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報告書

プルトニウム燃料第三開発室解体前廃棄物一時保管設備3(FPG-03a,b,c)の解体撤去作業

篠崎 雄; 會田 貴洋; 磯 貴人*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 稲川 拓夢*; 森元 大成*; 磯 秀敏; et al.

JAEA-Technology 2021-043, 100 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-043.pdf:7.49MB

核燃料サイクル工学研究所では、プルトニウム燃料技術開発センターのプルトニウム燃料第三開発室において、核燃料サイクル工学研究所内の廃止措置対象施設からのMOXを集約し、長期的に安定・安全に貯蔵することを計画している。このためには、施設内の核燃料物質をペレット化し集合体貯蔵庫に保管すること(以下、「保管体化作業」という)により、プルトニウム原料貯蔵庫の貯蔵スペースを確保する必要がある。この保管体化作業における安全性の向上及び万一の事故時のリスク低減のため、1設備あたりの処理バッチサイズを従来よりも下げることとし、処理バッチサイズを決める粉末秤量・均一化混合設備の新設を計画、その設置スペースを粉末調製室(1)(FP-101)に確保するため、本件の解体前廃棄物一時保管設備3(FPG-03a,b,c)を解体撤去した。今回の解体撤去対象は、平成5年1月に使用を開始した造粒・整粒設備、添加剤混合設備および受払搬送設備で構成され、平成24年2月3日に使用を終了し、廃棄施設となった設備である。その後、ホールドアップ量低減を図るため、試験第1課によりグローブ作業で内装設備の解体・撤去が進められ、本解体撤去前には内装設備が大型機械を除きほとんど無い状態にあった。本報告書では、本設備のグローブボックスと一部の内装設備及び周辺機器の解体撤去に係るグリーンハウスの設営方法、解体撤去手順、粉末工程設備の特有の課題(粉塵等)について報告する。

論文

Technology development on reactor dismantling and investigation of contamination in FUGEN

副島 吾郎; 岩井 紘基; 中村 保之; 林 宏一; 門脇 春彦; 水井 宏之; 佐野 一哉

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

「ふげん」では、解体撤去や汚染の除去作業に係る廃止措置を安全かつ合理的に遂行することとしており、また、廃止措置に必要な技術開発を進めてきている。(1)原子炉本体解体に向けた技術開発:「ふげん」では、原子炉本体の特徴等に鑑み、原子炉本体解体には切断速度が速く二次廃棄物の発生量が少ない特徴を有するレーザ切断工法を適用する計画としている。レーザは原子炉施設解体への適用実績がないため、レーザヘッド,発振器,ロボット等から構成されるレーザ切断システムを構築し、解体物を対象とした切断実証を行った。(2)汚染状況調査に係る技術調:「ふげん」では、従前より施設の残存放射能量を的確に把握するため施設の汚染状況調査を行ってきている。今般、既存の実機材から試料を採取し核種分析により放射能濃度を評価する調査手法に加え、非破壊環境下で簡易的に「ふげん」の主要な二次汚染の主要核種である$$^{60}$$Coを指標とした汚染状況を把握する調査手法の開発に着手した。

報告書

第28回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 岩井 紘基; 水井 宏之; 門脇 春彦; 中村 保之

JAEA-Review 2013-049, 49 Pages, 2014/02

JAEA-Review-2013-049.pdf:5.59MB

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成25年9月24日に開催した第28回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"レーザ切断工法の実機適用に向けた切断試験状況及び今後の計画"、"基礎架台コンクリート等への放射性物質等の浸透性に係る検討"、"トリチウム除去における常温真空乾燥及び重水残留量の推測法の実機適用"及び福島第一原子力発電所の廃止措置技術に係る「ふげん」の取組み状況として報告した"福島第一原子力発電所の炉内解体を想定した熱的及び機械的切断技術による適用性試験"について、資料集としてまとめたものである。

口頭

Development of DC ultra-high voltage insulation technology for ITER NBI

戸張 博之; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 柏木 美恵子; 小島 有志; 大楽 正幸; 関 則和; 阿部 宏幸; 梅田 尚孝; 山中 晴彦; et al.

no journal, , 

ITERおよびJT-60SAの中性粒子入射装置(NBI)に向けた技術開発の進展を報告する。ITER NBIの高電圧電源用1MV絶縁変圧器開発では、1MVを変圧器から引き出すブッシング開発が課題であった。従来技術では製作不可能な巨大な碍子が必要となったため、新たに絶縁ガスを封入したFRP絶縁管の内部に碍子製の小型コンデンサーブッシングを装着する同軸構造の複合型ブッシングを考案した。これにより安価で入手製の高い1MV絶縁変圧器を実現した。また、直流1MV高電圧導体を真空中に導入するHVブッシング開発では、内部に設置される大面積の円筒電極間の耐電圧特性を詳細に調べ、面積の効果を考慮した絶縁特性をモックアップ試験で明らかにし、HVブッシングの絶縁設計指針を構築した。また、負イオンの長時間生成と加速に向けて、高沸点の流体を用いた負イオン源内のプラズマ電極の温度制御技術の開発、並びに負イオンの偏向を補正する電極を組み込んだ冷却性能強化型負イオン引出部を開発した。その結果、15Aの負イオンビームを100秒生成および従来の2ケタ増となるビームエネルギー密度40MJ/m$$^{2}$$を達成した。

口頭

原子炉施設におけるレーザ切断工法の実証

中村 保之; 門脇 春彦; 岩井 紘基; 副島 吾郎; 水井 宏之; 佐野 一哉

no journal, , 

「ふげん」原子炉解体は、国内外の廃止措置の実績調査や切断試験の結果等を踏まえ、工期短縮及び二次廃棄物低減等に優位と考えられるレーザ切断工法を選定した。しかしながら、これまで原子炉施設の解体作業にレーザ切断工法を適用した実績がないことから、段階的に切断実証を進め安全性及び適用性を確認してきており、このうち本件では「ふげん」の管理区域内で実機材を切断実証した結果について報告する。

口頭

非破壊環境下での簡易的$$gamma$$線測定方法の調査

副島 吾郎; 門脇 春彦; 岩井 紘基; 中村 保之; 水井 宏之; 佐野 一哉

no journal, , 

施設の解体等の廃止措置作業を安全かつ合理的に進めるためには、施設の残存放射能量を的確に把握する必要がある。このため、「ふげん」では施設の汚染状況調査を行ってきている。本発表では、簡易的に施設の汚染状況を把握する手法として考案した非破壊環境下での$$gamma$$線測定方法の調査状況について報告する。

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