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報告書

高減容処理施設の溶融設備における安全対策について; 溶融設備に係る意見交換会資料集

池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB

日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所において採取された汚染水および瓦礫等の分析データ集

浅見 誠*; 高畠 容子; 明道 栄人; 飛田 剛志; 小林 究; 早川 美彩; 薄井 由香; 綿引 博美; 柴田 淳広; 野村 和則; et al.

JAEA-Data/Code 2017-001, 78 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-001.pdf:4.92MB
JAEA-Data-Code-2017-001-appendix(DVD-ROM).zip:818.06MB

東京電力ホールディングス(東京電力)福島第一原子力発電所において採取された汚染水(滞留水, 処理水)、汚染水処理二次廃棄物、瓦礫、土壌が分析され、放射性核種濃度等の分析データが報告されている。そこで、東京電力, 日本原子力研究開発機構, 国際廃炉研究開発機構により2016年3月末までに公開されたデータを収集し、データ集としてとりまとめた。また分析試料についての情報、分析により得られた放射性核種濃度等の値を表としてまとめるとともに、主な放射性核種濃度の時間変化を表す図を作成して収録した。電子情報として英訳と収録した分析データを提供する。

報告書

研究施設等廃棄物の処理・処分のための前処理作業について,1

石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-024.pdf:29.74MB

研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。

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。

報告書

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,1; 撤去前準備作業

里見 慎一; 金山 文彦; 萩谷 和明; 明道 栄人; 小林 忠義; 富居 博行; 立花 光夫

JAEA-Technology 2008-067, 53 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-067.pdf:8.66MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、廃止措置の一環として、平成8年度より設備・機器等の解体を実施している。平成18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-2室に設置された廃液貯槽LV-2の一括撤去工法に関する安全性の確認試験を進めており、その準備として、LV-2室への資機材の搬出入口確保のため、コンクリート壁に開口を設け、LV-2室内の配管類及び廃液貯槽LV-2内のスラッジを除去した。これらの作業において、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。コンクリート壁の開口作業では、コアボーリング装置による穿孔とハンドブレーカーによる破砕との作業効率を比較した。また、エアラインスーツに塩化ビニールの追加防護を行うことにより、作業員の局部被ばくを大幅に低減できることを確認した。

報告書

乾式ワイヤーソー切断工法を用いた貫通配管の撤去

明道 栄人; 小林 忠義; 富居 博行

JAEA-Technology 2008-001, 46 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-001.pdf:19.05MB

再処理特別研究棟廃液長期貯蔵施設内の一部の壁貫通配管について、小型の乾式ワイヤーソー切断工法を用いてコンクリートを切断し安全に撤去した。撤去した配管を含むコンクリートは、静的破砕剤を充填し破砕させ、二次破砕を行うことにより配管とコンクリートを効率的に分離した。本作業において、乾式ワイヤーソー切断工法に関する作業データを分析し、貫通配管の撤去における乾式ワイヤーソー切断工法の妥当性を評価した。さらに、静的破砕剤が貫通配管とコンクリートに破砕分離する手段として有効であることを確認するとともに、効果的に破砕させる静的破砕剤の充填条件を抽出した。評価結果等から、乾式ワイヤーソー切断工法が再処理施設等に複雑に敷設されている貫通配管を安全かつ効率的に撤去する方法として、適用できる見通しが得られた。

論文

Mock-up test of remote controlled dismantling apparatus for large-sized vessels

木村 仁宣; 明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

Proceeding of International Waste Management Symposium 2002 (WM '02) (CD-ROM), 14 Pages, 2002/00

再処理特別研究棟(JRTF)に設置されている大型槽類を解体するため、洗浄,切断及び回収等の複数の機能を備えた大型槽類遠隔解体装置を製作した。本装置は、5軸の移動機構によって動作する。また、装置の運転は遠隔操作によって行われる。本装置の解体実地試験への適用性を検証することを目的に模擬槽を用いてモックアップ試験を実施した。この試験において槽内の洗浄,配管及び槽本体の切断,切断片の回収等の性能を確認し、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得ることができた。

