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香田 有哉; 中村 保之; 井口 幸弘*; 柳原 敏*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 10 Pages, 2024/11
ふげんは、2008年に廃炉計画の認可を受けてから廃止措置を進めており、現在は第2段階である原子炉周辺機器の解体に入っている。廃止措置では、工程、廃棄物、安全、コスト等を最適化するプロジェクトマネジメントが重要である。日本では今後、原子力施設の廃止措置が本格化することが予想されるが、これまでの「ふげん」の廃止措置で得られた知見やプロジェクトマネジメントのデータは、計画立案に役立つと思われる。これまでに主要なタービン設備および原子炉周辺機器の解体撤去を大まか完了していることから、実績データを整理・分析し、単位作業係数(単位重量あたりに必要な作業工数(人/時間/トン))として算出した結果について報告する。
香田 有哉; 松野 広樹; 松嶌 聡; 窪田 晋太郎; 戸田 圭哉; 中村 保之
JAEA-Review 2024-003, 38 Pages, 2024/06
JAEA-Review-2024-003.pdf:4.94MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係る技術開発を計画・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における研究開発の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、日本原子力研究開発機構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、令和5年度に開催した第41回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「蒸気ドラムの解体及び除染について」、「汚染機器解体における放射線管理の知見等」、「放射性廃棄物でない廃棄物(NR)に関する汚染部位の特定・分離の実績と考察」及び「原子炉解体に向けた技術開発計画について」について資料集としてまとめたものである。
原園 友規*; 石井 裕剛*; 下田 宏*; 樽田 泰宜; 香田 有哉
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.934 - 948, 2022/07
Three-dimensional (3D) reconstruction models are useful for many situations in maintenance and decommissioning work at nuclear power plants (NPPs). For construction of 3D reconstruction models, it is desirable that they be constructed from images obtained by scanning work sites with a camera because such scanning is easier and less costly than with other devices such as laser scanner. Nevertheless, when scanning with a camera, it is difficult for users to scan with being conscious of the appropriate scanning techniques and unscanned areas. Users who have no knowledge about scanning with a camera therefore have difficulty scanning work sites and capturing enough images to construct accurate 3D reconstruction models of them. In this study, we aim to develop a scanning support system using augmented reality (AR). The system enables users to construct 3D reconstruction models with few unscanned areas, even in very complicated environments such as work sites at NPPs. Moreover, this system detects and visualizes the current scanning status to remind and encourage users to scan as few unscanned areas as possible. For this study, we evaluated the scanning support system effectiveness. We asked many beginner users to use the developed system and the scanning system with no support (non-support system) to scan an indoor environment and compared the performance of these two systems. Results demonstrated that the developed system can scan larger areas and that it can capture more useful images to construct 3D reconstruction models than the non-support system. We also conducted an evaluation experiment at an actual NPP work site to ascertain whether the scanning support system is effective, even at an actual work site at an NPP. For this evaluation experiment, we asked NPP workers to scan the work site with the developed system and the non-support system. Results showed that the developed system can scan larger areas, even at an actual work site.
