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報告書

クリギングに基づく放射能分布推定プログラムESRAD2の開発; 使用手引

石神 努; 島田 太郎; 関 優哉; 向井 雅之

JAEA-Data/Code 2015-019, 122 Pages, 2015/12

JAEA-Data-Code-2015-019.pdf:3.65MB

原子力施設の廃止措置の最終段階となるサイト解放検認では、測定で得られた敷地放射能濃度が基準値以下であることを確認することが想定される。そこでは、対象領域内の幾つかの測定データから空間的相関を考慮して領域全体の空間的放射能濃度分布および平均濃度を推定すること、また、推定平均濃度を濃度基準値と比較して、それに適合するか否かの判断を行うことが必要である。この推定平均濃度には測定データの数(測定点数)に依存して不確かさが含まれているため、判断には不確かさの度合いに応じてある確率で過誤が伴う。安全確保のためには、この過誤率と測定点数の関係を明らかにして測定点数を決定することが重要である。そこで、サイト解放の判断を支援するために、既存の放射能分布推定プログラムESRAD (Estimation of Spatial RadioActivity Distribution)の拡張版として、対象領域の平均放射能濃度を推定するとともに過誤率に応じて必要とされる測定点数を算出するESRADの第2版(ESRAD2)を整備した。本報告書は、サイト解放検認手法の概要、ESRAD2の構成と機能、入力ファイルの仕様と出力例、プログラムの実行方法およびサンプルランについてまとめたものである。

論文

Study on application of kriging to evaluation of radioactivity concentration for ensuring compliance with the criterion of site release

石神 努; 島田 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(9), p.1186 - 1204, 2015/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

我が国における原子力施設の廃止措置では、サイト解放検認手法は解決すべき重要な技術的課題である。クリギングでは放射能濃度の空間的相関を考慮できることに鑑みて、サイト解放検認にクリギングを適用する方法を提案する。放射能濃度推定結果には不確かさが含まれており、それによりサイト解放判断には過誤の確率が存在する。この不確かさを計算する方法を述べるとともに、必要とされる最少の測定点数を求める。提案した手法および従来の統計手法を2つの事例に適用した。その結果、提案した手法は平均放射能濃度を適切に推定すること、また、この手法では、空間的相関が存在する場合に従来の統計手法に比べて必要とされる測定点数が少なくなり、効率的な測定を行えることが分かった。

報告書

サイト解放検認のための測定点数の算出方法と判断手順の検討

石神 努; 島田 太郎

JAEA-Research 2013-048, 40 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-048.pdf:2.84MB

原子力施設の運転終了以降の安全規制制度のうち、廃止措置の最終段階である「廃止措置終了確認」において、敷地を対象とするサイト解放検認の方法、およびその具体的手順は検討すべき重要な技術的課題である。サイト解放の最終的判断が、数十の測定地点の土壌中放射能濃度の評価結果に基づきなされることを想定して、サイト解放判断のための測定点数の算出方法および判断の具体的手順を検討した。測定点数の算出方法では、平均放射能濃度の推定結果に含まれる不確かさに起因する判断結果過誤の確率、解放に至る判断のシナリオとその発生確率、各シナリオに対する検認費用を考慮して、公衆の安全を確保した上で費用期待値を最小とする測定点数の計算式を導出した。また、判断のシナリオに基づきサイト解放判断を行う具体的手順をまとめた。そこでは、放射能濃度が基準に適合しない場合、平均放射能濃度推定結果の不確かさを減少させるために測定点数を増やす、あるいは、放射能濃度を低下させるために除染し再測定するという二つの選択肢の中から、合理的な方を選択する方法も含まれている。

報告書

動力試験炉の解体実績データに基づく廃止措置プロジェクト管理データの評価に係るモデルパラメータの不確かさの評価

石神 努; 助川 武則*; 向井 雅之

JAEA-Technology 2013-027, 124 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-027.pdf:5.9MB

原子力施設の廃止措置を安全にかつ効率的に実施するには機器等の解体撤去に要する作業人工数、作業者の被ばく線量等(これらを廃止措置プロジェクト管理データという、以下、管理データ)を予測し、それに基づき廃止措置計画を検討・策定することが重要である。この予測は、作業人工数等の評価式を用いてなされるが、評価式には廃止措置実績データを分析して得られた単位作業係数等のモデルパラメータが含まれている。モデルパラメータの値には不確かさが含まれているが、この不確かさ及びそれに起因した管理データ予測結果の不確かさの評価はほとんどなされていない。しかし、管理データ予測結果に含まれる不確かさの情報は廃止措置計画をより柔軟に検討・策定するうえで重要である。そこで、動力試験炉(JPDR)の解体実績データを用いて、機器等の解体撤去に要する作業人工数及び作業者の外部被ばく線量にかかわるモデルパラメータの値の不確かさについて、その評価方法を検討し評価を行った。本報告書は、その評価方法と評価結果をまとめたものである。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる研究,2; AHPによる最適な解体シナリオの検討(共同研究)

