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報告書

地層処分低レベル放射性廃棄物の安全評価解析と物量変動の処分場への影響に関する検討・評価(共同研究)

長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.

JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB

原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m$$^{3}$$)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。

報告書

デコミッショニング評価システムの開発(10) -精度の向上と入力の簡素化-

近藤 等士; 宮崎 仁*; 大久保 利行

JNC TN9410 2005-009, 32 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-009.pdf:4.62MB

核燃料サイクル施設や小規模な研究炉等のデコミッショニングの計画策定時においては、作業手順、解体に係る技術、工程の選定を適切に行い、被ばく線量、コスト、発生廃棄物量、作業人工数、工期などの解体に関する指票の最適化を図る必要がある。環境保全課では、施設データや解体手法からこれらの解体指標を自動的に算出し、解体計画の策定を支援するデコミッショニング評価システムの開発を進めている。本報告書では、平成15年度に作業評価が可能となったシステムにおいて抽出された操作上の問題点、評価結果と実績値の差の原因を解決するために実施した改造の内容および従来システムとの比較結果について述べる。

報告書

旧廃棄物処理建家の除染技術の検討

福田 誠司; 近藤 等士; 大久保 利行

JNC TN9410 2004-010, 56 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-010.pdf:1.53MB

旧廃棄物処理建家(旧JWTF)は、2010年から本格解体を行う予定である。解体時の作業員の被ばくを低減するため、解体前に高放射性物質で汚染された機器の系統化学除染を行い、作業場所の線量率の低減を図ることを検討している。本研究では、二次廃棄物の発生量と廃液処理費を低減する観点から、除染剤の選定を行い、ホット試験で除染効果(除染係数DF)の評価を行うと共に、最も高いDFが得られた除染剤を使用した除染システムの概念検討を行った。ホット試験の結果、目標とするDFが得られなかった機器に対しては、二次廃棄物の発生量と廃液処理費の増加に繋がる要素はあるが、より強力な除染剤(機器母材を溶解して放射性物質を除去する除染剤)の適用が必要である。そこで、コールド試験でステンレス鋼に対する溶解速度を評価した。ホット試験およびコールド試験を通して得られた主な結果を以下に示す。(1)水酸化ナトリウムと硝酸の交互浸漬による除染で、最も高いDFが得られた(最大DF=10.7、80$$^{circ}$$C)。(2)除染システムは、除染剤を貯留する薬注タンク、洗浄水を貯留する洗浄水タンク、除染剤および洗浄水を除染対象機器に供給する供給ポンプ、除染剤および洗浄水中の放射性物質を除去するフィルタで構成する。(3)試験片を、室温で除染剤(塩酸、硫酸、硝酸とフッ化水素酸の混酸)に24時間浸漬した。この結果、硝酸とフッ化水素酸の混酸は、他の除染剤に比べて、著しく溶解速度が大きいことが分かった(7.43$$mu$$m/日)。

報告書

デコミッショニング評価システムの開発(9) PCへの移植と実作業評価

近藤 等士; 福田 誠司; 大久保 利行

JNC TN9410 2004-007, 48 Pages, 2004/03

JNC-TN9410-2004-007.pdf:7.35MB

核燃料サイクル施設や小規模な研究炉等のデコミッショニングの計画策定においては、作業手順、解体に係る技術・工程の選定を適切に行い、被ばく線量、コスト、発生廃棄物量、作業人工数、工期等の解体に関する指標の最適化を図る必要がある。環境保全課では、施設データや解体手法からこれらの解体指標を自動的に算出し、解体計画の策定を支援するデコミッショニング評価システム(以下、「DECMAN」という)の開発を進めている。本報告書は、ワークステーション上のUNIXベースで開発されてきたDECMANをパソコン(以下、「PC」という)上のWindowsベースに移植した際に行った改造及び実作業(旧JWTFの薬液溶解槽、DCAグローブボックス及びWDF減容焼却炉の解体撤去)に関して評価を行った結果についてまとめたもので、その概要は以下のとおりである。 (1)移植で新たに追加された機能は、 1)機器配置図の作成、 2)空間線量を使用した被ばく評価、 3)EXCELによるデータの入出力、である。 1)により、施設データの入力ミスや機器の干渉状態が確認できるようになった。 2)により、従来実績値の数十倍の誤差があった被ばく量が、4倍程度(計算値 13.77man・mSvに対し、実績値 3.81man・mSv)に収まるようになった。 3)の改造により、データの修正が容易になり、作業効率が上がった。 (2)実作業評価(人工数)では、旧JWTF薬液溶解槽撤去で実績 249.40人・時に対し、計算 222.67人・時、DCAグローブボックス撤去で 1124.69人・時に対し、 901.71人・時、WDF減容焼却炉撤去で 1970.80人・時に対し、 1411.10人・時と全ての作業で実績値よりも低い値を示した。 (3)付随作業については、計算値に一定の係数を乗じることで予測できることが確認された。 (4)DECMANの計算値を用いて、作業全体量を予想する新たな考え方を構築した。

