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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。

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

Switching of intra-orbital spin excitations in electron-doped iron pnictide superconductors

飯村 壮史*; 松石 聡*; 宮川 仁*; 谷口 尚*; 鈴木 雄大*; 臼井 秀知*; 黒木 和彦*; 梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; et al.

Physical Review B, 88(6), p.060501_1 - 060501_5, 2013/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:25.75(Materials Science, Multidisciplinary)

We investigate the doping dependence of the magnetic excitations in two-superconducting-dome-system LaFeAsO$$_{1-x}$$D$$_{x}$$. Using inelastic neutron scattering, spin fluctuations at different wavenumbers were observed under both superconducting domes around $$x = 0.1$$ and 0.4, but vanished at $$x = 0.2$$ corresponding to the $$T_c$$ valley. Theoretical calculations indicate that the characteristic doping dependence of spin fluctuations is rationally explained as a consequence of the switching of the two intra-orbital nestings within Fe-3$$d_{YZ, ZX}$$ and 3$$d_{X^2-Y^2}$$ by electron doping. The present results imply that the multi-orbital nature plays an important role in the doping and/or material dependence of the $$T_{c}$$ of the iron pnictide superconductors.

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

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。

論文

飽和に近い条件におけるガラス固化体の溶解メカニズムに関する研究の現状と今後の課題

前田 敏克; 山口 徹治; 馬場 恒孝; 臼井 秀雄

日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.233 - 242, 2010/09

ガラス固化体に接触している溶液中のSi濃度が高く、ガラス固化体と溶液との間の化学親和力の小さい条件、すなわち飽和に近い条件での、ガラス固化体の非常にゆっくりとした溶解に着目し、固化体性能評価の妥当性を判断する際に必要となる溶解メカニズムの解明と溶解モデルの確立に向けた今後の検討アプローチを示した。まず、既往の研究から、もっとも可能性の高い溶解メカニズムを推定し、その溶解の律速過程として、ガラス固化体表面に形成される変質領域中でのオキソニウムイオンの拡散を想定するという仮説を導き出した。次に、このメカニズムの妥当性確認のために必要なデータとそれを取得する実験手法を提案した。さらに、性能評価に適用可能な溶解モデルを整備するにあたって、ガラス固化体の表面積と変質領域の安定性の評価が必要となることを示した。

口頭

放射性廃棄物処分の長期的評価のための実験的研究2008年の現状; 全体概要

飯田 芳久; 臼井 秀雄; 光本 義文; 星野 清一; 角脇 三師; 向井 雅之; 山口 徹治; 田中 忠夫

no journal, , 

放射性廃棄物の地層処分の長期安全評価に資することを目的に、安全評価上重要な事象について現象理解,データ取得及びモデル化を行い、安全評価の科学的基盤として整備している。核種移行データ取得に関する研究では、岩石に対する核種の分配係数に与える塩水及びpHの影響を評価するためのデータを取得した。人工バリア材の長期変質に関する研究では、ガラス固化体の長期溶解特性,緩衝材間隙水の酸化還元電位に与えるオーバーパックの腐食影響及び緩衝材の透水係数に与えるCa型化率の影響について実験的に検討するとともに、セメント系材料からのアルカリ成分等の溶出挙動を評価するためのセメント変質と物質移動性のモデル化を進めた。また、ベントナイト系緩衝材の長期バリア性能を評価するために整備した計算コード及び実験的に決定した評価パラメータ変動の定量式を用いて、緩衝材中透水係数の長期的変動を予測した。本報告では平成19年度に得た主な成果を発表する。

