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永井 佑哉; 木村 泰久; 武内 健太郎; 周治 愛之; 川崎 猛; 平野 耕司*; 冨山 昇*; 薄井 康弘*; 仁平 成一朗*; 篠崎 智弘*; et al.
JAEA-Technology 2025-003, 110 Pages, 2025/10
JAEA-Technology-2025-003.pdf:11.5MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止措置対象施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼炉、洗浄脱水槽、洗浄廃液槽とこれらを包蔵するグローブボックスNo.W-4、計量タンクを包蔵するグローブボックスNo.W-5、凝集沈殿槽、スラリー受槽、中和タンク、受入タンクとこれらを包蔵するグローブボックスNo.W-6-1、調整タンク、調整液撹拌機、吸着塔、払出しタンク、払出しタンク撹拌機、吸着塔とこれらを包蔵するグローブボックスNo.W-6-2であり、令和2年3月から令和4年3月の約2年間をかけて解体撤去作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである。
浅川 潤; 木村 泰久; 平野 宏志*; 北村 哲浩
保健物理(インターネット), 60(1), p.63 - 73, 2025/04
During the glovebox dismantling activities, workers wearing air fed suits would have been working in a radioactive environment. Because of the exposure risk, the following radiological control measures have been implemented. First, prior to the glovebox dismantlement activities, we performed a detailed radiological survey of the dose rates in the operation area. Based on the results, we estimated the external exposure doses to the workers in the course of the work. We then applied these estimates to the work plan and defined a management reference value for external exposure. The worker's external exposure dose is limited to this level by continuously monitoring the air dose rate in the operation area and the worker's dosimeters. For the workers internal exposure prevention, we measure the surface density of radioactive materials and the concentration of radioactive materials in the air. We then select respiratory and body protective equipment with a suitable protection coefficient and define the management reference value for internal exposure. The worker's inhalational hazard is managed by continuously monitoring the measurement values that are within the management reference value. In this report, we explain these radiological management activities in detail by showing the concrete procedures and data that we have implemented and obtained through the liquid waste treatment glove boxes dismantlement work previously performed.
永井 佑哉; 木村 泰久; 平野 宏志*; 北村 哲浩
保健物理(インターネット), 59(4), p.168 - 181, 2024/12
核燃料物質で汚染されたグローブボックス類の解体撤去に関連し、工程室の壁のすぐそばに設置されたグローブボックスと複数の工程室の壁を通る移送トンネルの一部について撤去した事例について報告する。これらの事例では従来型の密封包蔵手段が取れなかったため、新たな手段を構築して解体作業を行うこととした。本稿では検討・準備した包蔵手段と解体工法を、実際に行った作業内容と共に紹介した。
坪田 陽一; 木村 泰久; 永井 佑哉; 小嶋 祥*; 床次 眞司*; 中川 貴博
Proceedings of International Conference on Decommissioning Challenges; Role and importance of innovations (DEM 2024) (Internet), 7 Pages, 2024/05
福島第一原子力発電所のPCV内で想定される過酷な環境(高湿度,高
/
線バックグラウンド)における
エアロゾルの「その場」モニタリングシステムを開発した。本システムの一部をMOX燃料施設のグローブボックス解体現場に設置し、その高速応答性能と長期運転能力を実証した。
柴沼 智博; 平野 宏志*; 木村 泰久; 會田 貴洋; 吉田 将冬; 永井 佑哉; 北村 哲浩
保健物理(インターネット), 58(2), p.91 - 98, 2023/08
原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターは、簡易に組み立てられる緊急避難用グリーンハウス(GH)を開発した。本稿では本GHを開発するに至った背景について述べた後、従来の緊急避難用GHの具体的な問題点を整理し、それらをどのように改良・改善し新たなGHを開発したかを説明した。また、本GHを実際に運用することで出現した新たな問題点についても触れ、施した更なる改良・改善内容を紹介した。
永井 佑哉; 周治 愛之; 川崎 猛; 會田 貴洋; 木村 泰久; 根本 靖範*; 小沼 武司*; 冨山 昇*; 平野 耕司*; 薄井 康弘*; et al.
