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柳原 敏; 小林 忠義; 宮島 和俊; 田中 貢
International Journal of Robotics and Automation, 18(4), p.160 - 165, 2003/12
1999年9月に東海村で発生した臨界事故の教訓から、放射線環境下でも対応可能なロボットの必要性が明らかになり、原研では、自走式の遠隔操作型情報収集ロボットを(RESQ)を開発した。本開発では、収集する情報の内容,ロボットに必要な機能,ロボットの運用形態,対象施設,等に関する検討を行い、3種類に機能を分化したロボットを製作することとした。これらは、早期に事故現場に適用して情報収集を行うRESQ-A,詳細な事故情報を収集するRESQ-B,試料採取等の軽作業が可能なRESQ-Cである。RESQにより原子力施設での事故等、人間が近づけない領域での情報を容易に収集することが可能になった。
柳原 敏; 立花 光夫; 宮島 和俊
Proceedings of International Conference; Decommissioning Challenges (CD-ROM), 8 Pages, 2003/00
日本原子力研究所では幾つかの原子力施設の廃止措置計画や関係する課題の検討が進んでいる。動力試験炉と再処理特別研究棟の廃止措置は将来の大型施設の廃止措置に向けた実証試験と位置づけられ、解体作業ではプロジェクトデータや知見の収集・整理が行われた。収集されたデータは、作業人工数,被ばく線量,廃棄物発生量に分類し、また、知見は安全性,廃棄物管理,作業性に分類して評価が行われた。これらのフィードバック経験は将来の廃止措置計画や規制にかかわる検討等廃止措置のさまざまな分野に反映されている。本報告書は原研における廃止措置作業の経験・知見をまとめたものである。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
Advanced Robotics, 16(6), p.497 - 500, 2002/09
被引用回数:4 パーセンタイル:25.56(Robotics)1999年9月に東海村で発生した臨界事故は、日本の原子力事業に大きな衝撃であった。さらに、事故の状況を確認することがかなり困難であったことから事故の措置が遅れ、住民の間に不安を引き起こした。事故停止の後、日本原子力研究所が遠隔で事故現場へ進入して事故の状況、例えば放射能,施設の画像や環境データのような情報を収集することができるロボットシステムを開発することとなった。そして、日本原子力研究所では原子力施設の廃止措置に関するロボット技術の研究で蓄積した専門知識を役立てて、原子力施設事故時の情報を集める際に活用する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発の経緯と概要等について紹介する。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
計測自動制御学会第3回システムインテグレーション部門講演会(SI2002)講演論文集,2, p.105 - 106, 2002/00
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故直後に現場の状況を把握することが困難であったため、事故の収束に向けて取るべき対策の決定に多くの時間を要した。この反省から、原子力施設で事故が発生した際に事故現場へ進入し、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して外部の安全な場所に待機する人間に情報を送信するロボットの整備が急がれた。そこで原研では、これまで原子力用ロボットの開発を通して培ってきた経験や知見等をもとに、原子力施設事故時に対応する情報遠隔収集ロボット(RESQ)を開発した。本報告では、情報遠隔収集ロボットの開発にあたって定めた開発目的,主要な機能,操作性等について紹介する。
木村 仁宣; 明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 14 Pages, 2002/00
再処理特別研究棟(JRTF)に設置されている大型槽類を解体するため、洗浄,切断及び回収等の複数の機能を備えた大型槽類遠隔解体装置を製作した。本装置は、5軸の移動機構によって動作する。また、装置の運転は遠隔操作によって行われる。本装置の解体実地試験への適用性を検証することを目的に模擬槽を用いてモックアップ試験を実施した。この試験において槽内の洗浄,配管及び槽本体の切断,切断片の回収等の性能を確認し、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得ることができた。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
日本ロボット学会誌, 19(6), p.706 - 709, 2001/09