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 橋本 敬*; 小林 重人*; 井口 幸弘; 北村 高一; 香田 有哉; 友田 光一
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
廃止措置は長期的なプロジェクトであり、完遂までには世代交代が予想される。そのため、知識と技術を次世代に適切に継承する必要がある。近年、廃止措置の世界では、知識マネジメントや仮想現実の活用など高度な技術を適用する試みが行われている。本研究では廃止措置における知識マネジメントとデジタルツインの関係について論じる。
中村 保之; 香田 有哉; 山本 耕輔; 副島 吾郎; 井口 幸弘
JAEA-Review 2020-002, 40 Pages, 2020/05
JAEA-Review-2020-002.pdf:8.78MB
新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、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、令和元年12月2日に開催した第37回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告・審議を行った"廃止措置の状況"、"解体データ活用による解体工数等予測システムの整備"、"クリアランスの運用状況を踏まえた今後の対応"及び"原子炉本体からの試料採取実績及び今後の計画"について、資料集としてまとめたものである。
荒谷 健太; 瀧谷 啓晃; 香田 有哉; 石山 正弘; 手塚 将志; 水井 宏之
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05
「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却圧力管型の原子炉であり、炉心構造に特徴を有するものの、タービン設備をはじめとするその他の設備は軽水炉と類似の構成となっている。このため、国内の実用規模の水炉として初めて廃止措置に着手した「ふげん」の解体撤去工事は、今後本格化する軽水炉の廃止措置の先駆けとなる。また、「ふげん」においても、レベルは低いものの放射性物質に汚染されているタービン設備の解体撤去工事の経験とそこから得られる様々な知見等は、後年度に実施を計画している汚染レベルの高い原子炉周辺設備の解体撤去等に向けた貴重な経験と成果になり得るものである。このような背景の下、2008年度から開始した「ふげん」の廃止措置プロジェクトの第1段階において、原子炉冷却系統施設等の解体撤去工事に着手し、2017年度までに大型機器である主復水器や主蒸気管等の解体撤去を完了させるともに、約10年に亘る作業を通して、様々な解体撤去工事に係る作業工数等の解体管理データを取得・整備した。
三木 直也*; 原園 友規*; 石井 裕剛*; 下田 宏*; 香田 有哉
International Electronic Journal of Nuclear Safety and Simulation (Internet), 9(2), p.162 - 171, 2018/12
本件は、「ふげん」と京都大学との共同研究において開発した、解体対象物の寸法等の情報を解体作業者が容易に測定できる距離情報表示システムについて、「ふげん」の純水装置室で実施した実証試験結果及び被験者のアンケート結果等を京都大学が報告するものである。
三木 直也*; 原園 友規*; 石井 裕剛*; 下田 宏*; 香田 有哉
Proceedings of 2nd International Conference on Computer-Human Interaction Research and Applications (CHIRA 2018) (USB Flash Drive), p.134 - 140, 2018/09
本件は、「ふげん」と京都大学との共同研究において開発した、解体対象物の寸法等の情報を解体作業者が容易に測定できる距離情報表示システムについて、京都大学が報告するものである。本システムは、極めて単純な操作で容易に使用でき、短時間で対象とする長さを測定することができ、手作業による測定の手間の効率化、測定時間の短縮等を目的としている。「ふげん」での実証試験を経て、一定の効果が期待できることから有用なシステムであることを確認している。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
知識共創(インターネット), 8, p.IV 2_1 - IV 2_12, 2018/08
原子力知識マネジメント(NKM)は2002年にIAEAが組織力の強化という文脈で原子力知識の重要性を勧告したことから始まる。IAEAの提案するNKMに対しては理論的な側面は十分に検討されていない点や、主要な概念や手法などが十分に定義されておらず科学的な一貫性が欠如しているという指摘がある(Kanke 2016)。例えば、原子炉施設のライフサイクルには設計、建設、運転、廃止(措置)がある。NKMというアイデアは、炉の情報・歴史を保存、次の炉での活用、廃止措置段階で過去情報へのアクセス、課題解決や新しい知識の創造といった側面で有効に機能するであろう。しかし、2002年当初は原子力知識の強化という文脈であり、そこに管理(management)という文脈を付加したような情報管理に傾注する傾向があり、KMという知識の創造が十分に研究されていない。また、Kankeが指摘するように理論的側面には議論の余地が多く残されている。本研究ではKM分野の学術の裾野の拡張を射程とし、今後の原子力分野における知識マネジメントの位置づけを明確化することでNKMを発展させることを目的に、システム科学的な視点で検討すべき課題を整理及び同定し、NKM研究の議論を深める。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07
