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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。

論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

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。

論文

原子力施設の廃止措置における大型機器解体シナリオの最適化に関わる検討; プロジェクト管理データ評価システムの「ふげん」廃止措置への適用性の評価結果に基づく検討

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。

論文

Development of evaluation models of manpower needs for dismantling the dry conversion process-related equipment in Uranium Refining and Conversion Plant (URCP)

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 立花 光夫; 森本 靖之; 高橋 信雄; 徳安 隆志; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/09

 パーセンタイル:100

In Uranium Refining and Conversion Plant (URCP), the dry conversion process of reprocessed uranium and others had been operated until 1999, and the equipment related to the main process was dismantled from 2008 to 2011. Actual data such as manpower for dismantling were collected during the dismantling activities. In this paper, evaluation models were developed using the collected actual data on the basis of equipment classification considering the characteristics of uranium handling facility. Additionally, a simplified model was developed for easily and accurately calculating the manpower needs for dismantling dry conversion process-related equipment. It is important to evaluate beforehand project management data such as manpower needs to prepare an optimized decommissioning plan and implement effective dismantling activity. The models described in this paper are widely applicable to other uranium handling facilities.

論文

Analysis of dismantling activities of rotary kiln for benchmark tests

立花 光夫; 出雲 沙理; 杉杖 典岳; Park, S.-K.*

DYNATOM (Internet), 2013(4), p.31 - 35, 2013/04

原子力機構(JAEA)は製錬転換施設を、KAERIはウラン転換施設を有している。これらの施設は、その役割を終え廃止措置を進めている。また、各組織は最適な廃止措置計画の作成及び効率的な解体作業を実施するために廃止措置エンジニアリングシステムの開発を進めている。そこで、双方の廃止措置エンジニアリンクシステムを検証するためにベンチマーク試験を開始した。本論文は、JAEA及びKAERIが有するロータリーキルンの解体作業について手順や実績データを比較した結果とJAEAによる管理データの計算結果について述べる。

報告書

再処理特別研究棟の廃止措置; グローブボックス群の解体作業に関する管理データの分析,1

村口 佳典; 金山 文彦; 臼井 秀雄; 出雲 沙理; 立花 光夫

JAEA-Technology 2012-035, 69 Pages, 2012/12

JAEA-Technology-2012-035.pdf:4.96MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、平成8年度より湿式再処理試験等に使用した設備・機器等の解体作業を実施している。解体作業では、解体廃棄物及び解体用資機材の仮置き場所を確保するため、本体施設に設置されたグローブボックス及びフード等を優先的に解体した。このうち、本体施設232号室には8基のグローブボックス(グローブボックス群)が設置されていた。このグローブボックス群の解体作業は、作業の効率化のため、大型の解体用グリーンハウスを設置して行った。ここでは、平成8年度に実施した232号室のグローブボックス群の解体作業について、解体手順,解体作業で得られた実績データを整理した。また、グローブボックス群の解体作業について、共通作業項目と単独作業項目に分けて、基本的な作業項目の抽出と作業工数の分析を行った。さらに、グローブボックス解体に関する評価式の検討を行った。

論文

Analysis of dismantling activities of rotary kiln for benchmark tests

立花 光夫; 出雲 沙理; 杉杖 典岳; Park, S.-K.*

Proceedings of American Nuclear Society Embedded Topical on Decommissioning, Decontamination and Reutilization and Technology Expo (DD&R 2012) (DVD-ROM), p.107 - 110, 2012/06

原子力機構は製錬転換施設を、KAERIはウラン転換施設を有している。これらの施設は、その役割を終え廃止措置を進めている。また、各組織は最適な廃止措置計画の作成及び効率的な解体作業を実施するために廃止措置エンジニアリングシステムの開発を進めている。そこで、双方の廃止措置エンジニアリンクシステムを検証するためにベンチマーク試験を開始した。本論文は、原子力機構及びKAERIが有するロータリーキルンの解体作業について手順や実績データを比較した結果と原子力機構による管理データの計算結果について述べる。

論文

Study on evaluation of project management data for decommissioning of uranium refining and conversion plant

臼井 秀雄; 出雲 沙理; 芝原 雄司; 森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 田中 祥雄; 杉杖 典岳; 立花 光夫

Proceedings of International Waste Management Symposia 2012 (WM 2012) (CD-ROM), 13 Pages, 2012/02