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨海事故では事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。原子力施設で事故が発生した場合、事故現場に人が近づくことは放射線による被ばくの危険性があり困難な場合が多く、事故の原因究明や収束・復旧方法の検討に必要な情報を収集して、安全な場所に待機する人間に情報を伝達するロボットの整備が求められることになった。このため、原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応のための情報遠隔収集ロボットの開発を行った。本報告では、開発の経緯と開発した情報遠隔収集ロボットの概要等について紹介する。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
月刊消防, 23(6), p.22 - 26, 2001/06
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。既にフランスやドイツでは原子力施設の事故を対象として、遠隔操作ロボットの運用を中心とする緊急時支援組織が作られ、各種ロボットが整備されている。我が国においても、JCO臨界事故の教訓からロボットの早急な整備が求められた。原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応ロボットの開発を行った。本報告では、原研が開発した事故時対応ロボットのうち、情報遠隔収集ロボットについて、経緯,使用条件等を含めてその概要を報告する。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03
再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。
明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03
再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。
河内 昭典; 三森 武男; 宮島 和俊
JAERI-Tech 99-028, 51 Pages, 1999/03
原研再処理特研では湿式再処理試験で発生した未精製ウラン廃液を利用して、TRU核種を含む放射性廃棄物を安定な形態に処理することを目的とした繊維状吸着材によるプルトニウム除去試験を実施した。処理プロセスは繊維状活性炭に無機系バインダーを添加し成型した吸着材カートリッジを充填した吸着塔に一定の空塔速度(SV)で通液することによってプルトニウムを除去するものである。平成8年~9年の2年間で廃液約1.7mの処理を完了し、次の知見を得た。本吸着材は多量のウランを含む廃液においてもプルトニウムに対し高い選択性を示した。またSVや温度の依存性が確認され、SV0.64h及び処理温度20~30Cで処理することにより、95%以上のプルトニウム除去率を示した。以上の結果、繊維状吸着材を用いた処理プロセスが工学規模においても適用可能であることが実証された。
三森 武男; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (12), p.49 - 58, 1995/07
原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設については、JPDRを利用して解体実地試験が実施されている。一方、核燃料施設に関する解体技術開発については、体系的な技術開発は行われておらず、一部機器の撤去・更新等が動燃や原研で行われているのが現状である。このため、すでにその使命を果し、閉止されている原研再処理特別研究棟を使って平成2年度より再処理施設解体技術開発が進められている。本報告では、再処理特別研究棟等の概要、デコミの第1段階である廃液処理、再処理特別研究棟を解体するための各種技術調査に基づく基本計画の策定及び解体撤去を安全に効率的に行うために必要な解体技術開発の現状等、原研再処理特別研究棟の解体計画について述べる。
三森 武男; 根本 浩一; 打越 忠昭; 宮島 和俊; 伊東 章*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.229 - 235, 1995/00
現在、日本においては、核燃料施設の構成機器等の撤去・更新は行われているものの、施設全体の解体については実施されていない。しかしながら、近い将来、核燃料施設の解体は必須の課題であり、これらの技術開発を早急に実施する必要があるため、解体実地試験を実施しているJPDRに引き続くプロジェクトとして、1990年より再処理特研を利用して核燃料施設の解体技術開発を行うこととしている。再処理特研のデコミッショニングにあたっては、まず、保管管理されている廃液の処理を行うとともに、核燃料施設の特徴を考慮した解体技術開発を行ったのち、施設全体の解体を実施する計画である。本報告では、上記再処理特研の解体計画の概要について報告するものである。
岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹; 三森 武男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00