報告書

大型槽類遠隔解体装置のモックアップ試験(受託研究)

明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

JAERI-Tech 2001-025, 59 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-025.pdf:4.73MB

再処理特別研究棟(JRTF)では、Purex法により発生した廃液を施設内の大型槽LV-3,4,5,6に貯留し、平成8年度までにその処理を終了した。これらの大型槽の解体にあたっては、大型槽がTRU核種に汚染しており、配管が密集した状態であるため、作業者の被ばく低減、安全性及び効率を図る必要がある。そのためJRTFでは、切断,回収等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作した。製作した遠隔解体装置を用いて、模擬槽を対象に配管及び槽本体の切断性,切断片の回収性等を検討評価するモックアップ試験を実施した。その結果、性能,遠隔操作性を確認するとともに、取得した作業効率等のデータから、大型槽の解体手順を評価することにより、本装置が解体実地試験に適用できる見通しを得た。本報では、モックアップ試験結果及び得られた知見,評価結果等について報告する。

論文

大型槽類遠隔解体装置のモックアップ試験

明道 栄人; 岡根 章五; 宮島 和俊

デコミッショニング技報, (23), p.2 - 16, 2001/03

再処理特別研究棟(以下、「JRTF」という)では、JRR-3の使用済燃料をPUREX法により再処理した。この時発生した廃液の一部は、JRTFの廃液長期貯蔵施設に設置されている大型槽(LV-3,4,5,6)に貯留管理され、平成8年度までに処理が終了している。これらの槽類の解体にあたっては、セル内では高放射線下であることに加え、配管が複雑に密集した状態で接続されていることなどから、その特徴に適合した解体装置を開発し、作業者の内外部被ばくの低減、作業の安全性及び効率化を図る必要がある。このためJRTFでは、このような槽類の解体技術の確立を図る目的で切断、切断片の回収及び搬出等の複数の機能を備えた遠隔解体装置を製作するとともに、機能、安全性を確認するモックアップ試験を実施した。本報告では、製作した遠隔解体装置の概要とモックアップ試験により得られた試験データなどについて報告する。

論文

Application of laser to decontamination and decommissioning of nuclear facilities at JAERI

平林 孝圀; 亀尾 裕; 明道 栄人

High-power Lasers in Civil Engineering and Architecture (Proceedings of SPIE Vol.3887), p.94 - 103, 1999/00

原子力施設の「除染及び廃止措置(D&D)」に必要とされる技術の高度化の一環として、廃止措置において大量に発生する低レベル放射性廃棄物をレーザー技術を適用して処理するための技術開発を進め、金属及びコンクリートの汚染表面を対象とするレーザー除染技術を開発するとともに、大型金属廃棄物のレーザー切断技術による解体を行った。(1)金属を対象とするレーザー除染技術; 表面汚染金属を塩素ガス雰囲気中でレーザー照射し、金属表面の汚染物質を酸化物から昇華性あるいは水溶性の塩化物に変換して除去する技術、並びに、汚染金属表面にゲル除染剤を塗布してレーザーを照射し、レーザー誘起化学反応により汚染物質を除去する技術、(2)コンクリート表面のレーザー除染技術; 汚染コンクリート表面にレーザーを照射し、コンクリート表面層内に含有されている水分を急激に蒸発させて、コンクリート表面を爆裂して除去する技術、並びに、レーザーを照射して、汚染コンクリート表面をガラス化したのち、そのガラス層に含まれる汚染物を安定なガラス状態で剥離除去する技術についての開発成果を述べる。また、(3)レーザー切断技術; 原子力施設の運転、改修、解体等に伴って発生する大型の低レベル放射性金属廃棄物を対象として、汚染部分(原子力施設内で再利用)と非汚染部分(再使用・一般再利用)に切断・分離するために用いたレーザー切断技術について紹介する。

論文

Decontamination on concrete surfaces in decommissioning of the Japan Power Demonstration Reactor

