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論文

原子力分野における知識マネジメントの適応

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉

知識共創(インターネット), 8, p.IV2_1 - IV2_12, 2018/08

原子力知識マネジメント(NKM)は2002年にIAEAが組織力の強化という文脈で原子力知識の重要性を勧告したことから始まる。IAEAの提案するNKMに対しては理論的な側面は十分に検討されていない点や、主要な概念や手法などが十分に定義されておらず科学的な一貫性が欠如しているという指摘がある(Kanke 2016)。例えば、原子炉施設のライフサイクルには設計、建設、運転、廃止(措置)がある。NKMというアイデアは、炉の情報・歴史を保存、次の炉での活用、廃止措置段階で過去情報へのアクセス、課題解決や新しい知識の創造といった側面で有効に機能するであろう。しかし、2002年当初は原子力知識の強化という文脈であり、そこに管理(management)という文脈を付加したような情報管理に傾注する傾向があり、KMという知識の創造が十分に研究されていない。また、Kankeが指摘するように理論的側面には議論の余地が多く残されている。本研究ではKM分野の学術の裾野の拡張を射程とし、今後の原子力分野における知識マネジメントの位置づけを明確化することでNKMを発展させることを目的に、システム科学的な視点で検討すべき課題を整理及び同定し、NKM研究の議論を深める。

論文

Research concept of decommissioning knowledge management for the Fugen NPP

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

2002年、IAEAは原子力の知識、技術、応用の強化の重要性について言及した。この背景には原子力に係わる職員の高齢化や原子力を学ぶ場の減少が指摘されている。こうした中、原子力知識マネジメント(NKM)と呼ばれる新しい研究分野が立ち上がり、原子力知識や情報の管理としてデータベースの開発が進められている。一方、日本の原子力施設では、運転経験者の退職やそれによる知識・技能の喪失が指摘されている。そこで、本研究では、過去の情報・知識を利用するためのプロトタイプ・データベースシステムを提案する。廃止措置の完了例は、日本ではJPDRが1件のみであり事例は多くはない。そのため大型水炉として初の事例である「ふげん」を対象とする。本研究のプロトタイプ開発から、過去のデータを準備するだけでは十分でない点を指摘した。これは、どのような情報を収集すべきか、そしてそれをいかにして活用すべきか、といった点に関して議論が十分になされていないためである。つまり、既存の情報の活用として運転時代の知識は重要であるものの、廃止措置はそれとは異なるタスクであり、収集された情報をそのまま使用することは必ずしも適切ではないのである。

論文

「ふげん」における知識マネジメントシステム構築に向けた取組み

手塚 将志; 樽田 泰宜; 香田 有哉

デコミッショニング技報, (56), p.46 - 54, 2017/09

原子力施設の廃止措置は、長期に亘るプロジェクトであり、高経年化が進む国内では使命を終えた施設から順次、着手していくこととなる。また、廃止措置の実施にあたっては、設計、建設、運転時代のプラント情報等が必要となることに加え、実施過程を通して得られる技術、データ、知見、経験、文書等を効果的に活用していくことが不可欠である。一方、各原子力施設の現場では、建設・使用前検査段階や運転・保守に携わってきた世代が高齢化とともに退職を迎えることにより、この世代が経験的に保有してきた情報やノウハウ等が失われる懸念がある。こうした背景を踏まえ、2008年に廃止措置計画の認可を得て、現在、廃止措置を実施中である原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、今後の廃止措置を安全かつ合理的に実施していくために、人材育成とともに次世代へ技術・知識を継承する取組みとして知識マネジメントシステムの構築を進めている。また、本システムは、「ふげん」を素材としたプロトタイプを基盤とし、今後の廃止措置施設に活用できるよう汎用性のあるシステム構築を目指すものである。

報告書

「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討; 熱交換器等の解体撤去手順の予備評価

香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*

JAEA-Technology 2015-050, 74 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-050.pdf:3.43MB

廃止措置作業の遂行には、長期間の工期と多額の費用を伴うため、作業の安全性を担保することを前提に、作業の効率性も考慮した最適な作業手順を策定することが重要となる。このため、「ふげん」原子力発電所の設備・機器等の解体撤去工事における作業人工数や被ばく量等を管理指標とし、最適な作業手順を選択するための検討を進めている。本報告書では、原子炉冷却材浄化系の熱交換器等を対象とした複数の作業手順を対象に、それぞれの作業手順に応じた作業人工数や被ばく量等を評価するとともに、各評価項目に重み付けをすることにより最適なシナリオを選択する手法について検討した結果を報告する。