口頭

シリカ飽和溶液中におけるガラス固化体の溶解挙動とpHとの関係

前田 敏克; 堀田 克敏*; 臼井 秀雄

no journal, , 

地層処分場で想定されているような、ガラス固化体に接触する地下水の流れが遅い条件では、短期的にはガラス固化体は主構成元素Siの溶出を伴いマトリクス溶解するものの、長期的にはガラス固化体周辺の液中Siが高い濃度で維持され、化学親和力が低下し、非常に遅い速度で溶解が進行するとされている。また、液中Si濃度が高い条件では、ガラス固化体の溶解速度が時間とともに減少することが知られている。既往知見をふまえると、このような条件でのガラス固化体の溶解メカニズムとして、(1)水素イオンがガラスの骨格(Si-OやB-O)を切断する反応やガラス中のNa等とイオン交換する反応が支配的となることに加えて、(2)溶解に伴いガラス固化体表面に形成される変質層が何らかの物質の移行障壁となり、その厚さが成長することによって溶解速度が減少する、といった仮説が挙げられる。こうした仮説の妥当性を実験的に確認するために、マトリクス溶解が抑制されたSi飽和溶液中における模擬ガラス固化体の浸出試験を数種類の水素イオン濃度(pH)条件下で行い、ガラス固化体の溶解量や形成される変質層と溶液pHとの関係について調べたところ、(1)及び(2)の仮説と整合する結果を得た。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,4; グリーンハウスにかかわる管理データの評価方法の検討

臼井 秀雄; 立花 光夫; 森本 靖之; 高橋 信雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳

no journal, , 

原子力施設の解体作業では、汚染拡大防止のために解体エリアをGH(グリーンハウス)で覆い、汚染を有する機器の切断等が行われる。本報告では、製錬転換施設での解体作業に使用したGHの特徴を整理し、GHにかかわる管理データとして設置,撤去に要する人工数及び二次廃棄物量の評価方法に関する検討結果を報告する。

口頭

Characteristics of alteration layers formed on simulated HLW glass under silica-saturated solutions

前田 敏克; 堀田 克敏*; 臼井 秀雄; 馬場 恒孝

no journal, , 

Static corrosion tests were conducted for simulated HLW glass in silica saturated solutions, and the characteristics of alteration layers formed on the glass were investigated. The depth profiles of elements at the surface of corroded glass were observed by use of SIMS. In each pH condition, alteration layer formed at the glass surface, where soluble elements such as B (boron) and Na depleted, while Si and Al remained to an equal degree of that in pristine glass. The thickness of the layer increased with decrease in solution pH. It is consistent with a hypothesis that ion exchange by oxonium ion controls the glass dissolution rate under near-saturated condition. On the other hand, the thickness of the layer was not proportionate to time and the growth rate decreased with time, providing that diffusive mass transfer in alteration layer contribute to as a rate limiting reaction.

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,4; 回収ウラン転換にかかわる設備の撤去に要する人工数評価モデル

出雲 沙理; 臼井 秀雄; 立花 光夫; 杉杖 典岳; 森本 靖之; 徳安 隆志

no journal, , 

転換施設は、塔槽類(供給槽,反応炉,受槽等)や搬送設備等の多くの設備とその付属物を有している。これらはウラン転換の幾つかの工程に分類できる。ここでは、設備とその付属物の撤去手順を工程ごとに整理し、各工程の撤去にかかわる人工数の評価方法について報告する。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,3; プロセス機器の撤去に要する人工数の簡易評価方法の検討

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

no journal, , 

各種原子力施設の合理的で効率的な廃止措置計画の策定に役立てるため、解体作業に要する人工数の評価式の整備を進めている。製錬転換施設では、小型・軽量のプロセス関連機器が複数集まって、ウラン転換の工程ごとにユニットを構成している。そこで、ウラン転換工程の機器構成を考慮した簡易式を作成し、プロセス関連機器の撤去に要する人工数を計算した結果、実績値を精度よく容易に再現できることがわかった。

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

The Analysis of the contents of telephone inquiries from the public during the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

臼井 秀雄; 小林 博英

no journal, , 

After the Fukushima nuclear accident, MEXT (Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology) established "Helplines" for the public. Such helplines were operated under the support of the facilities, such as JAEA and universities. Because of difficulties arising from huge number of inquiries, their diversity, limit of the expertise of the corresponding staff, etc., it was recognized that appropriate manuals should be prepared for the helplines. To develop such manuals in the future, the inquiries were analyzed by using a text mining technique that is a computer-based analysis to derive information from text. As a result of text mining, a co-occurrence network centered on "Children", "Safe" and "Dose" was shown. It can be seen that these words are related to various anxieties from the public.

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