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設では乾式転換設備の廃止措置が2008年に始まり、これまでの解体において種々の管理データを取得してきた。本研究では管理データとして、解体人工数,GH(グリーンハウス)の設置と撤去にかかわる人工数、GHにかかわる二次廃棄物発生量について検討を行った。施設全体の解体人工数の評価は、その施設に存在する機器の種類ごとに解体人工数の評価式を作ることで可能となる。しかしながら全種類の機器について評価式を作ることは容易ではない。そこで、施設の特徴に基づいて人工数を評価する、より簡易な評価方法の検討を行った。その結果、化学工程ごとに解体人工数を評価する見通しが得られた。一方、効率的な解体計画を立案するためには、GHの使用に関してあらかじめ入念な検討を行う必要がある。そこで、GHにかかわる管理データ(人工数,二次廃棄物発生量)の評価方法を検討した。その結果、作成した評価式によりGHの管理データを評価する見通しが得られた。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価式の検討,2; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の準備・後処理工程

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。

論文

放射性廃棄物の工学

中山 真一; 大越 実; 島田 太郎; 立花 光夫; 門馬 利行; 新堀 雄一*; 長崎 晋也*; Ahn, J.*

原子力教科書; 放射性廃棄物の工学, 235 Pages, 2011/01

放射性廃棄物の課題にこれから取り組もうとする学生,技術職,行政職にある人々を対象に、原子力施設の廃止措置を含む放射性廃棄物の発生,処理,処分,クリアランス、それらの安全評価など廃棄物管理活動の全体を、それらに関する科学的基礎にさかのぼって解説した。東京大学原子力専攻専門職大学院での講義を基に執筆した教科書シリーズの英語版の1冊である。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価モデルの検討,1; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の解体工程

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。

論文

Study on evaluation models of management data for decommissioning of FUGEN

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.

論文

原子力施設廃止措置費用簡易評価コードの開発

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.271 - 278, 2010/09

原子力施設の特徴や構造,解体工法の類似性を考慮して、評価方法を分類し、8評価項目の廃止措置費用を算出できる原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOSTコード)を開発した。また、原子力機構における解体作業の実績データを分析し、解体作業に要する人工数の計算に使用する単位作業係数を評価した。例えば、一般機器の単位作業係数は、汚染のない設備・機器, $$beta$$$$gamma$$/U系の汚染のある設備・機器,TRU系の汚染のある設備・機器の3種類に分類できることがわかった。さらに、重量依存型の人工数の算出に必要な設備・機器の重量と建屋・構造物の重量の評価方法について検討した結果、延床面積と建屋・構造物の重量,設備・機器と建屋・構造物の重量には、それぞれ比例関係にあることがわかった。作成したDECOSTコードを用いて原子力科学研究所の7施設の廃止措置費用を試算し、その検証のために人工数の試算結果を実績値と比較した結果、ほぼ同等の値が得られることがわかった。ここでは、DECOSTコードの概要と、原子力機構における解体作業の実績データの分析による単位作業係数の算出結果、重量換算係数の算出結果について報告する。

論文

Development of CLEVES for clearance activities in JAEA

立花 光夫; 石神 努; 里山 朝紀; 吉森 道郎

Proceedings of 2010 ANS Topical Meeting on Decommissioning, Decontamination and Reutilization & Technology Expo (DD&R 2010) (CD-ROM), p.341 - 344, 2010/08

クリアランス作業を効率的に実施するためにクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)を開発した。相対重要度(RIM:核種濃度をクリアランスレベルで割ったもの)の評価に基づいて評価対象核種(NMA)を選定するためにCLEVESのプログラムのひとつとしてSNMを作成した。加えて、JRR-3から発生したコンクリートのクリアランス作業に関するデータに基づき、SNMを用いてケーススタディを実施した。本報告では、CLEVESの概要,SNMにおけるNMAを選択する方法,ケーススタディの計算結果について述べる。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる管理データの収集マニュアル

立花 光夫; 福島 正*; 石神 努

JAEA-Testing 2010-001, 43 Pages, 2010/07

JAEA-Testing-2010-001.pdf:1.49MB

原子力機構では、これまでの原子力施設の廃止措置における経験及び今後の原子力施設の廃止措置を通して得られる管理データや知見を有効に活用することを目的として、廃止措置計画の検討を支援する計算機システムとして廃止措置エンジニアリングシステム(DENESYS)の開発を進めている。DENESYSの開発においては、実際の原子力施設の廃止措置から得られる管理データを効率的に収集し、分析することが重要である。そこで、旧日本原子力研究所のJPDR廃止措置での管理データの収集項目及び収集方法を参考に、原子力機構における廃止措置計画の検討に必要となる管理データの収集項目を抽出し、その抽出した収集項目の効率的な収集方法について検討した。その結果、管理データの主な収集項目は、人工数,機器の重量等の作業管理データと内容物の重量,放射能等の廃棄物管理データとし、各拠点において、作業管理日報,廃棄物記録票,付随廃棄物記録票を用いて収集することとした。本報告では、原子力施設の廃止措置にかかわる管理データの収集項目及び収集方法,各種記録票を用いた管理データの収集マニュアルについてまとめたものである。

