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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。

論文

製錬転換施設廃止措置プロジェクトの進捗状況

杉杖 典岳; 森本 靖之; 徳安 隆志; 田中 祥雄

日本原子力学会和文論文誌, 12(3), p.242 - 256, 2013/09

本技術報告では、製錬転換施設廃止措置プロジェクトの一環として実施してきた、乾式転換プロセスを中心とした管理区域内の主要設備及び機器の解体・撤去の状況について示した。2011年9月に、管理区域内の主要設備の解体・撤去及び保管容器への収納がすべて終了し、この段階で、汚染機材はすべてドラム缶に密封状態で安定保管できる状態となった。これにより、施設内の放射能インベントリーは変わらないものの、施設の経年劣化等による汚染等が発生するリスクは格段に低下し、廃止措置の最初のステップをクリアーした。

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.1

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

Analysis of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ effect on confinement properties

成田 絵美*; 滝塚 知典*; 林 伸彦; 藤田 隆明; 井手 俊介; 本多 充; 諫山 明彦; 伊丹 潔; 鎌田 裕; 田中 靖之*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 7(Sp.1), p.2403102_1 - 2403102_5, 2012/07

In order to improve the prediction capability of confinement properties in burning plasmas with intensive electron heating, we have re-visited the DB3v10 International H-mode Confinement Database with emphasis on the temperature ratio $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ and considerations on kinetic profiles. It was thereby found that the impact of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ is more apparent for discharges with peaked density profiles. Namely, HH factor improves with an increase of peakedness in the density profile for $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ $$<$$1, whereas it tends to deteriorate with the density peaking for $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ $$>$$1. The confinement scaling with a contribution of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ was also elaborated. In addition, the influence of $$T$$$$_{rm e}$$/$$T$$$$_{rm i}$$ described above was examined qualitatively with GLF23 and GS2 codes, which provided results corroborating the performed regression analysis, indicating the interplays of ITG and TEM.

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 (WM2012) (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

Study of stellar reactions in explosive hydrogen burning with CRIB

久保野 茂*; 寺西 高*; 野谷 将広*; 山口 英斉*; 齋藤 明登*; He, J. J.*; 若林 泰生*; 藤川 尚志*; Amadio, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Nuclear Physics A, 758, p.733 - 736, 2005/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.46(Physics, Nuclear)

CRIBからの短寿命核ビーム$$^{17}F$$を用いて陽子非弾性散乱を測定した。これにより爆発的水素燃焼過程を理解するうえで重要な$$^{14}O(alpha,p)^{17}F$$における共鳴状態の核物理パラメタを求めた。$$^{23}Mg$$ビームによる非弾性散乱実験の結果も合わせて報告する。

論文

燃料体スタック実証試験部(HENDEL T$$_{1}$$)の概要と建設

井沢 直樹; 高瀬 和之; 丸山 創; 下村 寛昭; 菱田 誠; 田中 利幸; 鈴木 靖之*; 秋定 俊裕*

日本原子力学会誌, 27(12), p.1136 - 1146, 1985/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:47.09(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス炉は、ヘリウムガスを冷却材とし、黒鉛を減速材とするガス冷却炉の一形式であり、原子炉から取り出される熱エネルギを、種々の化学工業プロセスに、直接利用することを目的としている。原研では、昭和44年以来、その実験炉の建設を目指して研究開発が進められている。実験炉の原子炉出口冷却材温度は、約950$$^{circ}$$Cであり、高温下にさらされる炉の構成機器、すなわち、黒鉛ブロック燃料体,高温炉床構造物,中間熱交換器,高温配管等は、その成果に基づいて設計が行われている。本報は、実験炉とほぼ同条件下において、機器の性能,強度等の総合性能,安全性の確認を行うために建設された大型構造機器実証試験装置(HENDEL)の最初の試験部である燃料体スタック実証試験部(HENDEL T$$_{1}$$)の構成,試験計画等について述べる。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,2; 解体作業に基づいたプロジェクト管理データの再評価

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

no journal, , 

評価システム(COSMARD)により核燃料サイクル施設の廃止措置時の管理データを評価するために、製錬転換施設の解体作業で得られた解体実績データを分析し、コールドトラップ室解体の管理データを再評価した。評価の結果、CAD物量により評価した管理データが実績値とほぼ同じであり、評価が妥当であることがわかった。また、解体実績データを分析したUWAを用いた評価結果は実績値とほぼ一致する結果が得られることがわかった。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,4; 解体作業に伴う二次廃棄物発生量の特徴

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, , 

廃止措置の一環である施設解体の過程で発生する二次廃棄物の発生量と解体作業との関係性を評価するために、平成20年度に実施した製錬転換施設解体時の二次廃棄物発生データを分析した。分析の結果、20種類の代表的解体作業における材質別二次廃棄物発生量の特徴を抽出することができた。これにより、二次廃棄物発生量の作業依存性を考慮した作業工程の検討が可能となった。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,3; 解体物量に関する事前評価と実績比較