報告書

「常陽」MK-III冷却系機器の設計・製作; 主中間熱交換器

近藤 等士; 礒崎 和則; 川原 啓孝; 冨田 直樹

JNC TN9410 2003-004, 137 Pages, 2003/06

JNC-TN9410-2003-004.pdf:10.25MB

高速実験炉「常陽」では、照射能力の高度化に向けたプロジェクト(MK-III計画)を進めている。MK-III計画は、炉心の高速中性子束を高める、照射運転時間を増やす、照射技術を向上させることを目的としている。熱出力は、炉心の中性子束を高めることでMK-II炉心の100MWtから140MWtに増大する。よって、その除熱能力を高めるため、原子炉冷却系機器のうち、主中間熱交換器(50MW/基$$times$$2基)及び主冷却機(25MW/基$$times$$4基)をはじめとした冷却系機器を交換するための改造工事を2000年10月30日から2001年9月21日間実施した。改造工事においては、改造範囲を極力少なくする観点から既設設備の配置を変更しないとの条件の中で、主中間熱交換器の必要交換熱量(70MWt/基)を確保した。MK-III用主中間熱交換器の設計では、伝熱・流動特性、圧力損失、流力振動、機器区分・耐震クラスの考え方、構造の特徴を踏まえた機械的強度、遮へい機能といった種々の面からの検討を行うと共に、主要構造材料に高温でのクリープ破断及びクリープ疲労特性を向上させた316FRを採用した。これにより、旧主中間熱交換器の改善点及びMK-III条件(出入口温度差($$Delta$$T)の増大、流量の増加)に伴う以下の問題点を解決した。(1)旧主中間熱交換器(A)で生じていた熱交換量に寄与しない無効流の抑制(2)旧主中間熱交換器(B)で生じていた放射性腐食生成物(CP)の付着抑制(3)流量増加に伴うナトリウム液面低下(4)熱過渡緩和本報告書は、MK-III用主中間熱交換器の設計・製作にあたっての特徴、設計に対する考え方、各種設計データをまとめたものである。なお、(3)項については、2003年2月から3月に実施した総合機能試験(その2)において設計の妥当性を確認した。(1)項及び(4)項については、2003年8月から11月に実施される性能試験で確認すると共に、(2)項については、今後運転を継続していく中でCP測定データを蓄積することにより設計の妥当性を明らかにする。

報告書

重水臨界実験装置(DCA)放射化インベントリの評価(2)

吉澤 俊司; 今野 将太郎; 谷本 健一; 近藤 等士; 羽様 平; 遠藤 浩太郎

JNC TN9410 2001-027, 136 Pages, 2001/12

JNC-TN9410-2001-027.pdf:6.9MB

重水臨界実験装置(DCA)は、最大出力 1KWの臨界実験装置であり、 1969年の初臨界以来、新型転換炉開発や核燃料施設の臨界安全管理技術に資する未臨界度測定技術開発に使用されてきた。DCAは2001年9月26日に運転を停止し、その後、解体届を提出して、廃止措置に移行する計画である。解体届の残存放射性物質及び放射性廃棄物の推定等に係る文書の作成に資する目的で、管理区域内全体の物量、放射化インベントリ及び放射化放射性廃棄物量の評価を実施した。評価結果を以下に示す。 1)管理区域の総廃棄物量は9,464トンである。コンクリート廃棄物は9,162トンで、総廃棄物の97%である。2)本格解体の開始が予定されている2008年頃の放射化インベントリは、 金属等1.39$$times$$10の8乗Bq、生体遮蔽4.90$$times$$10の9乗Bqとなる。 3)現在、制度化が審議されているクリアランスレベルの考え方に従い、解体廃棄物を区分した。この結果、2008年度頃の低レベル放射性廃棄物は36トンである。クリアランスレベル以下または非放射性廃棄物は9,428トンで総廃棄物の99%以上である。また、この内コンクリート7,005トンは非放射性廃棄物となる。

報告書

重水臨界実験装置(DCA)放射化インベントリの評価(I)

吉澤 俊司; 近藤 等士; 八木 昭; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-011, 124 Pages, 2001/12

