が上がると期待される。拡張現実感技術の実現に際しては、正確な位置・方向で重畳表示させるために、ユーザと情報提示対象物との位置・方向を求めるトラッキング技術が重要である。これまでマーカを用いたさまざまなトラッキング手法が提案されているが、原子力発電プラントへの適用を想定した場合、放射線の影響により、安全上作業対象物からできるだけ離れた位置の場合でもマーカの認識とトラッキング精度を確保しなければならないことである。本研究では、新たなトラッキング手法として、原子力発電所に多数存在する配管に着目し、その特徴を考慮して、配管や機器などに比較的貼りやすい縦長のラインコードマーカを開発した。本マーカを使用することで、作業対象物からの距離を遠方にしてもマーカの認識を確保できるようにした。本研究では、マーカを開発し、その評価実験を実験室で実施した。その結果、ユーザと作業対象物との距離が約10mの場合でも、約20cmの誤差範囲で認識することができ、従来のマーカよりも遠方でマーカを認識できることが確認された。
泉 正憲
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), P. 353, 2005/05
廃止措置計画の策定にあっては、計画の最適化を図るシステムエンジニアリングが重要であり、「ふげん」ではそのための廃止措置エンジニアリング支援システム(以下DEXUSという)の開発を行なっている。DEXUSは計画時の支援システムと、解体時の支援システムから構成されており、今回は解体時の支援システムついて報告する。解体時の支援システムとしては解体作業時の作業員の被ばく低減を図り、安全確実な作業実行できるように現場で支援するための「現場可視化システム」、作業工程の進捗を把握し管理するとともに、計画時の支援システムの精度向上を図るための作業実績を収集するための「作業実績収集システム」、解体作業によって発生した解体廃棄物の来歴の追跡管理するための「解体廃棄物管理システム」の開発を行っているので、その概要を報告する。
井口 幸弘; 兼平 宜紀; 泉 正憲; 藤田 道*; 大矢 清美*
JNC-TN3520 2004-001, 172 Pages, 2004/03
JNC-TN3520-2004-001.pdf:11.04MB
VRdose R5バージョンでは、線量動的評価システム(DRES)との接続が主要課題である。DRESは、ふげん発電所の線量率を詳細に計算することが可能である。シナリオ中に特別なマーカーを挿入することによって、VRdoseはDRESにモデルの変化を知らせる。その変化とは、オブジェクトの挿入、撤去、切断、移動に関するものである。すると、DRESはこれらの変化を反映し、新たに線量率を計算する。VRdoseは、シナリオ中の作業員の線量(被ばく量)計算を行う際に、再計算された線量率を使用する。線量率は、シナリオ再生及び線量計算を行う際に自動的に変換される。DRESに必要な計算方法を簡略化するために、VRdoseは特定のシナリオに関係するエリアのみの体積を提供することができ、またすべての軸に対する計算のデータ間隔を変更することができる。またDRES接続に加え、R5バージョンは、ふげんオブジェクトデータベースからモデル内のオブジェクトに関する情報を検索する。使用可能な膨大な量の情報の中から、サイズ、重量、Co-60の表面汚染に関する情報が使用される。ウィザードを使用する場合、サイズ、重量の情報は工数計算に使用される。表面汚染に関しては、汚染値に従ってオブジェクトを色づけするという新機能が備わっている。この機能は、作業員に配管やポンプなどの汚染を認識させるのに有益である。R5バージョンでは、メニュー、ボタン、メッセージ、及びその他のテキストのすべてが多国語化されている。従って、VRdoseを希望する言語に翻訳することができる。シナリオ中のプロパティ及び名前の日本語化方法も検討された。また、資料等を作製する際に役立つ、モデルの3次元図を印刷することが可能である。シナリオは、二つの方法(図式及び文章形式)で印刷することができる。その他の機能としては、ウィザードからCOSMARDへの出力、及びビューポイントの保存があげられる。マネキンは異なる防護マスクを装備し、またR5バージョンではそれぞれの核種に対して防護効果を変更することができる。特別なデータベース管理者プログラムは、VRdoseのデータベースの安全性を向上させるために開発されている。外部線量と内部核種(空気中濃度)の切り替えのような、さまざまなマイナーチェンジが行われている。
Bian, Z.*; 石井 裕剛*; 泉 正憲
no journal, ,