芝原 雄司; 石神 努; 森下 喜嗣; 柳原 敏*; 有田 裕二*

JAEA-Technology 2012-038, 72 Pages, 2013/01

JAEA-Technology-2012-038.pdf:3.68MB

原子力施設の合理的な廃止措置を進めるためには、想定されるさまざまな解体手順(解体シナリオ)のプロジェクト管理データを事前に評価し、その結果を用いて最適な解体シナリオを選択することが必要である。廃止措置の研究分野では、最適な解体シナリオの選択のための意思決定にかかわる研究はほとんど行われておらず、今後の重要な検討課題の一つである。原子力機構と福井大学は、解体作業の計画を策定するうえで重要となる意思決定のための方法論にかかわる共同研究を平成21年度に開始した。本研究では、「ふげん」を対象に設備・機器の解体作業に関する幾つかの解体シナリオを想定して、人工数や廃棄物発生量等を計算し、その結果に基づいて幾つかの解体シナリオの中から合理的と考えられるものを選択するロジックを構築することを目的としている。本報告書は、給水加熱器の解体作業を対象に、平成22年度に行った多基準意思決定手法の一つであるAHPを用いた最適な解体シナリオの選択に関する検討の結果とまとめたものである。

報告書

クリギングに基づく放射能分布推定プログラムESRADの開発; 使用手引

石神 努; 向井 雅之; 助川 武則; 松原 武史*

JAEA-Data/Code 2012-023, 83 Pages, 2012/11

JAEA-Data-Code-2012-023.pdf:5.51MB

原子力施設の廃止措置終了を確認するうえでサイト解放にかかわる検認作業が必要となる。この検認作業では、放射能濃度が基準値以下であることを測定によって確認することが想定される。そこでは、なるべく合理的な測定・検認を実施するために、対象領域から標本地点を抽出し、それに対する測定結果を用いて領域全体の空間的汚染状況を推定・評価することが重要である。この空間的汚染状況の推定・評価のために、地球統計学の中心的手法であるクリギングを適用した放射能分布推定プログラム(ESRAD: Estimation of Spatial RadioActivity Distribution)を開発した。ESRADは、標本地点抽出の支援機能、クリギングにおいて本質的な役割を担うバリオグラムの計算機能、及びクリギング方程式に基づく評価対象領域の空間的放射能分布情報の推定機能を有している。本報告書は、クリギングの手法、ESRADの構成と機能、入力ファイルの仕様と出力例、プログラムの実行方法及びサンプルランについてまとめたものである。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる研究(共同研究)

芝原 雄司; 石神 努; 森下 喜嗣; 柳原 敏; 有田 裕二*

JAEA-Technology 2011-021, 35 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-021.pdf:4.52MB

原子力施設の合理的な廃止措置を進めるためには、そのプロジェクト管理データを事前に評価することに加えて、その結果を用いて想定されるさまざまな解体作業の選択肢(シナリオ)の中から、最適なものを選択することが必要かつ重要である。廃止措置の研究分野では、この選択のための意思決定にかかわる研究はほとんどなされておらず、今後の重要な検討課題である。原子力機構と福井大学は、解体作業の計画を策定するうえで重要となる意思決定のための方法論にかかわる共同研究を平成21年度から開始した。本研究では、ふげんを対象に設備・機器の解体撤去作業に関する幾つかのシナリオを想定して人工数や廃棄物発生量を計算し、その結果に基づいて、幾つかのシナリオの中から合理的と考えられるものを選択するロジックを構築することを目的としている。平成21年度はふげんで実施された給水加熱器の解体撤去作業に基づき、幾つかの解体シナリオを想定して管理データを評価し、多基準意思決定法(MCDA)を用いて最適化にかかわる検討を行った。本報告書は、その研究の成果をまとめたものである。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価モデルの検討,1; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の解体工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2010-033, 42 Pages, 2010/10