立花 光夫; 前田 真吾; 明道 栄人; 畠山 睦夫; 清木 義弘

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1811 - 1815, 1995/00

原子力施設の解体では、建屋のコンクリート除染作業が、その建屋を制限なく使用するために非常に重要なプロセスである。この除染作業では、解体廃棄物量の低減化を行うために、できる限り汚染した部分だけを正確に撤去すること、また除染を終了した部分の再汚染を防ぐために、除染作業により発生する粉塵を効率よく回収することが要求される。そこで、JPDRでは、除染機器としてスキャブラー、ショットブラスト、サンドブラストそしてニードルガンを選定した。建屋コンクリートの除染作業は、これらの機器を使用して成功裡に行われた。また、この除染作業を通して、これらの除染機器や作業に関するデータなどを収集した。本報告は、基礎試験やJPDRの建屋コンコリート除染作業を通して得られた経験やデータについて報告する。

口頭

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; 明道 栄人; 白石 邦生; 金山 文彦; 小林 忠義; 石神 努; 富居 博行

no journal, , 

原子力施設等の廃止措置に伴うクリアランス検認測定や管理区域解除にかかわる建屋コンクリート表面の放射線測定に適用するため、軽量で操作性がよく、$$gamma$$線の補償が可能なPL測定器を製作し、その特性を明らかにした。

口頭

廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,1; 準備作業

金山 文彦; 里見 慎一; 明道 栄人; 富居 博行; 立花 光夫

no journal, , 

再処理特別研究棟(JRTF)では、解体実地試験としてコンクリートセルに設置された廃液タンクの一括撤去作業を実施しており、廃液長期貯蔵施設地下1階LV-2室から廃液貯槽LV-2を一体のまま搬出し、原子力科学研究所にある解体分別保管棟へ搬送する計画である。現在、廃液貯槽LV-2の一括撤去作業の準備作業として、コンクリート壁の開口,LV-2室の設備・機器等の解体,スラッジの除去及び一括撤去にかかわる準備作業を行い、これら準備作業を通して作業管理,放射線管理,廃棄物管理に関するデータの収集・分析を行った。防護装備を装着させた線量評価用試験体による、$$beta$$線による被ばく低減効果の評価を行ったことにより、防護装備により$$beta$$線による被ばく線量を低減できることがわかった。また、タンク外部より遠隔にてスラッジ除去作業を行うことにより、作業時の空気中放射能濃度を低減できることがわかった。

口頭

福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査,7; 除染装置スラッジの放射化学分析

比内 浩; 佐藤 大輔; 明道 栄人; 駒 義和; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

福島第一原子力発電所において、除染装置スラッジが保管されている。除染装置スラッジの処理処分方法を検討するため、その中に含まれる放射性核種の種類と放射能濃度を詳細に把握することが必要となる。今回、除染装置スラッジの実試料を採取し、前処理方法を検討・確立した上で、放射化学分析を行い、処理処分方法の検討する上で重要なデータを取得できた。

口頭

福島第一原子力発電所の事故に伴う水処理二次廃棄物の性状調査,6; 除染装置スラッジの性状分析

佐藤 大輔; 比内 浩; 明道 栄人; 駒 義和; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

福島第一原子力発電所において、汚染水処理により発生した除染装置スラッジが貯蔵されている。このスラッジを発電所内移送する計画があり、移送手段等の検討のため実試料の性状の把握が必要となっていた。今回、少量採取された実スラッジ試料を用い、移送設備の設計に必要なデータを取得した。

口頭

Characterization of sludge generated from decontamination device in Fukushima Daiichi NPS

比内 浩; 佐藤 大輔; 柴田 淳広; 明道 栄人; 駒 義和; 野村 和則

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生した汚染水と汚染水処理で発生した二次廃棄物の性状調査のため分析を行っている。汚染水処理システムの1つとして、除染装置が運転され、高線量率を有するスラッジが二次廃棄物として発生した。スラッジは地下コンクリートピットに貯蔵されており、別場所への移送と、さらなる貯蔵のための処理が求められ、このスラッジを移送・安定化処理するため、種々の性状を把握することが必要であった。このためスラッジを放射能, 粒度分布などについて分析を行った。

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