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。

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

https://doi.org/10.1115/ICEM2013-96097

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.

核燃料サイクル施設廃止措置へのシステムエンジニアリングの適用

杉杖 典岳; 田中 祥雄; 時澤 孝之; 安念 外典; 米川 茂; 仲倉 宏之*; 徳安 隆志*; 有富 忠彦*

デコミッショニング技報, (30), p.53 - 66, 2004/09

人形峠環境技術センターでは、廃止措置関連の全ての業務の相互関連を明確化し、業務の効率化を図るための情報基盤として、解体エンジニアリングシステムの構築を進めている。 解体エンジニアリングシステムは、3次元CADに集約された施設情報を基に、施設廃止措置の実務支援を行う機能、廃止措置関連技術の実績情報収集機能、実績情報に基づく廃止措置計画の総合評価機能から構成される。核燃料サイクル施設の廃止措置は、放射性物質を扱うという特殊性から、一般的な化学プラントなどと比較して、計画から廃止措置の終了までの期間が長いという特徴がある。さらに、廃止措置プロセスを構成する、事前除染、解体、処理、処分は、相互に緊密な依存関係にある。その結果、廃止措置は、システムエンジニアリングに期待するところが極めて大きな分野であると言う事ができる。

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,3; 実績データを用いた解体用資材類の推移量評価

高橋 信雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳

no journal, , 

廃止措置の解体作業現場において、作業スペース及び二次的汚染の可能性から、解体用資材類の持ち込みは、量と時期との両面から極力限定する、また、経済性の観点から、資材類の調達は、量と時期の両面から適当であることが求められる。そのため、解体作業の進捗状況に合わせて解体用資材類がどの程度要するのかを把握する必要がある。本発表では、平成20年度製錬転換施設廃止措置の実績データから解体用資材類と主な作業との関連性を評価した結果について述べる。

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。

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,2; 実績データを用いた解体物量に関する事前評価手法の検討

田中 祥雄; 森本 靖之; 池上 宗平; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 杉杖 典岳

no journal, , 

日本原子力学会2009年秋の大会において、解体物量の事前評価方法として約60%の大型機器の重量を調査し、その結果に、評価対象施設固有の係数を適用することにより、約5%程度の誤差で解体対象(部屋単位)の総重量が推定可能であることを報告した。しかし、例えば、原子力機構が構築しているCOSMARD等を用いて作業工数等を評価する場合、解体対象の機器ごとに、物量と作業工数の評価モデルが異なることから、ここで提案した総重量の評価では不十分である。このため、製錬転換施設の解体実績データをもとに、解体対象機器ごとに、直接的な重量推定と間接的な重量推定を組合せた事前評価手法について報告する。

製錬転換廃止措置プロジェクト,3; 実績データに基づく廃止措置業務の体系化

田中 祥雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 杉杖 典岳

no journal, , 

人形峠環境技術センターでは、平成20年度から大型核燃料施設である製錬転換施設の廃止措置を行っており、管理区域内装品の解体撤去作業が約80%終了した。その結果、管理区域解除を除く解体作業要素をほぼすべて経験してきている。そこで、大型核燃料施設の廃止措置に要する作業要素のうち、解体作業を対象として、体系的に整理するとともに、実績データに基づき集計した実人工数及び作業ごとの人工割合の特徴について考察した。実績データの集計結果から、3つの作業区分(準備,解体,後処理)の人工割合は準備=29%,解体=59%,後処理=12%であった。各作業区分の内訳は、準備=14工程,解体=32工程,後処理=11工程であり、標準的な廃止措置解体作業には、少なくとも57の工程分類が必要である。また、評価対象とした部屋(設備)において、後処理に要する人工割合がほぼ一定値であったのに対し、準備と解体に要する人工割合は、3つのグループに分類された。

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,4; 解体作業データの管理

徳安 隆志; 森本 靖之; 池上 宗平; 杉杖 典岳; 立花 光夫; 谷本 政隆; 石神 努

no journal, , 

製錬転換施設の廃止措置は、大型核燃料施設を対象とした国内では初めてのケースである。したがって、一連の廃止措置にかかわる技術的・経済的情報の確実な収集・評価が期待されている。このためには、解体現場において必要な情報を確実に収集することが必要となるが、一方で、これらの作業が解体作業の合理性を阻害することがあってはならない。原子力機構では、過去の廃止措置において、バーコードを用いた解体物管理等を試みているが、多大な労力を要することが課題として挙げられた。これらを踏まえ、本報告では、情報収集労力と情報収集の確実性を両立させる手法として、マークシート(SQS: Shared Questionnaire System)を用いた作業日報による情報収集管理手法を適用した。マークシート方式での作業日報を取り入れ運用した結果、作業者へ簡単な説明のみで運用を開始でき、認識エラーもわずかであり、DBへのデータ登録も即時性が高く、作業実績の収集方法として妥当であることを確認した。過去に行った作業実績データの入力方法と比較した結果、容易性・入力者の負荷・即時性・一括処理による作業性など、いずれにおいても優れた結果が得られた。

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,2; 解体作業に伴う二次廃棄物発生量の特徴,2

高橋 信雄; 森本 靖之; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳

no journal, , 

製錬転換施設解体では、作業の効率化,二次廃棄物削減を目的として、平成21年度より「切断作業箇所の集約工法」を採用している。本件では、二次廃棄物発生量の特徴として、次の2点に着目し、平成20年度に実施した「設置箇所での解体・切断工法」との比較検討を行った。(1)発生する二次廃棄物の種類及び量、(2)二次廃棄物発生量と解体にかかわる各種作業との関連性。比較検討の結果、主な二次廃棄物は「設置箇所での解体・切断工法」と「切断作業箇所の集約工法」とともにビニールシートを中心としたGH構造材であった。解体実績データから、解体物1tonあたりの二次廃棄物の発生量は「設置箇所での解体・切断工法」=51.3kg,「切断作業箇所の集約工法」=38.3kgであり、可燃物では40%、難燃物では20%の削減効果が確認できた。また、作業との関連性として、「設置箇所での解体・切断工法」では二次廃棄物が解体作業後半に集中的に発生するのに対し、「切断作業箇所の集約工法」では解体作業期間中、定常的に発生する。このため、二次廃棄物にかかわる付帯作業が分散・平均化される傾向がみられた。

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,2; 設計情報を使った解体物量事前評価手法の検討(実績データによる検証)

森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 田中 祥雄; 杉杖 典岳

no journal, , 

日本原子力学会2010年春の年会において、設計図書等による「直接的な重量推定」と機器重量や部屋面積など、簡易な独立変数を使用する「間接的な重量推定」を組合せた合理的事前評価手法について発表した。本発表では、この手法の妥当性及び適用範囲等の視点から平成21年度及び平成22年度の解体実績データを用いた検証結果について報告する。