論文

基礎架台コンクリート等への放射性物質等の浸透性評価

手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 久米 恭*

平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10

解体撤去物等の汚染レベルに応じた分別管理に資するため、「ふげん」のタービン建屋内に敷設されていた復水器の基礎架台コンクリートを供試体として、予め表面のひび割れ状況等の事前観察を行った上で、供試体内部の汚染状況を調査した。事前観察において、供試体のひび割れは鉄筋腐食により生じたものと推察された。次いで、イメージングプレート(IP)を用いた非破壊の汚染調査を行うとともに、供試体から試料を採取して$$gamma$$線放出核種及び$$beta$$線放出核種の分析を行った結果、供試体の表面から内部に至るまで汚染は認められなかった。また、海水由来と推測される大気中の塩素元素が供試体に浸透しているか否か屋外から採取した試料との比較分析を行い、接液環境以外からの物質の浸透挙動に関して検討を加えた。さらに、ひび割れ範囲の確認方法として、コンクリート探傷剤を用いたひび割れ範囲の可視化を検討したところ、目視で容易に確認できたことから、有効な手法であることが判明した。以上の検討結果に基づき、鉄筋腐食によるひび割れが明らかな基礎架台コンクリートについては、保守性を確保する観点から、表面より最大ひび割れ深さ付近までの範囲は確実に分離・除去すること、次いで分離・除去された表面にひび割れ部が残存していれば、既往報告に示された「浸透汚染が必ずしも否定できない範囲」を特定・分離するロジックを適用すべきであることを示した。

論文

埋設技術基準への適合性に係る検討

手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 遠藤 伸之*; 久米 恭*

平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10

「ふげん」には、濃縮廃液を固型化したアスファルト固化体が保管され、それらの中には廃棄体の埋設処分に係る基準(埋設技術基準)に適合しないものも存在する可能性があるため、これらは現状のままでは埋設処分できない。そこで、上記の基準に適合しない可能性のある「アスファルト固型物」が基準に適合するよう「再度処理」することを想定し、具体的方策に関する机上調査に加え、予備的な試験も合わせて行った。机上調査では、アスファルトやアスファルト固化体となった時の性状、「アスファルト固型物」の取り扱いや検査方法等について情報を整理した。机上の調査・検討結果から得られた情報をもとに、ごく小規模な「アスファルト固型物」の模擬体や再度処理を想定した固化体(セメント固化体、充填固化体)を試作し、それらの固化特性や化学的特性に関して予備的な試験を行うことで、今後の「再度処理」の検討に資する知見を得た。以上の調査・検討及び試験の結果を踏まえ、現在の埋設技術基準への適合を図っていくための考え方を整理した。そして、整理した考え方に基づき、今後取り組んでいくべき項目を提示し、3$$sim$$5か年程度の期間を想定したロードマップを作成した。

論文

Evaluation of dismantling data in Fugen's decommissioning

香田 有哉; 手塚 将志; 荒谷 健太; 南光 隆

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

原子力機構原子炉廃止措置研究開発センター(以下、「ふげん」)では、廃止措置計画の認可を得た2010年以降、比較的汚染レベルの低い設備であるタービン系設備の解体撤去工事を実施しながら、廃止措置の研究開発を進めている。「ふげん」は原子炉本体等の一部構造を除けばBWRと類似していることから、将来の実用炉の廃止措置に成果を反映する観点から、参考となる有用なデータを蓄積・評価することを目的とし、解体撤去工事を通じて解体工法等の確証を進めている。2014年度までに、タービン系設備のうち給水加熱器, B復水器, A復水器の一部、組み合わせ中間弁等の機器等について解体撤去を終えている。今回は従来の技術を用いた切断試験を実施し、各切断工具の適用性を評価した結果について報告する。

