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報告書

再処理特別研究棟における廃液貯槽LV-1の原位置解体; 解体準備作業

横塚 佑太; 砂押 瑞穂*; 藤倉 敏貴; 鈴木 翔太; 村口 佳典; 半田 雄一; 三村 竜二; 照沼 章弘

JAEA-Technology 2020-017, 56 Pages, 2021/01

JAEA-Technology-2020-017.pdf:7.88MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、1996年度より設備・機器等の解体を実施している。2007年度から、湿式再処理試験で発生した廃液を貯蔵していた廃液長期貯蔵施設において、地下1階LV-1室に設置された廃液貯槽LV-1を原位置解体工法により解体撤去した。本報告書はその解体撤去のための準備作業についてまとめたものである。これらの作業における作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集するとともに、作業効率等の分析を行った。

論文

Unitization for portability of emergency response surveillance robot system; Experiences and lessons learned from the deployment of the JAEA-3 emergency response robot at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants

川妻 伸二; 三村 竜二; 淺間 一*

ROBOMECH Journal (Internet), 4, p.6_1 - 6_7, 2017/02

緊急時対応偵察ロボットの可搬性が重要であることは明らかであった。そのため、日本原子力研究所(現日本原子力研究開発機構: JAEA)が開発したRESQ-Aロボットも可搬性の考慮がなされていた。福島第一原子力発電所事故の発生後、JAEAが当初想定した現場状況に合うようにRESQ-Aロボットを改造した。しかしながら、実際の現場状況は想定を超えており、福島第一原子力発電所の操作員から情報を得て、更なる改造が必要となった。実際の状況は混乱していて、原子炉建屋内には瓦礫が飛散し、仮設のケーブルやホースが敷設されていたため、偵察ロボットは制限された通路を操作員が運べ、短時間で再組み立てを行え、更に保守時の操作員の被爆量提言のため、ケーブルやタイヤもはずせるようにしなければならなかった。JAEAは福島第一原子力発電所操作員の協力を得て、JAEA-3ロボットシステムの再改造を行なった。緊急時対応偵察ロボットが可搬性の観点から分割できるようにしなければいけないというのが教訓であり、緊急時対応偵察ロボットの分割に関する基本方針を策定した。

報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

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。

論文

In-situ dismantling of the liquid waste storage tank in the decommissioning program of the JRTF

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

日本原子力研究所の再処理特別研究棟(JRTF)は、日本で最初の工学規模の再処理試験施設である。JRTFは、JRR-3からの使用済燃料を再処理するために1968年から1969年にかけて運転を行った。PUREX法による合計3回の試験結果として、プルトニウム(PU)200gを抽出した。この運転では、プルトニウムを含む比較的放射能濃度の高い廃液が約70立方メートル発生し、この廃棄物の一部は、6つの廃液貯槽に貯蔵された。施設の閉鎖後、廃止措置技術を開発し、燃料サイクル施設の解体の経験とデータを得るため、1990年よりJRTFの廃止措置計画が開始された。貯槽内の廃液は1982年から1998年にかけて処理され、2002年から貯槽の解体が開始された。廃液貯槽は狭いコンクリートセル内に設置されており、セルの内部は高線量エリアであった。貯槽の解体方法は、解体のための人手と時間を決定する重要な因子である。本発表では、廃液貯槽の原位置解体及びその準備作業について発表する。

報告書

高圧圧縮装置における安定運転のための設備改善

須藤 智之; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2011-015, 24 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-015.pdf:2.28MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で高圧圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物を1/3から1/4に減容するものである。本装置における模擬廃棄物を使用した試験運転により、圧縮前後の廃棄物を移送するための動作機構並びに圧縮工程で生じた不良圧縮体の搬出作業において、安定運転を達成するうえで改善が必要な技術的課題が確認された。本稿では、本装置の安定運転に向けてこれらの課題に対して行った設備改善内容及びその結果について報告する。