論文

サンプリング測定評価によるクリアランス検認のための標本数の設定方法

石神 努; 立花 光夫; 柳原 敏

日本原子力学会和文論文誌, 9(2), p.199 - 206, 2010/06

原子力施設の廃止措置に伴い発生する極めて放射能濃度の低い物を「放射性物質として扱う必要のない物」としてクリアランスするためには、対象物放射能濃度を測定評価しD/Cの総和が基準値以下であることの確認が求められている。この測定評価をクリアランス対象物から試料を採取して統計的な方法を用いて行う場合には、(1)推定放射能濃度に含まれる統計的不確実さを考慮して評価結果が過小評価とならないような保守的な扱いとすること、(2)それによる過大評価のために本来クリアランスされるはずのものがされなくなるという過誤の可能性を考慮すること、が重要である。本報では、D/C総和に含まれる不確実さの影響も考慮して必要なサンプル数を整合的に設定する方法を提案する。

報告書

クリアランスレベル検認評価システムの開発,1; 評価対象核種選定プログラムの作成

立花 光夫; 石神 努

JAEA-Data/Code 2009-019, 52 Pages, 2010/02

JAEA-Data-Code-2009-019.pdf:10.09MB

原子力機構では、原子炉施設の廃止措置等に伴う多量の廃棄物に対するクリアランス作業が計画されている。このような廃棄物に対するクリアランス作業の軽減と効率化を図り、安全で確実な廃棄物のクリアランスを支援するクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を進めている。このうち、確認濃度規則等にクリアランスレベルが示された規制33核種の中からクリアランス対象物の汚染性状,汚染源に応じた相対重要度等を評価し、規制当局の基準に応じた評価対象核種の選定を支援する評価対象核種選定プログラムを作成した。また、作成した評価対象核種選定プログラムにより原子力機構で進めているクリアランス作業でのデータを用いて試計算を行った。その結果、評価対象核種の選定は、汚染性状ごとに評価を行う総合評価法で行うことが基本であるが、汚染性状ごとの正確な推定放射能濃度の評価が困難な場合、汚染源ごとに評価を行う個別評価法により安全に評価対象核種の選定が可能であることがわかった。ここでは、評価対象核種選定プログラムの概要及び本プログラムによる原子力機構でのクリアランス作業を対象とした試計算の結果を述べる。

報告書

JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリートのクリアランス; 汚染状況の調査

里山 朝紀; 岸本 克己; 高泉 宏英; 星 亜紀子; 大越 実; 立花 光夫

JAEA-Technology 2009-060, 42 Pages, 2010/01

JAEA-Technology-2009-060.pdf:4.17MB

JRR-3の改造工事では、原子炉本体の一括撤去に併せて行った周辺のコンクリート構造物の解体により放射能レベルの極めて低いコンクリート破片が多量に発生した。これらのコンクリート破片は、現在、原子力科学研究所の保管廃棄施設・NLに保管している。原子力科学研究所における廃棄物対策として、JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリート破片に対するクリアランスの適用性について検討を行った。はじめに、JRR-3改造工事における記録,保管廃棄記録票等から保管廃棄施設・NLに保管しているコンクリート破片の発生場所,物量,放射能濃度等を調査した。次に、保管廃棄施設・NLに保管しているコンクリート破片から測定用試料を採取して放射能濃度を測定し、汚染状況を調査した。さらに、放射化計算によりコンクリート構造物の放射化汚染の状況を調査した。これらの調査の結果、コンクリート破片に含まれる放射性物質の放射能濃度はクリアランスレベルよりも十分に低く、クリアランス対象物とすることが可能であることがわかった。

報告書

廃止措置分野における日米研究協力の成果

島田 太郎; 白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努

JAEA-Review 2009-009, 42 Pages, 2009/07

JAEA-Review-2009-009.pdf:2.66MB

原子力機構(旧日本原子力研究所)では1988年に原子力施設の廃止措置にかかわる協力協定を米国エネルギー省と締結し各種情報の収集を進めてきた。また、2001年には、旧日本原子力研究所と米国エネルギー省との間の研究協力に関する包括協定の下に、新たな廃止措置分野での研究協力が開始された。この間、米国では1989年から開始された環境管理計画(マンハッタン計画等で使用された原子力施設の解体・除染,クリーンアップ)が進展し、新規技術の開発や現場での適用及び改良が試みられ、その有効性が確認された。本協力においては、米国エネルギー省からは研究用原子炉CP-5及びマウンド施設を、旧日本原子力研究所からはJRR-2と再処理特別研究棟を主要な研究協力対象施設として、新たな技術開発を含めた廃止措置に関する技術情報の交換を行うとともに、各種施設の廃止措置及び環境管理計画全体の進捗状況,革新的技術の実証試験(大規模実証配備プログラム)の成果等を取得した。本報告書は、これまでの協力関係の下で得られた、CP-5,マウンド施設の廃止措置活動,米国における技術開発の成果,環境管理計画の進展についてまとめたものである。

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