JAEA-Technology 2022-039, 117 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2022-039.pdf:11.96MB
日本原子力研究開発機構は多くの原子力施設を保有しているが、その多くで老朽化・高経年化への対応、東日本大震災及び福島第一原子力発電所の事故を受けた耐震化や新規制基準への対応が求められ、多額の予算を要する状況である。このため、役割を終えた原子力施設についても根本的なリスク低減及び維持管理費用の削減のために施設の廃止措置を進めることが望ましいが、廃止措置及び発生する放射性廃棄物の処理処分に必要な施設の整備・維持管理にも多額の費用が必要となる。この状況を踏まえ、原子力機構では(1)継続利用する施設を絞り込む「施設の集約化・重点化」、(2)新規制基準・耐震化対応、高経年化対策、リスク低減対策等の「施設の安全確保」及び(3)廃止措置、廃棄物の処理処分といった「バックエンド対策」を3つの柱とした「施設中長期計画」を策定した。本計画において、プルトニウム燃料第二開発室は廃止施設として位置付けられており、施設内に設置された設備の解体撤去を進めている。今回の解体撤去対象は、焙焼還元炉、ペレット粉砕設備、これらを包蔵するグローブボックスNo.W-9及びW-9と隣々接の工程室内に設置されているグローブボックスNo.D-1とを連結するトンネル形状のグローブボックスNo.F-1の一部であり、許認可等による約4年の作業中断期間を含めて平成26年2月から令和2年2月の約6年間をかけて作業を実施した。本報告書では、本解体撤去における作業実績、解体撤去を通して得られた知見をまとめたものである。
浅川 潤; 平野 宏志*; 永井 佑哉; 會田 貴洋; 柴沼 智博; 木村 泰久
保健物理(インターネット), 57(2), p.93 - 101, 2022/09
核燃料物質取扱施設において、放射性物質により汚染されたグローブボックス解体撤去作業はグローブボックス全体をビニル製のテントで覆い、テントの内部でエアラインスーツ(以下、「AFS」という。)を着用した作業者(以下、「AFS作業者」という。)が切断工具等を用いて解体を行う。作業においてAFS作業者の体調が急変し自律的な移動が困難な場合、人命尊重の観点から最短時間で退域させる必要がある。この場合、多くの放射性物質が汚染コントロール室に持ち込まれ、室内及び作業者の装備が汚染される可能性がある。その結果、除染が完了するまでの間、待機を余儀なくされたもう一方のAFS作業者に身体的負荷が高いAFSを長時間着用させることとなる。本報告では汚染された汚染コントロール室に代わる新たな汚染コントロール室として、先般原子力機構において開発された身体汚染対応用GHを用い、残されたAFS作業者を速やかに退域させる手順を提案した。その結果、身体汚染対応用GHを用いることで、従来待機を余儀なくされたAFS作業者の待機時間の大幅な短縮が可能であることを確認した。
照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.
JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB
原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。
木村 泰久; 平野 宏志; 綿引 政俊; 久芳 明慈; 石川 進一郎
デコミッショニング技報, (52), p.45 - 54, 2015/09
日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所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二開発室は、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料の製造技術開発及びその実証施設として建設・運転されたが、現在廃止措置段階にあり、施設内のグローブボックスの解体撤去を進めている。グローブボックスの解体撤去は、汚染拡大防止用のグリーンハウスを解体撤去対象のグローブボックスの周囲に設置し、空気供給式呼吸保護具であるエアラインスーツを着用した作業員がグローブボックス本体や内装機器を切断する方法で進めている。この方法は多くの実績がありその手順は確立しているものの、作業員の精神的、肉体的負荷は高い。そのため、解体撤去作業の安全性、経済性の向上を目的に、グリーンハウス内で小型重機を活用する新たな解体撤去技術の開発に着手した。本報告では、プルトニウム燃料第二開発室の廃止措置、グローブボックス解体撤去技術開発の現状について報告する。
大矢 恭久*; 廣畑 優子*; 田辺 哲朗*; 柴原 孝宏*; 木村 宏美*; 小柳津 誠*; 新井 貴; 正木 圭; 後藤 純孝*; 奥野 健二*; et al.