論文

「ふげん」廃止措置の現状

北村 高一; 忽那 秀樹; 松嶌 聡; 香田 有哉; 岩井 紘基

デコミッショニング技報, (51), p.2 - 10, 2015/04

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)では、平成20年2月に新型転換炉原型炉施設(重水減速沸騰軽水冷却圧力管型炉)の廃止措置計画の認可を受け、それ以来、廃止措置作業に精力的に取り組んできている。放射能レベルが比較的低い施設の解体として、タービン設備の解体撤去工事を進め、様々なデータを蓄積してきている他、重水抜き出し及びトリチウム除去並びに重水の搬出等を安全かつ合理的に実施してきている。また、クリアランス制度の運用準備や原子炉本体の解体工法等の研究開発も同時に進めている。廃止措置を実施しながら、地元産業界や地元大学との共同研究等の連携に努めている他、国内外の関係機関とも情報交換を継続的に実施している。

報告書

第30回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 香田 有哉; 今川 康弘

JAEA-Review 2014-045, 38 Pages, 2015/01

JAEA-Review-2014-045.pdf:67.33MB

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26年9月19日に開催した第30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"、"タービン系設備の解体撤去工事における実績データの評価及び今後の計画"及び"重水搬出作業の完遂"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に係る人工数評価式,3; 復水器等の撤去の解体工程

窪田 晋太郎; 出雲 沙理; 臼井 秀雄; 川越 浩; 香田 有哉; 南光 隆

JAEA-Technology 2014-022, 22 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-022.pdf:3.5MB

原子力機構では原子力施設の物量データ等に基づき、廃止措置計画の策定に必要なデータを評価するPRODIAコードを開発しており、評価に用いる評価式の整備を進めている。平成22年度から平成24年度に「ふげん」で実施された復水器等の解体作業に要した人工数を分析し、解体工程の作業項目について既存評価式との比較を行った。その結果、保温材の撤去、給水加熱器の撤去については、既存評価式がより規模の大きい原子炉施設にも適用できることを確認し、信頼性の高い単位作業係数が得られた。また、配管・サポートの撤去については、クリアランスのための作業に要する人工数の評価式を作製したことにより、クリアランスを伴う作業が発生しても柔軟に人工数を評価することができるようになった。復水器の撤去については、これまでデータの統計数が不足していたが、「ふげん」の複数の実績データを加えることにより統計的に意味のあるデータから単位作業係数が導出された。また、実績データに正の相関があることを確認し、人工数を一次式の評価式で評価できることが分かった。それぞれの評価式について、今後得られる実績データを追加することで単位作業係数の信頼性の向上が期待できる。

報告書

第26回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 香田 有哉; 芝原 雄司; 門脇 春彦

JAEA-Review 2012-040, 36 Pages, 2013/01

JAEA-Review-2012-040.pdf:8.2MB

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24年9月13日に開催した第26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"、"タービン系設備の解体撤去工事における各種切断工法等の適用実績"、"管理データ評価システムを用いた解体作業計画の立案に関する検討"、"重水回収・トリチウム除去作業の実績と知見"について、資料集としてまとめたものである。

口頭

放射性廃棄物工学

田尻 剛司; 清田 史功; 林 宏一; 香田 有哉

no journal, , 

福井工業大学における「放射性廃棄物工学」講座において、廃止措置を紹介する。講義は、原子力発電所の廃止措置、「ふげん」の廃止措置計画、「ふげん」の廃止措置の状況と題して3回行う。第1回: 廃止措置の制度、国内外の廃止措置の実績廃止措置に必要となる技術、第2回: 「ふげん」の概要、「ふげん」の廃止措置計画の概要、残留放射能評価、安全評価、第3回: 廃止措置における主要技術、系統除染、原子炉本体の遠隔解体技術、「ふげん」の廃止措置に状況と適用した技術

口頭

コンクリートヒビ割れ部切削工具の試作

香田 有哉

no journal, , 

「ふげん」の廃止措置に伴う機器等の解体撤去に伴い、基礎架台コンクリート等についても順次解体撤去する計画である。これらのコンクリートが経年変化等により表層にヒビ割れを有する場合、放射性物質がヒビ割れ部に浸透している可能性が必ずしも否定できないことから、「放射性廃棄物でない廃棄物(NR)」として処理・処分するためには、当該ヒビ割れ部位を物理的に分離する必要がある。ただし、原子炉施設内でこの分離作業を実施する場合、放射性物質を含有する可能性のある粉じんの拡散防止を考慮のうえ、作業を安全かつ合理的に実施する手法の確立が課題である。本件は、上述の方策を具現化するため、第29回オープンセミナーにて技術課題として提示するものである。