JAEA-Technology-2010-033.pdf:1.02MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち解体工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により計算し、既存の評価式の「ふげん」への適用性を評価した。その結果、JPDR解体の実績データから得た既存の評価式による人工数の計算結果は実績データと大きく異なった。特に、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数の計算結果はそれぞれ実績データの1.8倍、及び3.3倍となった。また、第3給水加熱器と第4給水加熱器の重量がほぼ同じであるにもかかわらず、その撤去に掛かる人工数は約2倍の違いが見られた。これらの違いについて検討し、違いの主な要因は、(1)既存の評価モデルの作業構成(粗断・細断・収納)と第3・4給水加熱器の作業構成(粗断・仮置き)が異なっている、(2)切断回数が第3給水加熱器と第4給水加熱器で異なっている、にあることから、給水加熱器の作業構成を考慮した新たな評価式を作成し、再度、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数を評価した。計算結果は実績データとよく一致し、新たに作成した評価式の妥当性を確認した。

論文

Study on evaluation models of management data for decommissioning of FUGEN

芝原 雄司; 泉 正憲; 南光 隆; 立花 光夫; 石神 努

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.347 - 353, 2010/10

In the Fugen nuclear power plant (FUGEN), the dismantling of equipments in the turbine building has started in 2008, and the dismantling of equipments around the reactor is scheduled around in 2015. To evaluate the management data on this dismantling of equipments around reactor appropriately, it is very important to study whether the conventional evaluation models have the applicability for FUGEN or not. The study on the evaluation models of management data for the dismantling of equipments in FUGEN is reported in this paper.

論文

原子力施設廃止措置費用簡易評価コードの開発

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.271 - 278, 2010/09

原子力施設の特徴や構造,解体工法の類似性を考慮して、評価方法を分類し、8評価項目の廃止措置費用を算出できる原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOSTコード)を開発した。また、原子力機構における解体作業の実績データを分析し、解体作業に要する人工数の計算に使用する単位作業係数を評価した。例えば、一般機器の単位作業係数は、汚染のない設備・機器, $$beta$$$$gamma$$/U系の汚染のある設備・機器,TRU系の汚染のある設備・機器の3種類に分類できることがわかった。さらに、重量依存型の人工数の算出に必要な設備・機器の重量と建屋・構造物の重量の評価方法について検討した結果、延床面積と建屋・構造物の重量,設備・機器と建屋・構造物の重量には、それぞれ比例関係にあることがわかった。作成したDECOSTコードを用いて原子力科学研究所の7施設の廃止措置費用を試算し、その検証のために人工数の試算結果を実績値と比較した結果、ほぼ同等の値が得られることがわかった。ここでは、DECOSTコードの概要と、原子力機構における解体作業の実績データの分析による単位作業係数の算出結果、重量換算係数の算出結果について報告する。

論文

Development of CLEVES for clearance activities in JAEA

立花 光夫; 石神 努; 里山 朝紀; 吉森 道郎

Proceedings of 2010 ANS Topical Meeting on Decommissioning, Decontamination and Reutilization & Technology Expo (DD&R 2010) (CD-ROM), p.341 - 344, 2010/08

クリアランス作業を効率的に実施するためにクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)を開発した。相対重要度(RIM:核種濃度をクリアランスレベルで割ったもの)の評価に基づいて評価対象核種(NMA)を選定するためにCLEVESのプログラムのひとつとしてSNMを作成した。加えて、JRR-3から発生したコンクリートのクリアランス作業に関するデータに基づき、SNMを用いてケーススタディを実施した。本報告では、CLEVESの概要,SNMにおけるNMAを選択する方法,ケーススタディの計算結果について述べる。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる管理データの収集マニュアル

立花 光夫; 福島 正*; 石神 努

JAEA-Testing 2010-001, 43 Pages, 2010/07

JAEA-Testing-2010-001.pdf:1.49MB

原子力機構では、これまでの原子力施設の廃止措置における経験及び今後の原子力施設の廃止措置を通して得られる管理データや知見を有効に活用することを目的として、廃止措置計画の検討を支援する計算機システムとして廃止措置エンジニアリングシステム(DENESYS)の開発を進めている。DENESYSの開発においては、実際の原子力施設の廃止措置から得られる管理データを効率的に収集し、分析することが重要である。そこで、旧日本原子力研究所のJPDR廃止措置での管理データの収集項目及び収集方法を参考に、原子力機構における廃止措置計画の検討に必要となる管理データの収集項目を抽出し、その抽出した収集項目の効率的な収集方法について検討した。その結果、管理データの主な収集項目は、人工数,機器の重量等の作業管理データと内容物の重量,放射能等の廃棄物管理データとし、各拠点において、作業管理日報,廃棄物記録票,付随廃棄物記録票を用いて収集することとした。本報告では、原子力施設の廃止措置にかかわる管理データの収集項目及び収集方法,各種記録票を用いた管理データの収集マニュアルについてまとめたものである。