報告書

高圧圧縮充填固化体の空げき率評価

須藤 智之; 中塩 信行; 大杉 武史; 三村 竜二; 石原 圭輔; 里見 慎一; 明道 栄人; 門馬 利行; 小澤 一茂

JAEA-Technology 2010-041, 38 Pages, 2011/01

JAEA-Technology-2010-041.pdf:4.73MB

高減容処理施設の高圧圧縮装置は、原子力科学研究所に保管されている低レベル固体廃棄物のうち、原子炉施設等から発生した金属廃棄物について最大約2,000tの圧縮力で圧縮処理を行うことにより放射性廃棄物の減容を行うものである。高圧圧縮処理後の圧縮体を容器に収納し、固型化材料等により容器と一体化した高圧圧縮充填固化体は、将来のコンクリートピット型廃棄物埋設処分の対象となる。高圧圧縮充填固化体は、埋設処分にかかわる法令上の技術基準を満足する必要があり、その一つに固化体内部の空げき率がある。本稿では、高減容処理施設で実際の廃棄物に適用している処理手順及び方法を模擬して作製した圧縮体をモルタルにより容器と一体化した高圧圧縮充填固化体について、コンクリートピット型廃棄物埋設処分を念頭に空げき率の評価を行い、その健全性を確認した。

口頭

日本原子力研究開発機構の原子力災害ロボット緊急対応; 福島第一原子力発電所事故対応の概要と教訓

岡田 尚; 川妻 伸二; 福嶋 峰夫; 五十嵐 幸; 中井 宏二; 三村 竜二; 金山 文彦

no journal, , 

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震とその後の津波の影響により、東京電力福島第一原子力発電所は全電源喪失,炉心冷却不能と言う事故が発生した。日本原子力研究開発機構では保有する原子力災害ロボットの改造及び$$gamma$$線可視化装置等を開発する等、東京電力を支援してきた。本稿では原子力災害ロボット緊急対応状況とその教訓及び$$gamma$$線可視化装置による支援状況について述べる。

口頭

遠隔操作技術にかかわる福島第一原子力発電所事故対応,1; 原子力機構における遠隔操作技術支援の概要

川妻 伸二; 岡田 尚; 福嶋 峰夫; 中井 宏二; 三村 竜二; 金山 文彦

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故は、巨大津波襲来、全電源喪失、炉心溶融、さらには水素爆発、放射能の大量漏えい、高線量率環境等、我が国では経験のない事象が相次ぎ、事故の収束・復旧作業には困難を極めている。原子力機構では事故直後より、政府と東京電力の福島原発事故対策統合本部リモートコントロール化プロジェクトチームに参画するとともに、所有していた原子力災害ロボット等の改造、整備、提供等の遠隔操作技術にかかわる福島第一原子力事故対応を実施してきた。本稿では、これまでの支援の概要を報告する。

口頭

遠隔操作技術にかかわる福島第一原子力発電所事故対応,3; $$gamma$$線可視化計測装置搭載偵察プラットフォームの開発

三村 竜二; 金山 文彦; 岡田 尚; 川妻 伸二

no journal, , 

福島第一原子力発電所の復旧に向けてはさまざまな工事を要するが、原子炉建屋内は放射線量が高く人が立ち入り長時間作業を行うことが困難であることから、放射線量を低下させるため除染を行う必要がある。安全かつ効率的に除染を行うには、現場の放射線量や汚染分布を調査・把握する必要がある。本稿では、除染に向け原子炉建屋内の高線量エリアにおいて$$gamma$$線を可視化し線源位置を特定する$$gamma$$線可視化計測装置「$$gamma$$-eye」を搭載した偵察プラットフォームの開発について報告する。

口頭

環境中における線量率マッピングシステムの開発

三村 竜二

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では、放射性Cs等の漏えいにより広大な地域が汚染した。環境修復や住民不安の解消のためにはホットスポットを検知できるきめ細かな線量率マップを作成する必要がある。可搬型サーベイメータを用いたマッピング作業は一定の高さを保持した正確な測定や測定位置を正しく記録する必要があり専門的知識と労力を必要とすることから、簡便に線量率マップを作成できるシステムの開発が望まれた。

口頭

パイロットスケール熱分解炉を用いた除染廃棄物の処理試験,3 飯舘村水田土壌の加熱処理

大杉 武史; 中塩 信行; 三村 竜二; 野中 一晴; 中西 良樹; 大越 実; 時澤 孝之; 中山 真一; 木村 武*

no journal, , 

農地等の除染作業から発生する植物や土壌などの除染廃棄物を減容処理することを目的として、パイロットスケールのロータリーキルン型熱分解炉を製作し、加熱処理試験を行った。本報では、飯舘村の水田から採取した性質の異なる土壌を用いて行った加熱試験結果について報告する。

口頭

放射線測定技術開発,福島第一原子力発電所事故対応; $$gamma$$線可視化装置の開発(福島第一原子力発電所事故緊急対応)JR-1(JAEA Reconnaissance 1)の概要