JNC-TN9410-2001-011.pdf:6.73MB

重水臨界実験装置(DCA)は、最大熱出力1kWの臨界実験装置であり、1969年の初臨界以来、新型転換炉開発や核燃料施設の臨界安全管理技術に資する未臨界度測定技術開発に使用されてきた。今後、DCAは2001年に運転を停止し、廃止措置に移行する計画である。本研究では、廃止措置計画及び解体届に必要な放射性廃棄物量、解体工法及び廃止措置費用の検討の基礎データとなる放射化インベントリの評価を行った。放射化インベントリの評価は、中性子束の影響を受ける原子炉建屋内の炉室及び重水系室の機器を対象に行った。成果は次の通りである。(1)炉室及び重水系室に関する機器重量は108トン、建屋重量は6,039トンである。材質別では、耐食アルミニウム28トン、ステンレス鋼37トン、炭素鋼73トン、コンクリート約6,004トン、その他約5トンである。(2)DCAは、中性子束が小さいため残存放射能が少ない。このため、運転停止7年後には、ステンレス鋼約37トン、炭素鋼約12トンを除くほとんどの機器及びコンクリートが、法制化が審議されているクリアランスレベル以下となる。放射化インベントリは、機器4.25$$times$$10の8乗Bq、生体遮蔽1.71$$times$$10の10乗Bqとなる。

報告書

デコミッショニング評価システムの開発(7) - DECMAN -

小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-012, 183 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-012.pdf:13.06MB

核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの実施に当たっては、人工数、工期、被ばく線量、廃棄物発生量、コスト等を評価した上で、解体撤去計画を策定し、また、工程の進捗時に臨機応変に対応したプロジェクト管理を行う必要がある。この作業には膨大な集計と計算を行う必要があり、手作業で行うと多大な労力を費やすこととなる。核燃料サイクル施設等のデコミッショニングの実施前に、人工数、工期、被ばく線量、廃棄物発生量、コストといったデコミッショニングを評価する指標をワークステーション上で計算し、解体シナリオを評価し最適化を図る支援システムとして、デコミッショニング評価システム(DECMAN)を開発した。本システムは、評価指標の計算を行う「評価コード」、「施設情報データベース」から成り、ベースとなるアプリケーションには"G2"および"Oracle"を用いた。DECMANの主な機能は以下のとおりである。(1)本システムは、デコミッショニング作業の適切性を判断する指標である、人工、工期、被ばく量、放射性廃棄物量、コストをWBS毎に求めこれを廃止措置計画全体で積算することで定量的に評価する。(2)DECMANの特徴は、デコミッショニングの作業を作業最小単位のWBSに分け、これらを組あわせることにより、幾通りの解体撤去シナリオを容易に作成し、その比較検討を容易に行うことができる点である。本報告書は、これまでのDECMANの開発成果を集大成したものである。

報告書

旧「常陽」廃棄物処理建家ゴムライニングの施された廃液タンクの解体技術の開発

吉澤 俊司; 小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-007, 105 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-007.pdf:7.42MB

旧「常陽」廃棄物処理建家のデコミッショニング計画のひとつとして、可燃性の天然ゴムでライニングが施されている廃液タンクの解体手法の開発を進めている。本開発では、廃液タンクの解体に際して、被ばく低減に効果的でかつ天然ゴムライニングの発火の危険の無い適切な切断技術を、一般に使用されている機械的及び熱的切断技術を調査して選定した。次に、選定した切断技術とゴムライニングを施した廃液タンク模擬試験片を用いて解体試験を実施し、二次廃棄物を最小にする切断及びライニングの剥離条件等を求めた。試験結果等は以下の通りである。(1)可燃性の天然ゴムライニングタンクの切断技術として、ゴムライニングの剥離機能や遠隔自動化の容易な特徴をも有するアブレイシブウォータージェットを選定した。(2)ノズル移動速度及びアブレイシブ供給量をパラメータとした切断試験の結果、二次廃棄物量が最小になる切断条件はアブレイシブ供給量0.4kg/min、ノズル移動速度300mm/minである。(3)ノズル移動速度をパラメータとした剥離試験の結果、二次廃棄物量が最小になる剥離条件はノズル移動速度60㎜/minで、剥離速度は3,720mmの2乗/minである。(4)ゴムライニング剥離技術の高度化(特に給水量の低減)及びニ次廃棄物の処理案を含めた全体システムの検討が必要である。

報告書

解体廃棄物におけるクリアランスレベル物量評価 -燃料材料試験施設-

近藤 等士; 櫛田 尚也; 滑川 卓志; 青木 法和; 宮崎 仁; 谷本 健一

JNC TN9410 2001-006, 43 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-006.pdf:1.49MB