2002年、IAEAは原子力の知識、技術、応用の強化の重要性について言及した。この背景には原子力に係わる職員の高齢化や原子力を学ぶ場の減少が指摘されている。こうした中、原子力知識マネジメント(NKM)と呼ばれる新しい研究分野が立ち上がり、原子力知識や情報の管理としてデータベースの開発が進められている。一方、日本の原子力施設では、運転経験者の退職やそれによる知識・技能の喪失が指摘されている。そこで、本研究では、過去の情報・知識を利用するためのプロトタイプ・データベースシステムを提案する。廃止措置の完了例は、日本ではJPDRが1件のみであり事例は多くはない。そのため大型水炉として初の事例である「ふげん」を対象とする。本研究のプロトタイプ開発から、過去のデータを準備するだけでは十分でない点を指摘した。これは、どのような情報を収集すべきか、そしてそれをいかにして活用すべきか、といった点に関して議論が十分になされていないためである。つまり、既存の情報の活用として運転時代の知識は重要であるものの、廃止措置はそれとは異なるタスクであり、収集された情報をそのまま使用することは必ずしも適切ではないのである。
手塚 将志; 樽田 泰宜; 香田 有哉
デコミッショニング技報, (56), p.46 - 54, 2017/09
原子力施設の廃止措置は、長期に亘るプロジェクトであり、高経年化が進む国内では使命を終えた施設から順次、着手していくこととなる。また、廃止措置の実施にあたっては、設計、建設、運転時代のプラント情報等が必要となることに加え、実施過程を通して得られる技術、データ、知見、経験、文書等を効果的に活用していくことが不可欠である。一方、各原子力施設の現場では、建設・使用前検査段階や運転・保守に携わってきた世代が高齢化とともに退職を迎えることにより、この世代が経験的に保有してきた情報やノウハウ等が失われる懸念がある。こうした背景を踏まえ、2008年に廃止措置計画の認可を得て、現在、廃止措置を実施中である原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、今後の廃止措置を安全かつ合理的に実施していくために、人材育成とともに次世代へ技術・知識を継承する取組みとして知識マネジメントシステムの構築を進めている。また、本システムは、「ふげん」を素材としたプロトタイプを基盤とし、今後の廃止措置施設に活用できるよう汎用性のあるシステム構築を目指すものである。
香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*
JAEA-Technology 2015-050, 74 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-050.pdf:3.43MB
廃止措置作業の遂行には、長期間の工期と多額の費用を伴うため、作業の安全性を担保することを前提に、作業の効率性も考慮した最適な作業手順を策定することが重要となる。このため、「ふげん」原子力発電所の設備・機器等の解体撤去工事における作業人工数や被ばく量等を管理指標とし、最適な作業手順を選択するための検討を進めている。本報告書では、原子炉冷却材浄化系の熱交換器等を対象とした複数の作業手順を対象に、それぞれの作業手順に応じた作業人工数や被ばく量等を評価するとともに、各評価項目に重み付けをすることにより最適なシナリオを選択する手法について検討した結果を報告する。
手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 久米 恭*
平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10
解体撤去物等の汚染レベルに応じた分別管理に資するため、「ふげん」のタービン建屋内に敷設されていた復水器の基礎架台コンクリートを供試体として、予め表面のひび割れ状況等の事前観察を行った上で、供試体内部の汚染状況を調査した。事前観察において、供試体のひび割れは鉄筋腐食により生じたものと推察された。次いで、イメージングプレート(IP)を用いた非破壊の汚染調査を行うとともに、供試体から試料を採取して
線放出核種及び
線放出核種の分析を行った結果、供試体の表面から内部に至るまで汚染は認められなかった。また、海水由来と推測される大気中の塩素元素が供試体に浸透しているか否か屋外から採取した試料との比較分析を行い、接液環境以外からの物質の浸透挙動に関して検討を加えた。さらに、ひび割れ範囲の確認方法として、コンクリート探傷剤を用いたひび割れ範囲の可視化を検討したところ、目視で容易に確認できたことから、有効な手法であることが判明した。以上の検討結果に基づき、鉄筋腐食によるひび割れが明らかな基礎架台コンクリートについては、保守性を確保する観点から、表面より最大ひび割れ深さ付近までの範囲は確実に分離・除去すること、次いで分離・除去された表面にひび割れ部が残存していれば、既往報告に示された「浸透汚染が必ずしも否定できない範囲」を特定・分離するロジックを適用すべきであることを示した。