三村 竜二; 岡田 尚; 五十嵐 幸

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が実施した福島第一原子力発電所事故の緊急対応のうち、放射線測定及び遠隔ロボットについて紹介する。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,2; 解体前準備作業

村口 佳典; 三村 竜二; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生; 立花 光夫

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。本報告は、LV-1の原位置解体のうち、解体前準備作業の概要とその作業で得られたデータについて述べる。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,1; 解体計画の概要

中塩 信行; 三村 竜二; 村口 佳典; 根本 浩一; 白石 邦生; 立花 光夫; 窪田 晋太郎; 川越 浩

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。本報告は、LV-1の原位置での解体計画の概要について述べる。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,3; LV-1の放射能インベントリ評価

窪田 晋太郎; 川越 浩; 立花 光夫; 村口 佳典; 三村 竜二; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。今回は残渣の回収・除染における除染方法の選定、除染時の作業者の被ばく線量評価に活用するため、LV-1の汚染状況の調査結果とモンテカルロ輸送計算コード(MCNP5)による解析計算からLV-1の放射能インベントリを評価し、狭隘な場所に設置されたFP含有汚染機器の解体の事前評価手順を確立した。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,5; LV-1内における残渣除去作業及び除染作業について

中塩 信行; 村口 佳典; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業及び底部の除染作業について述べる。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,4; LV-1内残渣の除去作業計画

三村 竜二; 村口 佳典; 中塩 信行; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)している。本報告は、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業計画の概要について述べる。

口頭

廃液貯槽の高濃度放射性残渣回収及び除染作業における放射線管理

荒川 侑人; 藤井 克年; 三村 竜二; 中塩 信行; 小沼 勇; 宍戸 宣仁; 梅原 隆

no journal, , 

再処理特別研究棟における再処理試験に伴い発生した廃液を貯蔵していた、廃液貯槽LV-1の高濃度放射性残渣の回収及び除染作業が実施された。残渣回収作業では集塵器を使用するため、集塵中の放射能濃度上昇による内部被ばくと、残渣を回収した容器からの外部被ばくが懸念され、残渣回収後の除染作業はLV-1内に入り実施するため、身体汚染及び内部被ばく、体幹部と末端部(手足)の外部被ばくが懸念された。このため被ばく低減について検討し、適切な呼吸用保護具の着用、遮蔽、作業時間の管理等で被ばく低減を図ることとした。そのほか、作業場の汚染拡大防止措置として、グリーンハウスによる区画管理を実施した。その結果、個人の最大実効線量は計画の1/8程度に抑えられ、内部被ばくについても作業後の全身カウンタでの測定で有意な値は検出されなかった。実効線量が低く抑えられた理由として、検討した被ばく低減措置が有効であったこと、作業手順を事前に確認及び検討することにより計画より短い時間で作業できたこと、残渣回収によりLV-1内の線量当量率が予測よりも低減されたことがあげられる。また、区画管理を適切に実施したことにより作業場所以外の区画における空気中放射能濃度や表面密度の上昇はなく、汚染が拡大することはなかった。高濃度汚染環境下での作業における放射線管理として、特に被ばく低減措置、汚染管理について検討し、適切な放射線管理を実施することができた。引き続き実施されるLV-1本体の解体作業についても、得られた経験を踏まえて適切な管理を実施する。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,6; LV-1内残渣の除去作業手順の評価

窪田 晋太郎; 立花 光夫; 三村 竜二; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備・機器等の解体・除染技術の開発に資するために、廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体する原位置解体を行っており、LV-1内底部に残存する高い放射能濃度の残渣の除去作業を実施した。今回は残渣の除去作業の実績データを用いて、人による直接回収手順と集塵機を用いた回収手順を比較し、作業手順の有効性を評価した。

口頭

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-1の原位置解体,7; LV-1の切断作業

三村 竜二; 横塚 佑太; 根本 浩一; 白石 邦生

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、高線量エリアにおける設備、機器等の解体・除染技術の開発に資することを目的として、$$alpha$$核種で汚染された廃液貯槽LV-1をコンクリートセル内で解体(原位置解体)する計画である。解体作業を通して、作業管理、作業者被ばく及び廃棄物等のデータを取得し、原子力施設の状況に応じた安全で合理的な廃止措置の確立に役立てることとしている。前回までに報告したLV-1内残渣の回収作業後に、内部配管及び貯槽の切断作業に着手しており、本報告では、LV-1の切断作業について述べる。

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