再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。
石山 祐二*; 山路 順一*; 水嶋 豊史*; 三森 武男; 宮島 和俊
Technology and Programs for Radioactive Waste Management and Environmental Restoration,Vol. 2, p.917 - 921, 1993/00
原研再処理特別研究棟では、湿式再処理試験において発生したTRU核種を含むプロセス廃液を凝集沈殿処理した際に生成した、流動性を有するTRUスラッジを保管管理可能な安定固化体にするためのTRUスラッジ固化装置を設置した。処理方法は、マイクロ波加熱によるインキャンメルト方式で、レトルト内でTRUスラッジにガラス形成剤を添加し蒸発・乾固する工程を繰返し行い積層状態とし、最終工程で完全に溶融し、均質な固化体とするものである。本装置は、TRUスラッジを5l/hで蒸発処理する能力を有している。また、本装置主要部はグローブボックス内に収納されているため、固化体組成としては、安全の観点等より、低融点でかつ一定の強度を有するホウ酸亜鉛系ガラス組成を選定した。本報告では、ガラス固化装置の特徴及び模擬廃液によるコールド試験結果について報告する。
三森 武男; 宮島 和俊
デコミッショニング技報, (6), p.61 - 71, 1992/11
原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設の解体については、既にJPDRで実施試験が行われ平成6年度には終了する計画である。一方、核燃料施設等の解体技術開発は、動燃や原研において一部機器の撤去更新等は行われているものの体系的に施設全体を解体することは実施されていない。このような状況をふまえて、我が国最初の再処理試験施設が設置されている原研再処理特別研究棟を使って核燃料施設解体技術開発が平成2年度より開始されている。本報告では、再処理特別研究棟の概要、第一段階である廃液処理の現状および当該特研の解体計画全体について示した。
前田 充; 鏡 八留雄; 宮島 和俊; 八木 英二
日本原子力学会誌, 21(4), p.344 - 350, 1979/00
被引用回数:2フッ化物揮発法再処理の研究開発の一環として、低温における酸化ウランのフッ素化に関し、3インチ径流動層を用い回分・半連続操作によるフッ素化特性を明らかにした。工学フッ素化速度データ、kg量フッ素、UF取扱い上の技術経験などについて報告した。
八木 英二; 前田 充; 鏡 八留雄; 宮島 和俊
JAERI-M 7064, 115 Pages, 1977/05
フッ化物揮発法開発研究の一環として、そのプロセスの連続化を図りPuFの放射線分解を防止する観点から流動層型凝縮器および揮発器から成る連続コールドトラップ装置を開発した。PuFと類似の物性を有するUFを用いた実験により99%以上の捕集率、数分ないし15分程度の固相滞留時間、安定操作限界(UF/ALO)比0.07以下であることを確認して、この連続コールドトラップ法の技術的可能性を実証した。またこのコールドトラップ法における凝縮モデルを作成し、ミスト生成率などモデルから推定される凝縮特性が実験結果と良く一致することを確認してこのモデルの有効性を明らかにした。モデルによるパラメータ解析の結果、入口ガス温度および濃度、流動層内軸方向温度分布がミスト生成率に最も大きな影響を及ぼし、生成率が最小となる最適な温度分布の存在することを示した。
八木 英二; 前田 充; 宮島 和俊; 鏡 八留雄
JAERI-M 6488, 76 Pages, 1976/03
日本原子力研究所再処理研究室では、フッ化物揮発法による燃料再処理研究の一環として、kg規模フッ素および六フッ化ウランの取扱い技術を確立し、流動層におけるウランのフッ素化データを把握するため1969年以来、工学規模ウランフッ素化実験装置を製作し実験を行って来た。この報告書は、上記装置に関する使用経験をまとめたもので、機器の性能および工程毎の操作法について評価検討するとともに、設計・操作上の注意事項について述べた。使用経験は、1975年9月までの全ての実験に基づいている。
辻野 毅; 杉川 進; 宮島 和俊
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(2), p.118 - 124, 1973/02
ウランのフッ素化実験において、UFおよびFを連続分析するため、直通拡散混合型のカサロメーター、衝撃吸収管およびNaF KClトラップなどからなる耐食性差動型熱伝導度計(TCC)を試作した。作動試験によって選定した標準作動条件、流量200ml/min.ブリッジ電流80mA、セル圧500mmHgにおいて、TCC出力の変動値は1%以下であり、輸送を含む応答時間はUFおよびFセルに対して、それぞれ1および2.5min.であった。また、UFおよびFの感度および分析下限はそれぞれ11.5、0.37mv/v/oおよび0.01、0.05v/oであった。このTCCは、流動層によるウランのフッ素化実験において、フッ素化速度、フッ素利用率および反応の終点をしる上で充分な性能を有していることが、実証された。さらに、このTCCが反応ステップの検討に用い得る可能性を示した。