論文

サンプリング測定評価によるクリアランス検認のための標本数の設定方法

石神 努; 立花 光夫; 柳原 敏

日本原子力学会和文論文誌, 9(2), p.199 - 206, 2010/06

原子力施設の廃止措置に伴い発生する極めて放射能濃度の低い物を「放射性物質として扱う必要のない物」としてクリアランスするためには、対象物放射能濃度を測定評価しD/Cの総和が基準値以下であることの確認が求められている。この測定評価をクリアランス対象物から試料を採取して統計的な方法を用いて行う場合には、(1)推定放射能濃度に含まれる統計的不確実さを考慮して評価結果が過小評価とならないような保守的な扱いとすること、(2)それによる過大評価のために本来クリアランスされるはずのものがされなくなるという過誤の可能性を考慮すること、が重要である。本報では、D/C総和に含まれる不確実さの影響も考慮して必要なサンプル数を整合的に設定する方法を提案する。

報告書

クリアランスレベル検認評価システムの開発,1; 評価対象核種選定プログラムの作成

立花 光夫; 石神 努

JAEA-Data/Code 2009-019, 52 Pages, 2010/02

JAEA-Data-Code-2009-019.pdf:10.09MB

原子力機構では、原子炉施設の廃止措置等に伴う多量の廃棄物に対するクリアランス作業が計画されている。このような廃棄物に対するクリアランス作業の軽減と効率化を図り、安全で確実な廃棄物のクリアランスを支援するクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)の開発を進めている。このうち、確認濃度規則等にクリアランスレベルが示された規制33核種の中からクリアランス対象物の汚染性状,汚染源に応じた相対重要度等を評価し、規制当局の基準に応じた評価対象核種の選定を支援する評価対象核種選定プログラムを作成した。また、作成した評価対象核種選定プログラムにより原子力機構で進めているクリアランス作業でのデータを用いて試計算を行った。その結果、評価対象核種の選定は、汚染性状ごとに評価を行う総合評価法で行うことが基本であるが、汚染性状ごとの正確な推定放射能濃度の評価が困難な場合、汚染源ごとに評価を行う個別評価法により安全に評価対象核種の選定が可能であることがわかった。ここでは、評価対象核種選定プログラムの概要及び本プログラムによる原子力機構でのクリアランス作業を対象とした試計算の結果を述べる。

報告書

廃止措置分野における日米研究協力の成果

島田 太郎; 白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努

JAEA-Review 2009-009, 42 Pages, 2009/07

JAEA-Review-2009-009.pdf:2.66MB

原子力機構(旧日本原子力研究所)では1988年に原子力施設の廃止措置にかかわる協力協定を米国エネルギー省と締結し各種情報の収集を進めてきた。また、2001年には、旧日本原子力研究所と米国エネルギー省との間の研究協力に関する包括協定の下に、新たな廃止措置分野での研究協力が開始された。この間、米国では1989年から開始された環境管理計画(マンハッタン計画等で使用された原子力施設の解体・除染,クリーンアップ)が進展し、新規技術の開発や現場での適用及び改良が試みられ、その有効性が確認された。本協力においては、米国エネルギー省からは研究用原子炉CP-5及びマウンド施設を、旧日本原子力研究所からはJRR-2と再処理特別研究棟を主要な研究協力対象施設として、新たな技術開発を含めた廃止措置に関する技術情報の交換を行うとともに、各種施設の廃止措置及び環境管理計画全体の進捗状況,革新的技術の実証試験(大規模実証配備プログラム)の成果等を取得した。本報告書は、これまでの協力関係の下で得られた、CP-5,マウンド施設の廃止措置活動,米国における技術開発の成果,環境管理計画の進展についてまとめたものである。

報告書

クリアランス検認測定等のためのPLシンチレーションサーベイメータの製作

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2008-005, 33 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-005.pdf:2.1MB