手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 遠藤 伸之*; 久米 恭*
平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10
「ふげん」には、濃縮廃液を固型化したアスファルト固化体が保管され、それらの中には廃棄体の埋設処分に係る基準(埋設技術基準)に適合しないものも存在する可能性があるため、これらは現状のままでは埋設処分できない。そこで、上記の基準に適合しない可能性のある「アスファルト固型物」が基準に適合するよう「再度処理」することを想定し、具体的方策に関する机上調査に加え、予備的な試験も合わせて行った。机上調査では、アスファルトやアスファルト固化体となった時の性状、「アスファルト固型物」の取り扱いや検査方法等について情報を整理した。机上の調査・検討結果から得られた情報をもとに、ごく小規模な「アスファルト固型物」の模擬体や再度処理を想定した固化体(セメント固化体、充填固化体)を試作し、それらの固化特性や化学的特性に関して予備的な試験を行うことで、今後の「再度処理」の検討に資する知見を得た。以上の調査・検討及び試験の結果を踏まえ、現在の埋設技術基準への適合を図っていくための考え方を整理した。そして、整理した考え方に基づき、今後取り組んでいくべき項目を提示し、3
5か年程度の期間を想定したロードマップを作成した。
香田 有哉; 手塚 将志; 荒谷 健太; 南光 隆
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
原子力機構原子炉廃止措置研究開発センター(以下、「ふげん」)では、廃止措置計画の認可を得た2010年以降、比較的汚染レベルの低い設備であるタービン系設備の解体撤去工事を実施しながら、廃止措置の研究開発を進めている。「ふげん」は原子炉本体等の一部構造を除けばBWRと類似していることから、将来の実用炉の廃止措置に成果を反映する観点から、参考となる有用なデータを蓄積・評価することを目的とし、解体撤去工事を通じて解体工法等の確証を進めている。2014年度までに、タービン系設備のうち給水加熱器, B復水器, A復水器の一部、組み合わせ中間弁等の機器等について解体撤去を終えている。今回は従来の技術を用いた切断試験を実施し、各切断工具の適用性を評価した結果について報告する。
北村 高一; 忽那 秀樹; 松嶌 聡; 香田 有哉; 岩井 紘基
デコミッショニング技報, (51), p.2 - 10, 2015/04
原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、平成20年2月に新型転換炉原型炉施設(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉)の廃止措置計画の認可を受け、それ以来、廃止措置作業に精力的に取り組んできている。放射能レベルが比較的低い施設の解体として、タービン設備の解体撤去工事を進め、様々なデータを蓄積してきている他、重水抜き出し及びトリチウム除去並びに重水の搬出等を安全かつ合理的に実施してきている。また、クリアランス制度の運用準備や原子炉本体の解体工法等の研究開発も同時に進めている。廃止措置を実施しながら、地元産業界や地元大学との共同研究等の連携に努めている他、国内外の関係機関とも情報交換を継続的に実施している。
忽那 秀樹; 香田 有哉; 今川 康弘
JAEA-Review 2014-045, 38 Pages, 2015/01
JAEA-Review-2014-045.pdf:67.33MB
原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、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26年9月19日に開催した第30回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"タービン系設備の解体撤去工事における実績データの評価及び今後の計画"及び"重水搬出作業の完遂"について、資料集としてまとめたものである。
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。
忽那 秀樹; 香田 有哉; 芝原 雄司; 門脇 春彦
JAEA-Review 2012-040, 36 Pages, 2013/01
JAEA-Review-2012-040.pdf:8.2MB
原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、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24年9月13日に開催した第26回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"タービン系設備の解体撤去工事における各種切断工法等の適用実績"、"管理データ評価システムを用いた解体作業計画の立案に関する検討"、"重水回収・トリチウム除去作業の実績と知見"について、資料集としてまとめたものである。
香田 有哉
no journal, ,
本システムは施設等の解体撤去工事に係る解体撤去物の運搬や仮置きの状況を拡張現実感技術を使用して視覚的にシミュレーションし、作業計画や作業要領の立案・検討を支援するものであり、解体撤去物の運搬や仮置きのイメージを視覚的に検討することが可能であるとともに、狭隘部における運搬に際し、その環境下での干渉状況を把握することが可能である。