国で検討されているRI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル策定作業に資するために、現存施設解体時の廃棄物量(材質による区分、放射能レベルによる区分)の試算とそのクリアランスレベル物量の評価を行った。評価は、燃料材料試験施設(3施設)及び固体廃棄物前処理施設の4施設を対象として実施した。解体廃棄物量の試算及び評価結果は以下のとおりである。(1)燃料集合体試験施設(FMF)で発生する廃棄物量は約71,500t(コンクリートは約67, 500t、金属は約3,600t、その他は約300t)である。(2)照射燃料試験施設(AGF)で発生する廃棄物量は約14,200t(コンクリートは約13,300t、金属は約600t、その他は約200t)である。(3)照射材料試験施設(MMF)で発生する廃棄物量は約18,000t(コンクリートは約17,100t、金属は約700t、その他は約100t)である。(4)固体廃棄物前処理施設(WDF)で発生する廃棄物量は約28,600t(コンクリートは約27,900t、金属は約700t、その他は約20t)である。(5)評価の結果、各施設とも上記廃棄物のうちコンクリート廃棄物の全てと金属廃棄物の70%以上がクリアランスレベル以下の廃棄物となる。(6)クリアランスレベルが適用された揚合には、クリアランスレベル以下の廃棄物を放射性廃棄物から除外することにより、施設解体時における放射性廃棄物の発生量を大幅に低減できる。

報告書

レーザ除染技術の開発(6) (ノーマルパルスYAGレーザを用いた除染試験)

福井 康太; 小川 竜一郎; 近藤 等士; 谷本 健一

JNC TN9410 2000-015, 83 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-015.pdf:3.06MB

物質表面にレーザ光線を照射することにより、表面を急速に加熱して、溶融、蒸散させることができる。このプロセスを放射性核種で汚染された物質の表面層の除去に適用するレーザ除染技術の開発を実施している。本報告では、ノーマルパルスYAGレーザを用いたレーザ除染技術を核燃料サイクル施設のデコミッショニングや放射性廃棄物の処理に適用することを目的に、旧常陽廃棄物処理建家の配管を用いて実廃棄物レーザ除染試験とノーマルパルスYAGレーザの二次生成物飛散防止試験を実施した。主な結果は以下の通りである。(1)実廃棄物除染試験ノーマルパルスYAGレーザを用いて汚染配管を除染する際にB.G.レベルまで除染効果を得るには0.15mmの除去深さを目標に除染する必要がある。2回の照射で効率よく0.15mmの除去深さが得られる条件は、照射エネルギー密度1.3kJ/cmの2乗である。この条件を満たすには、レーザ平均パワーで364Wの発振器を用いた場合、繰返し速度30Hz、デューティ比50%、試験片移動速度30mm/sが最適である。(2)二次生成物飛散防止試験2次生成物の飛散防止を目的に除染ノズルに取り付ける飛散防止用小型フードを作成した。試験の結果、2次生成物は水平方向には広角度で飛散するが高い位置にはほとんど飛散しないこと、二次生成物の一部はフード内で反射してフード外に飛散することが確認された。飛散防止対策として、幅が広く内部で飛散物が反射しない構造を持ち、フードから飛び出さないようなクサビ型構造と吸引機構を持ったフードが有効である。

報告書

Development of mechanical-fault diagnosis using spectrum analysis (MEDUSA) for condition monitoring of components and equipments

上田 雅司; 近藤 等士

PNC TN9410 92-258, 27 Pages, 1992/08

PNC-TN9410-92-258.pdf:0.48MB

振動計測による機器異常監視システム"MEDUSA (MEchanical-fault Diagnosis Using Spectrum Analysis)"は、高速実験炉「常陽」の1次系・2次系の主循環ポンプや主送風機等合計13台のプラント重要機器を対象に、その振動状態をオンラインで常時監視することにより、異常の早期検出・原因の想定、進行程度の把握を行うものである。本システムは決められた時間ごとに自動的に各機器の振動状態を監視するだけでなく、必要なときに簡単な操作で現在の振動状態の監視・解析を行うことができ、また、振動解析に関する知識を必要とせずに詳細な診断を行えるよう、いくつかの特徴的な機能を有する。本レポートでは以下の内容について述べている。(1)本システムを構成する機器の概要、(2)本システムの機能、(3)「常陽」における振動データ解析の一例本システムを使用することで、以下の成果を得た。(1)プラントの重要機器に対して、実務で得られた経験を基に、現場のニーズに合致した異常監視手段を提供した。(2)1990年9月に本システムの稼動を開始して以来、各機器の振動状態に有意な変化のないことを確認できた。(3)汎用性、拡張性を持った設計を内部のエンジニアリングで行ったことにより、後続炉に対しても容易に移植することが可能となった。

口頭

施設中長期計画について

近藤 等士

no journal, , 

原子力機構の紹介と公表している「施設中長期計画」、「バックエンドロードマップ」の概要、廃止措置費用の算定の方法(DECOST)についての考え方を説明する。

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