原子力科学研究所では、原子力機構(日本原子力研究開発機構)の中期計画に従って、各種原子力施設の廃止措置を進めている。今後、原子力施設の解体の進捗に伴い、管理区域解除にかかわる建屋コンクリートの放射線測定やクリアランス検認測定の増加が予想される。このうち、管理区域解除の放射線測定については、これまでJPDR(動力試験炉)をはじめ小規模の原子力施設で行ってきたが、埋設配管等に残留する放射性物質からの放射線の影響で既存測定器では放射線測定が困難な場合が観られた。一方、クリアランス検認測定については、原子力機構において実施された経験はないが、今後、原子力施設の廃止措置に伴って多量のクリアランス対象物の発生が予想される。このため、管理区域解除にかかわる放射線測定やクリアランス検認測定に適用するために、PLシンチレーションサーベイメータ(以下、「PL測定器」とする)を製作し、各種試験を実施した。その結果、PL測定器による放射能量の評価値は、既存測定器と同等の精度が得られることがわかった。これより、PL測定器は、軽量で容易な操作性を有し、$$gamma$$線を補償した測定を行えることから、クリアランス検認測定等に有効と考えられる。

報告書

原子炉施設廃止措置のための残存放射能インベントリ評価コードシステムRADO

助川 武則; 島田 太郎; 白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努

JAEA-Data/Code 2008-009, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Data-Code-2008-009.pdf:3.62MB

廃止措置を行う原子炉施設に残存する放射化放射能インベントリを評価する計算コードシステムRADOを整備した。本コードシステムは、巨視的実効断面積の計算,中性子束の計算及び放射化放射能インベントリの計算を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、放射化放射能インベントリ評価手法の概要,RADOコードシステムの全体構成と機能,各計算プログラムの入出力データをまとめたものである。また、これまで原子力機構で研究用原子炉の廃止措置のために行った残存放射化放射能インベントリ計算から得られた知見に基づき、中性子束計算や放射化放射能計算における入力パラメータの設定の考え方を述べた。

報告書

原子力施設の廃止措置費用評価手法の検討

白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2007-057, 46 Pages, 2007/09

JAEA-Technology-2007-057.pdf:21.21MB

各種原子力施設の特徴を整理し、廃止措置費用の概略を短時間で効率的に計算できる評価手法を作成した。本評価手法は、費用評価項目ごとに原子力施設の機器・構造物の重量等に応じた換算係数を用いて廃止措置費用を評価する。評価に必要な換算係数は、旧日本原子力研究所(以下「原研」という)で実施したJPDR等の解体実績及び旧核燃料サイクル開発機構(以下「JNC」という)の再処理工場等で実施した改造工事等の経験をもとに作成した。本報告では、各種原子力施設の廃止措置計画を合理的に進めるために原研とJNCの統合前に作成した原子力施設の廃止措置費用評価手法について換算係数の見直しを行い、新たな廃止措置費用評価手法として整備した。

報告書

廃止措置データベース; イントラネットによる公開

白石 邦生; 助川 武則; 石神 努

JAEA-Data/Code 2005-002, 162 Pages, 2006/01

JAEA-Data-Code-2005-002.pdf:27.87MB

原子力施設の廃止措置計画を効率的に検討するためには、世界各国で実施されている技術開発,費用やリスクの分析,廃止措置プロジェクト等から得られた情報を体系的に収集・整理して、それらの情報をデータベース化することが有用である。そこで、JPDRの解体作業から得られた各種データを体系的に整理するとともに、廃止措置に関連する法規制,各国の安全基準,廃止措置に関する情報等を収集・分類し、廃止措置データベースとして整備した。このデータベースは、Web上のホームページとして掲載されており、ネットワークを介して検索・表示・印刷が可能である。

論文

兵庫県南部地震後の神戸市東灘区LPガス漏洩事故による住民避難の要因分析

梅本 通孝*; 熊谷 良雄*; 石神 努; 村松 健

地域安全学会論文集,7, p.341 - 350, 2005/11

1995年1月17日の兵庫県南部地震によって神戸市東灘区沿岸の人工島:東部第二工区の事業所からLPガスが漏洩する事故が発生した。この事故への対処として翌1月18日早朝には周辺地域に避難勧告が発令され、対象となる住民は約72,000人に及んだ。この事例における避難勧告の情報伝達状況、及び住民避難の実態を把握するために、事故から2年後に避難勧告対象地域の住民へのアンケート調査を行い、406人から回答を得た。この収集データを用いて住民が避難勧告を知った状況,避難実施の有無,避難開始のタイミング,避難勧告解除の認知等について、個人属性や地理的要因等との関連性分析を行った。調査分析の結果、本調査回答者の89%が当日中に避難勧告を認知していたこと、さらにその78%がLPガス漏洩事故理由での避難を行ったこと、この避難実施状況には回答者の居住区域、及び勧告前夜の所在という2要因が強く影響したこと、等を明らかとした。

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