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.945 - 949, 2005/11
被引用回数：9 パーセンタイル：51.09(Nuclear Science & Technology)JT-60Uの内側ダイバータ中の水素と重水素の分布及び滞留量を二次イオン質量分析法(SIMS)及び昇温脱離法(TDS)、また再堆積層の有無及び厚みを走査電子顕微鏡(SEM)を用いて評価した。その結果、ほとんどの水素及び重水素は再堆積層(HH再堆積層またはDD再堆積層)に滞留していた。重水素放電時に高い熱出力があったため、DD再堆積層中の重水素はHH再堆積層中の水素よりもかなり少なかった。再堆積層が存在しない排気ポート近くでは表面近傍に重水素がおもに存在し、これが主要な水素のプロファイルとなっていた。これらの結果から推定されるトリチウムの滞留挙動は放電履歴及び温度に強く影響されることが明らかとなった。グラファイトタイルや再堆積層中のトリチウム滞留量は、核融合炉運転中の温度を上げることによって大幅に低減することが可能であると言える。
吉田 将冬; 周治 愛之; 川崎 猛; 木村 泰久; 平野 宏志
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【課題】汚染雰囲気に曝される物を最小限に抑えて、汚染雰囲気に対して物品を安全に搬出入可能な物品搬出入システムを提供する。 【解決手段】物品搬出入システムは、汚染雰囲気を囲って非汚染雰囲気から隔離すると共に、汚染雰囲気及び非汚染雰囲気を連通させる開口が形成されたポートを有する建屋と、物品が載置される載置部、及び把持可能な把持部を有する載置台と、可撓性を有する材料で構成されており、開放された両端部のうち、一方側端部が前記開口を囲むようにポートに接続され、他方側端部が載置部を囲むように載置台に接続される筒状部材と、筒状部材から露出した把持部を把持して、ポートを通じて載置台を建屋に搬入し、さらに建屋から搬出する搬出入装置と、載置台が建屋から搬出された後に、ポートと載置台との間で筒状部材をシールするシール装置とを備えることを特徴とする。
平野 宏志; 木村 泰久; 柴沼 智博; 會田 貴洋; 永井 佑哉; 浅川 潤; 吉田 将冬; 周治 愛之
南 明則*
【課題】迅速に組み立て可能な接続テントを提供する。 【解決手段】接続テント(1)は、一対の第1側面フレーム(11、12)及び第1天面フレーム(13)を有する門型フレーム(10)と、第2側面フレーム(21)及び第2天面フレーム(22)を有するL型フレーム(20)と、門型フレーム(10)及びL型フレーム(20)で囲まれた内部空間に収容可能であり、開閉可能な複数の出入口が側面に形成された箱型の部屋テントとを備え、複数の出入口それぞれは、門型フレーム(10)及びL型フレーム(20)の側面に形成された複数の開口のいずれかに対面している。
木村 泰久; 平野 宏志; 柴沼 智博; 吉田 将冬; 永井 佑哉; 塙 幸雄; 周治 愛之; 會田 貴洋
南 明則*
【課題】ポート本体とグローブとを間に隙間が生じるのを適切に防止できるポートキャップを提供する。 【解決手段】ポートキャップ(20)は、取付開口(8)から突出する筒体(16)と、先端部が筒体(16)を通じてグローブボックスの内部空間に進入し、基端部が筒体(16)の外周面側に折り返されたグローブ(12)と、折り返されたグローブ(12)と筒体(16)の外周面との間を封止するOリング(13A,13B)及びクランプリング(14)とを備えるグローブポート(10)に取り付けられ、グローブ(12)の内側から筒体(16)に圧入される内筒(21)と、筒体(16)の外側を覆う外筒(22)と、内筒(21)及び外筒(22)の端部同士を接続するフランジ(23)とを備え、内筒(21)の外周面側の先端(21A)は、R面取りされている。
alpha air monitor in a harsh environment坪田 陽一; 木村 泰久; 永井 佑哉; 小嶋 祥*; 床次 眞司*; 中川 貴博
no journal, ,
An in-situ monitoring system for the -aerosol in the harsh (high humidity, high /-ray background) environment expected inside the 1F-PCV was developed. A part of the system was installed at the glovebox dismantling site of a MOX fuel facility, and its fast response performance and long-term operation capability were demonstrated.
線管理への適用化検討田村 健; 畑中 延浩; 根本 修直; 木村 泰久; 平野 宏志*; 川崎 位
no journal, ,
現在、市販されている電動ファン式半面マスクは、粉塵の多い工事現場に向けて製造されているものが大半であり、マスクフィルタの構造上、プルトニウム粒子が吸引された場合、放出される線の汚染検査が困難である。このため、汚染の見逃しや最悪の場合、内部被ばくにつながることも考えられ、MOX燃料施設における適用には不向きである。このことから、マスクフィルタ表面で線に対する汚染検査ができるよう汚染検知用プレフィルタ及び取付けアタッチメントを検討した。
會田 貴洋; 平野 宏志*; 木村 泰久; 柴沼 智博; 吉田 将冬; 永井 佑哉; 浅川 潤; 周治 愛之
no journal, ,
核燃料物質を取扱う施設において、漏えい事故等により大規模な身体汚染等が発生した場合、汚染者を速やかに退避させることが被ばくリスクを軽減する上で重要となる。その対応には、汚染者の処置(汚染検査及び除染作業等)を含むため、発災元となる区域の出口に複数の密閉型テントで構成されたグリーンハウスを設置することが、汚染範囲の拡大防止、退避支援者の放射線安全を考慮すれば有効となる。今回開発したグリーンハウスは、確実な気密性能を有し、少人数で短時間に設営可能である。また、排気装置による内部空気流線の確保、放射線管理機器による空気中放射性物質濃度のリアルタイム計測により、二次汚染の発生を防止する。さらに、汚染者が多数に及んだ場合にも、複数系統で同時に処置を行えるよう、退避導線の重複化した。そのため、大規模な身体汚染事故に即応する設営性と放射線安全性を兼備し、汚染者の速やかな退避を可能とした。