拡張現実感技術とは、作業対象物上にコンピュータグラフィックスによる作業情報を重ねて表示(重畳表示)させる技術で、作業員に作業の直感的理解を促すことができる。原子力発電プラントの定期検査の際にこの拡張現実感技術を用いて、作業に関連する情報を提示すれば、ヒューマンエラーの防止と作業の効率が上がると期待される。拡張現実感技術の実現に際しては、正確な位置・方向で重畳表示させるために、ユーザと情報提示対象物との位置・方向を求めるトラッキング技術が重要である。これまでマーカを用いたさまざまなトラッキング手法が提案されているが、原子力発電プラントへの適用を想定した場合、放射線の影響により、安全上作業対象物からできるだけ離れた位置の場合でもマーカの認識とトラッキング精度を確保しなければならないことである。本研究では、新たなトラッキング手法として、原子力発電所に多数存在する配管に着目し、その特徴を考慮して、配管や機器などに比較的貼りやすい縦長のラインコードマーカを開発した。本マーカを使用することで、作業対象物からの距離を遠方にしてもマーカの認識を確保できるようにした。本研究では、マーカを開発し、その評価実験を実験室で実施した。その結果、ユーザと作業対象物との距離が約10mの場合でも、約20cmの誤差範囲で認識することができ、従来のマーカよりも遠方でマーカを認識できることが確認された。
石井 裕剛*; Bian, Z.*; 関山 友輝*; 下田 宏*; 吉川 榮和*; 泉 正憲; 兼平 宜紀; 森下 喜嗣
no journal, ,
拡張現実感技術とは、作業対象物上にコンピュータグラフィックスによる作業情報を重ねて表示(重畳表示)させる技術で、作業員に作業の直感的理解を促すことができる。原子力発電プラントの定期検査の際にこの拡張現実感技術を用いて、作業に関連する情報を提示すれば、ヒューマンエラーの防止と作業の効率が上がると期待される。拡張現実感技術の実現に際しては、重畳表示を正確な位置・方向を表示させるために、ユーザと情報提示対象物との位置・方向を求めるトラッキング技術が重要である。これまでマーカを用いたさまざまなトラッキング手法が提案されているが、原子力発電プラントへの適用に関しては、あまり研究されていなかった。これまで、著者らは原子力発電プラント内での使用を前提とする新トラッキング手法として配管に貼りつけるラインコードマーカを開発し、高精度のマーカの認識率を上げてきた。本研究では、複数のカメラとジャイロセンサを併用して、トラッキングを行うハイブリッとトラッキング技術を開発し、原子力発電プラント(ふげん)で評価実験を行った。その結果、トラッキングの範囲が、従来のトラッキング手法に比べて、3倍程度拡大された。
石井 裕剛*; 下田 宏*; Bian, Z.*; 中井 俊憲*; 泉 正憲; 森下 喜嗣; 兼平 宜紀*
no journal, ,
新型転換炉ふげん発電所(以下、ふげんという)で進めている拡張現実感技術を用いて解体にかかわる情報を現場において提供する「現場可視化システム」のプロトタイプシステムを開発した。本システムの解体作業への適用性を確認するため、ふげん内にある純水装置室のイオン塔を解体する模擬的なシナリオを作成し、ふげんの現場職員数名に適用して、その有効性を評価した。結果、3D-CADを使用した解体にかかわる情報の提供は、有効であることを確認し、さらに、本プロトタイプシステム上で3D-CADデータを切断する機能やその切断した3D-CADデータを記録・保存していくことは、解体作業の工程を管理していくうえで容易かつ効率的であるということを確認した。
下田 宏*; 石井 裕剛*; 関山 友輝*; Bian, Z.*; 泉 正憲; 森下 喜嗣
no journal, ,
拡張現実感をプラント機器の保守や解体作業の支援に適用するためには、キーテクノロジーとなるトラッキング技術の開発が不可欠である。本研究では、複数のカメラとジャイロセンサを併用した新しいハイブリッドトラッキング手法を開発し、少ない数のマーカで広範囲のトラッキングを行うことを可能にした。
石井 裕剛*; 下田 宏*; Bian, Z.*; 泉 正憲; 森下 喜嗣
no journal, ,
拡張現実感を利用する際に必須の技術となるトラッキングの精度は、環境に貼り付けるマーカの配置によって大きく変化する。トラッキングを行う必要がある領域が複雑な場合や、マーカを貼り付けられる場所が制限される場合等には、人手により最適なマーカ配置を見つけることは困難である。本研究では遺伝的アルゴリズムを用いてマーカ配置の最適化を行う手法を開発し、その効果をシミュレーションにより評価した。
石井 裕剛*; Bian, Z.*; 関山 友輝*; 中井 俊憲*; 下田 宏*; 泉 正憲; 森下 喜嗣
no journal, ,
