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報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.

JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB

原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。

論文

Current status of decommissioning activities in JAEA; Second midterm plan from FY2010 to FY2014

立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09

原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に係る人工数評価式,3; 復水器等の撤去の解体工程

窪田 晋太郎; 出雲 沙理; 臼井 秀雄; 川越 浩; 香田 有哉; 南光 隆

JAEA-Technology 2014-022, 22 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-022.pdf:3.5MB

原子力機構では原子力施設の物量データ等に基づき、廃止措置計画の策定に必要なデータを評価するPRODIAコードを開発しており、評価に用いる評価式の整備を進めている。平成22年度から平成24年度に「ふげん」で実施された復水器等の解体作業に要した人工数を分析し、解体工程の作業項目について既存評価式との比較を行った。その結果、保温材の撤去、給水加熱器の撤去については、既存評価式がより規模の大きい原子炉施設にも適用できることを確認し、信頼性の高い単位作業係数が得られた。また、配管・サポートの撤去については、クリアランスのための作業に要する人工数の評価式を作製したことにより、クリアランスを伴う作業が発生しても柔軟に人工数を評価することができるようになった。復水器の撤去については、これまでデータの統計数が不足していたが、「ふげん」の複数の実績データを加えることにより統計的に意味のあるデータから単位作業係数が導出された。また、実績データに正の相関があることを確認し、人工数を一次式の評価式で評価できることが分かった。それぞれの評価式について、今後得られる実績データを追加することで単位作業係数の信頼性の向上が期待できる。

報告書

製錬転換施設の機器解体に係る人工数評価式

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎; 立花 光夫; 川越 浩; 高橋 信雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

JAEA-Technology 2014-021, 79 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-021.pdf:22.8MB

原子力機構では原子力施設の合理的な廃止措置計画を策定するために、管理データ評価システム(PRODIA)の開発を進めている。PRODIAは、過去の原子力施設の解体実績データを基に、解体作業に要する人工数等を評価する計算コードである。今回、人形峠製錬転換施設における回収ウラン転換技術開発等に使用した機器類の解体作業に対して、解体作業に要する人工数を評価するための評価式を作成した。解体作業は準備工程、解体工程、後処理工程に分けられる。準備工程に対しては作業項目、解体工程に対しては機器分類、後処理工程に対しては作業項目毎の人工数評価式で示した。今回得られた人工数評価式は、他の原子力施設、特にウラン取扱施設において廃止措置計画を策定する際に活用できる。さらに、これらの評価式のうち、適用条件が類似しているものを整理し、鋼製のプロセス機器類の解体工程に対しては単一の評価式にまとめられること、準備工程及び後処理工程に対しては作業環境に応じた包括的な評価式にまとめられることを確認した。単一の評価式を適用することにより、ウラン取扱施設における鋼製の機器類は一括して評価することができる。

報告書

クリアランスレベル検認評価システムの開発,2; クリアランスデータ管理システムの構築

窪田 晋太郎; 臼井 秀雄; 川越 浩

JAEA-Data/Code 2014-010, 84 Pages, 2014/06

JAEA-Data-Code-2014-010.pdf:19.09MB

クリアランスとは、当該物質を「放射性物質として扱う必要のないもの」として、放射線防護に係る規制の枠組みから外すことをいう。それを区分するレベルをクリアランスレベルと呼ぶ。我が国ではクリアランスレベルとクリアランスレベル検認の手順が法律・規則によって導入されており、国による確認を受けたクリアランス対象物は通常の廃棄物と同様の処理や再生利用が可能である。このような廃棄物の大部分は原子力施設の解体によって発生する。日本原子力研究開発機構ではクリアランスを支援するツールとしてクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を行っている。クリアランスに伴う測定・評価や記録の作製・保存を支援するためのツールとして、クリアランスデータ管理システム(CDMS)を開発、整備し、CLEVESの付属機能として追加した。また、原子力機構で実施したクリアランス作業のデータを登録し、CDMSによる評価結果が正しいことを確認した。今後も継続して機構のクリアランス作業にCDMSを適用することでクリアランス作業の軽減と効率化を図ることができると考えられる。

口頭

「ふげん」におけるクリアランスモニタの特性評価

窪田 晋太郎; 出雲 沙理; 立花 光夫; 川越 慎司; 東浦 則和

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センター(「ふげん」)では、クリアランスモニタを導入し、クリアランス測定の準備を進めている。そこで、クリアランスモニタの検出特性を把握するため、トレイ上の測定可能領域内のさまざまな位置に点線源を設置し、モンテカルロ輸送計算コード(MCNP5)を用いて解析計算を行った。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,1; 解体計画の概要

中塩 信行; 三村 竜二; 村口 佳典; 根本 浩一; 白石 邦生; 立花 光夫; 窪田 晋太郎; 川越 浩

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。本報告は、LV-1の原位置での解体計画の概要について述べる。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,3; LV-1の放射能インベントリ評価

窪田 晋太郎; 川越 浩; 立花 光夫; 村口 佳典; 三村 竜二; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。今回は残渣の回収・除染における除染方法の選定、除染時の作業者の被ばく線量評価に活用するため、LV-1の汚染状況の調査結果とモンテカルロ輸送計算コード(MCNP5)による解析計算からLV-1の放射能インベントリを評価し、狭隘な場所に設置されたFP含有汚染機器の解体の事前評価手順を確立した。

口頭

Decommissioning strategy and current status of decommissioning activities in Japan

村田 雅人; 片野 好章; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎

no journal, , 

2014年10月時点において、日本国内で廃止措置に着手している4基の原子力発電所(日本原電、浜岡原子力発電所1号及び2号、ふげん)及び原子力機構が実施している代表的な廃止措置施設(JRR-2再処理特研、ホットラボ、プルトニウム燃料製造施設)の状況及び廃止措置の戦略について、Asian Nuclear Prospect (ANUP2014)に報告する。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,6; LV-1内残渣の除去作業手順の評価

窪田 晋太郎; 立花 光夫; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備・機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体する原位置解体を行っており、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業を実施した。今回は残渣の除去作業の実績データを用いて、人による直接回収手順と集塵機を用いた回収手順を比較し、作業手順の有効性を評価した。

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