口頭

コンクリートヒビ割れ部切削工具の検討及び試作

香田 有哉

no journal, , 

「ふげん」の廃止措置で解体撤去作業の対象とする基礎架台コンクリートについては、「放射性廃棄物でない廃棄物(NR)として処理・処分することを目標としている。基礎コンクリートにおいては、経年劣化等により表層にヒビ割れを有する場合、液体(放射性物質等)がヒビ割れ部に浸透している可能性が必ずしも否定できないことから、当該ヒビ割れ部を分離する必要がある。そこで平成25年度同事業にて試作機を作製しており、一定の成果(切削深さ30mm、粉塵飛散防止)を得ることはできた。しかしながら、新たに抽出された課題や未達成課題を解決するために、当該試作機を改良する必要があることから、第32回オープンセミナーにて技術課題として提示するものである。

口頭

「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討

香田 有哉; 水井 宏之; 手塚 将志; 柳原 敏*

no journal, , 

廃止措置を安全かつ合理的に実施するためには、解体対象とする設備・機器等の重量・汚染形態や作業内容を考慮した上で、事前に複数のシナリオを計画し、その中から最適シナリオを選択することが重要である。このため、原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」)で計画している解体撤去作業を対象に、作業人工数、被ばく線量、廃棄物量の各種管理データを指標として、最適なシナリオの評価方法について検討した。

口頭

「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討,2

香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*

no journal, , 

廃止措置を安全かつ合理的に実施するためには、解体対象とする設備・機器等の重量・汚染形態や作業内容を考慮した上で、事前に複数のシナリオを計画し、その中から最適シナリオを選択することが重要である。このため、原子炉廃止措置研究開発センター(ふげん)で計画している解体撤去作業を対象に、作業人工数、被ばく線量、廃棄物量の各種管理データを指標として、最適なシナリオの評価方法について検討した。本検討では、評価対象解体シナリオの高精度化を図るため、先に構築した簡易解体シナリオの問題点を洗い出し、より現実的な解体シナリオへの見直し、線量マップの詳細化、最適解体シナリオ選択評価方法の検討、解体時の機器内部線量評価(モンテカルロ法を用いた評価)等を行い評価精度の向上を図った。

口頭

「ふげん」廃止措置プロジェクトにおける解体シナリオの最適化検討,3

香田 有哉; 手塚 将志; 柳原 敏*

no journal, , 

廃止措置を安全かつ合理的に実施するためには、解体工事の検討段階において、解体対象である設備・機器等の重量・汚染形態や作業内容を考慮し、事前に複数のシナリオを想定し、最適シナリオを選択することが重要である。「ふげん」では、これまでにタービン系設備、原子炉冷却材浄化系設備を対象に複数の現実的な簡易解体シナリオを想定し、作業人工数、廃棄物量、被ばく線量等のプロジェクト管理データを指標として、最適な解体シナリオを選択する手法を進めている。本報告では、重水系・ヘリウム系設備を対象とし、複数のシナリオを作成し、比較を行った結果について報告する。

口頭

原子力施設廃止措置における知識マネジメント支援システムの構築,3

井口 幸弘; 柳原 敏*; 手塚 将志; 香田 有哉; 加藤 靖章

no journal, , 

施設の廃止措置を進めている「ふげん」を対象に、知識マネジメント支援システムの構築、およびその有効性を評価する。具体的には、「ふげん」を通常の原子力施設の廃止措置の事例として、必要となる知識を抽出する手法、職員の技術的な経歴情報や個人の廃止措置に関する業務上の知識を引き出し、共有するための仕組みについて検討を実施した。

口頭

福井大学敦賀キャンパス一般公開; ビックパットによる解体計画検討のアニメーション

井口 幸弘; 香田 有哉; 加藤 靖章

no journal, , 

ふげんの概要および、福井大学とふげんが共同研究として進めている解体シナリオの最適化検討とVRdoseを活用した解体アニメーションについて公開する。

口頭

拡張現実感技術を使用した施設解体のための支援システム

泉 正憲; 香田 有哉

no journal, , 

本システムは施設等の解体撤去工事に係る解体撤去物の運搬や仮置きの状況を拡張現実感技術を使用して視覚的にシミュレーションし、作業計画や作業要領の立案・検討を支援するものであり、解体撤去物の運搬や仮置きのイメージを視覚的に検討することが可能であるとともに、狭隘部における運搬に際し、その環境下での干渉状況を把握することが可能である。

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