拡張現実感技術は、原子力発電所の保守作業を効率的かつ安全に実施していくために有効な技術の一つである。本拡張現実感技術を現場での保守作業へ適用させるためには、現場での作業者の位置を同定するトラッキング技術の改善,ユーザインターフェースの改善,システムの有効性の評価とさまざまな技術について検討する必要がある。著者らは、これまでの研究で、これら各種の技術課題についての解決法を検討してきた。本検討の実施状況を報告する。
下田 宏*; 中井 俊憲*; 石井 裕剛*; Bian, Z.*; 泉 正憲; 森下 喜嗣
no journal, ,
新型転換炉ふげん発電所(以下、「ふげん」という)で進めている拡張現実感技術を用いて解体にかかわる情報を現場において提供する「現場可視化システム」のプロトタイプシステムを開発した。本システムの解体作業への適用性を確認するため、ふげん内にある純水装置室のイオン塔を解体する模擬的なシナリオを作成し、被験者による実験を通して、その有効性を評価した。その結果、3D-CADを使用した解体にかかわる情報の提供は、作業員が現場の状況を把握するうえで有効であることを確認し、さらに、本プロトタイプシステム上で3D-CADデータを現場の状況に合わせて更新できる機能は、解体作業の工程を管理していくうえで利便性があるということを確認した。
泉 正憲; 森下 喜嗣; 下田 宏*; 石井 裕剛*; 中井 俊憲*; Bian, Z.*
no journal, ,
新型転換炉ふげん発電所(以下、ふげんという)で進めている拡張現実感技術を用いて解体にかかわる情報を現場において提供する「現場可視化システム」のプロトタイプシステムを開発した。本システムの解体作業への適用性を確認するため、ふげん内にある純水装置室のイオン塔を解体する模擬的なシナリオを作成し、ふげんの現場職員数名に適用して、その有効性を評価した。その結果、3D-CADを使用した解体にかかわる情報の提供は、作業員が現場の状況を把握するうえで有効であることを確認し、さらに、本プロトタイプシステム上で3D-CADデータを現場の状況に合わせて更新できる機能は、解体作業の工程を管理していくうえで利便性があるということを確認した。
泉 正憲
no journal, ,
「ふげん」は、2003年3月に運転を終了し、2006年11月に廃止措置計画を経済産業省原子力安全・保安院に申請し、2008年2月に認可を受け、廃止措置の段階に入った。「ふげん」の廃止措置は、関係法令及び指針を遵守するとともに、安全かつ確実に実施することを基本方針として、4つの期間に分けて実施していく。現在は、廃止措置の初期の段階である使用済燃料搬出期間であり、使用済燃料及び重水の搬出を実施しているとともに、放射能レベルの比較的低い施設/設備として原子炉冷却系設備の解体撤去工事を実施している。具体的には、第3, 4給水加熱器及び主蒸気管等の解体撤去工事とトリチウム除去工事等を実施しており、廃止措置計画に沿って、計画どおりに作業を進めている。また、原子炉の水中解体として、アブレイシブウォータジェット切断工法や計算コードを使用した放射能インベントリの評価方法,廃止措置エンジニアリング支援システムに関する技術開発も実施している。
泉 正憲
no journal, ,
ハルビン工程大学で開催される原子力の研究開発にかかわるセミナーにおいて「ふげん」の開発経緯,廃止措置計画の概要と現況,廃止措置における技術開発について報告する。また、中国の原子力にかかわる最新の研究開発についても意見交換する。なお、本講演会に使用する資料は、過去講演会や展示会に発表した資料をもとに作成したため、輸出管理規程に定める「該非判定」の対象とならないものである。
泉 正憲; 南光 隆; 芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努
no journal, ,
第3, 4給水加熱器室の解体作業にかかわる人工数を管理データ評価システムにより計算した。その結果、準備・後処理工程にかかわる人工数は、実績データに比べて大きな差異が確認されたため、実績データの分析を行い、結果に影響を及ぼす原因を抽出し、準備と後処理工程にかかわる人工数を算出するための最適な評価モデルの改良検討を行った。
芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努; 柳原 敏; 泉 正憲
no journal, ,
「ふげん」の平成20年度の機器撤去の実績データ(解体工程)を分析した結果、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数は、管理データ評価システムのJPDR評価モデルを用いた計算結果よりかなり低い値となった。そこで、給水加熱器の撤去に掛かる人工数の計算結果に影響を及ぼす誤差要因を抽出し、適切な評価モデルを検討した。