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

no journal, , 

平成20年度に実施した製錬転換施設の廃止措置(合計7部屋)では、非汚染機材,汚染機材を合わせて、約111tonの解体物が発生している。これらの解体物はドラム缶等に収納し、最終的に、解体物が発生した部屋に戻して保管を行う。これら一連の作業を合理的に行うためには、計画段階で精度よく物量評価を行い、一時保管に必要なスペース等を正確に見積もることが必要になる。一方、図面や現場調査が必要な事前物量評価には、多大な労力を要することが知られている。このことを踏まえ、本報告では、事前物量評価の詳細度と評価精度の関係について解析し、合理的な物量評価方法について考察した。その結果、調査対象範囲の50%程度の機器を対象とした場合でも、実用上問題とならない程度の精度が得られることがわかった。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,1; 廃止措置実績

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

no journal, , 

平成20年度に実施した、人形峠環境技術センター製錬転換施設の廃止措置の実績として、解体作業の概要を示すとともに、汚染機材・非汚染機材(管理機材)解体の割合,解体機材の材質分布及び解体作業に要した人工等について評価した。

口頭

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。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,1; 廃止措置実績,平成21年度上期

森本 靖之; 池上 宗平; 田中 祥雄; 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年度から製錬転換施設の本格的な廃止措置を行っている。平成21年度も平成20年度に引き続き解体を実施している。平成21年度上期は、解体前に空間線量率及び解体対象機器の表面汚染確認を行い、水和転換室(1),(2),(3),ふっ化沈殿室の解体を実施している。上期の解体では、除染等を行わずにクリアランスできる可能性がある金属(非汚染物)約2.8t,その他の金属,コンクリート等が約8.3t発生している。また、使用済流動媒体貯槽の点検の結果、マンホール解放状態で線量率は最大46$$mu$$Sv/hであった。内部の使用済流動媒体の状態は流動性が高く、気流輸送による抜出しが可能なことが確認できた。従前の評価では、気流移送後の貯槽内面の残留流動媒体付着厚さが1mm以上ある場合、被ばく管理の観点から、遠隔操作によるブラスト除染等が必要とされていたが、本調査により、気流輸送で内壁への付着もほぼ除去できる見通しを得た。

口頭

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。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,1; 廃止措置実績(H21年度)

森本 靖之; 田中 祥雄; 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21年度も平成20年度に引き続き製錬転換施設の解体を実施している。今回は平成21年度の解体結果とともに、平成21年度に合理化方策として実施した、外注中心から内部実施に比重を移した結果、作業効率を落とすことなく解体作業とサーベイ作業等に柔軟に対応できたこと、二次廃棄物低減のために汚染解体物の切断場所集約等について試行した結果について報告する。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,2; ダイヤモンド工具の実解体への適用性

高橋 信雄; 森本 靖之; 田中 祥雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳

no journal, , 

従来型のダイヤモンド工具による鋼材の切断・研磨は、工具寿命が短く、不向きである。しかし、Niベースの接着材を使用し、砥粒取り付け強度の増したダイヤモンド工具は、鋼材の切断・研磨においても長寿命性を有すると2009年秋の大会にて報告がなされた。本発表では、報告のあったダイヤモンド工具を用いた切断試験を行った結果をもとに、以下の項目について発表する。(1)製錬転換施設の解体実績から抽出される核燃料施設廃止措置実務の特徴、(2)ダイヤモンド工具を用いたSS板材の切断試験結果、(3)ダイヤモンド工具の廃止措置実務への適用性評価結果

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,3; 切断作業箇所の集約による二次廃棄物削減効果の評価

田中 祥雄; 森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 杉杖 典岳

no journal, , 

原子力施設の廃止措置では、内装品の解体作業に伴い二次廃棄物が発生する。平成20年度製錬転換施設の廃止措置では、GH(グリーンハウス)に使用するポリシートが、GH撤去時に二次廃棄物として多く発生した。そのため、GHのサイズを縮小が、二次廃棄物の発生量削減につながる可能性がある。平成21年度では、切断エリアを設定し、GHのサイズ縮小を図った。本報告では、平成21年度に実施した切断作業箇所の集約の効果と、それによる二次廃棄物削減効果について検討した。その結果、製錬転換施設のような稠密にプロセス機器等が配置されている施設では、切断作業の集約は、作業人工削減・二次廃棄物発生量削減効果があることが確認された。

口頭

製錬転換施設の廃止措置プロジェクト,1; 平成22年度上期の解体実績

森本 靖之; 田中 祥雄; 高橋 信雄; 徳安 隆志; 杉杖 典岳

no journal, , 

平成20年度から開始した、原子力機構人形峠環境技術センター製錬転換施設の廃止措置は、平成22年度も引き続き解体を実施している。本発表では、平成22年度上期の実績について発表を行う。平成22年度上期では、製錬転換施設内の転換工程のうち、脱水転換工程にあたる内装機器の解体・撤去及びUF$$_{4}$$とF$$_{2}$$の反応制御に用いた流動媒体(不活性アルミナとUF$$_{4}$$等の混合微粉体)の地下タンクからの抜出し(気流移送)を実施している。また、前年度に変更を図った作業体制及び解体手順は、今年度も採用し、内装品の解体・撤去を行っている。これらの作業の概要について報告を行う。

口頭

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。

口頭

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。

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