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打越 忠昭
RANDECニュース, (46), P. 10, 2000/08
JRTFでは平成8年から設備・機器等の解体実地試験に着手し、これまでにグローブボックス15基、フード2基及び試験設備の一部を解体した。平成11年度は、ホットケープ内の機器類、サブケーブ内の機器類及びTRUスラッジ固化装置の機器類の解体を実施した。解体作業では解体対象物が
核種により汚染しているので、エアラインスーツ等の防護具を用い内部被ばくを防止するとともに、鉛板による遮へい等を行い内部被ばくの低減にも努めた。解体機器は火花や切粉の飛散が少ないバンドソー等の機械的切断工法を用いた。これらの解体作業に要した人工数は約6,500人・日、集団線量当量は約6mSv、解体廃棄物は38トンであった。また本体施設の床、壁及び天井面を対象にYAGレーザーによるコンクリート表層はく離試験を行い、はく離作業効率、二次生成物の回収率等の各種データを取得し、はく離技術の有効性を確認した。
立花 光夫; 打越 忠昭; 柳原 敏
Proceedings of 7th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '99) (CD-ROM), p.6 - 0, 1999/00
原子力施設の廃止措置作業では、作業員の安全及び作業の効率を考慮して高放射性機器の解体は、遠隔解体装置を用いて行われる。遠隔解体作業を安全でしかも確実に実施するためには、これらの作業手順を綿密に検討する必要がある。そこで、解体作業の進捗に伴って変化する作業環境や遠隔解体装置の動作等をコンピュータを用いて検討する解体作業シミュレーションシステムの開発を進めている。解体作業をコンピュータ上で模擬するために、物体の動きを制御する作業要素を一連の動作コマンドとして開発した。本システム上で機器を解体する遠隔解体装置の制御にこの動作コマンドを使用し、その適用性を評価した。さらに、本システムを用いて再処理特別研究棟における遠隔解体装置を用いた機器の解体手順を作成し、その適用性について検討した。本報告は、解体作業シミュレーションシステムの概要とその適用性について述べたものである。
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。
打越 忠昭; 立花 光夫; 志賀 重範*; 竹之内 剛蔵*
火力原子力発電, 43(11), p.1427 - 1434, 1992/11
原研JPDRでは、将来の実用発電炉の廃止措置に備えて、解体に必要となる技術の開発とJPDR原子炉施設を解体する解体実地試験を進めている。解体実地試験では現在までに、炉内構造物、原子炉圧力容器の解体撤去を完了し、放射線しゃへい体の解体撤去を実施中である。このうち原子炉圧力容器胴部の解体には、遠隔水中切断技術の1つであるアークソー切断技術が適用された。アークソー切断技術については、解体実地試験に先立ち昭和57年度より開発を始め、フルスケールのモックアップ試験を経て、平成元年~2年度にかけてJPDRの原子炉圧力容器胴部の解体撤去に適用した。本論文は、アークソー切断装置による原子炉圧力容器の解体実地試験について記述したものであり、このJPDRでの成功が原子炉の将来の課題である廃炉技術の開発に有益な成果になることを期待するものである。
星 蔦雄; 打越 忠昭; 長谷川 哲雄*; 渡辺 俊朗*; 山下 善孝*; 斉藤 正直*; 高橋 周男*; 在田 浩徳*
FAPIG, 0(129), p.28 - 32, 1991/11
JPDRでは、科学技術庁の委託事業として将来の商業用原子力発電施設の解体に備えて、各種の原子炉解体技術の開発を行うとともに、JPDRの解体実地試験に適用してこれまでに、原子炉内構造物、原子炉圧力容器、圧力容器接続配管等の鋼構造物の解体撤去を終了した。平成2年9月からは原子炉を囲む放射線遮蔽体突出部上部コンクリートの解体撤去に着手し平成3年1月に終了した。放射線遮蔽体は、鉄筋が密に配置され、また各種の配管等が埋設されかつ炉心部近くにあるため放射化の程度が比較的高い堅牢な鉄筋コンクリート構造物である。このため、解体には、ダイヤモンドカッタとコアーボーリングを組み合わせて鉄筋コンクリートを切断できる機械的切断工法を用いた。本書では、放射線遮蔽体突出部の解体実施状況、機械的切断工法の切断性能、作業者の外部被曝線量等の解体実地試験を通して得られた経験、知見等を紹介する。
富井 格三; 横田 光雄; 星 蔦雄; 森高 勇*; 清木 義弘; 塙 幸光; 井坂 興; 志知 隆弘; 上家 好三; 立花 光夫; et al.
原子力工業, 37(2), p.14 - 59, 1991/02
科学技術庁からの受託研究として、原研はこれまで開発した解体機器を使用し、放射線環境下でJPDR解体実地試験を進めている。本論文では、炉内構造物、原子炉圧力容器等の設備・機器の解体撤去、解体除染、解体廃棄物の管理、作業管理等これまでのJPDR解体実地試験を通し得られた総合的な知見や原研が進めている原子力施設のデコミッショニングに関する国際協力等について記している。なお、今回の投稿は、原子力工業の原子力施設のデコミッショニングについての特集記事として掲載するため作成されたものである。
