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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。

論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

報告書

再処理特別研究棟廃液貯槽LV-2の一括撤去作業,2; 撤去作業

金山 文彦; 萩谷 和明; 砂押 瑞穂; 村口 佳典; 里見 慎一; 根本 浩一; 照沼 章弘; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Technology 2011-011, 36 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-011.pdf:2.53MB

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を、コンクリートセル内で解体するのではなく、他の施設に一括で搬出し解体する一括撤去工法に関する安全性の確認試験を進めている。その一連の作業として、LV-2室天井開口,廃液貯槽LV-2を建家外へ搬出、LV-2室天井の閉止等の撤去作業を行った。これらの作業を通して、作業手順を確認するとともに、作業工数,放射線管理,廃棄物に関するデータを収集した。また、得られたデータを用いて、作業効率等の分析を行った。

報告書

原子力科学研究所における5施設の廃止措置

照沼 章弘; 内藤 明; 根本 浩一; 宇佐美 淳; 富居 博行; 白石 邦生; 伊東 慎一

JAEA-Review 2010-038, 96 Pages, 2010/09

JAEA-Review-2010-038.pdf:5.9MB

日本原子力研究開発機構では、使命を終えた施設及び老朽化した施設並びに機能の集約・重点化を図った結果不要となる施設に対する廃止措置を中期計画に則り効率的かつ計画的に進めている。原子力科学研究所バックエンド技術部では、第1期中期計画(平成17年度後半$$sim$$平成21年度)中に5つの施設(セラミック特別研究棟,プルトニウム研究2棟,冶金特別研究室建家,同位体分離研究室施設及び再処理試験室)について、管理区域の解除,建家の解体撤去を目途とした廃止措置を実施した。本報告では、これらの廃止措置について、これまでに国及び自治体に報告した内容を整理するとともに、作業を通じて得られた事項をまとめた。

論文

原子力施設廃止措置費用簡易評価コードの開発

立花 光夫; 白石 邦生; 石神 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.271 - 278, 2010/09

原子力施設の特徴や構造,解体工法の類似性を考慮して、評価方法を分類し、8評価項目の廃止措置費用を算出できる原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOSTコード)を開発した。また、原子力機構における解体作業の実績データを分析し、解体作業に要する人工数の計算に使用する単位作業係数を評価した。例えば、一般機器の単位作業係数は、汚染のない設備・機器, $$beta$$$$gamma$$/U系の汚染のある設備・機器,TRU系の汚染のある設備・機器の3種類に分類できることがわかった。さらに、重量依存型の人工数の算出に必要な設備・機器の重量と建屋・構造物の重量の評価方法について検討した結果、延床面積と建屋・構造物の重量,設備・機器と建屋・構造物の重量には、それぞれ比例関係にあることがわかった。作成したDECOSTコードを用いて原子力科学研究所の7施設の廃止措置費用を試算し、その検証のために人工数の試算結果を実績値と比較した結果、ほぼ同等の値が得られることがわかった。ここでは、DECOSTコードの概要と、原子力機構における解体作業の実績データの分析による単位作業係数の算出結果、重量換算係数の算出結果について報告する。

報告書

廃止措置分野における日米研究協力の成果

島田 太郎; 白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努

JAEA-Review 2009-009, 42 Pages, 2009/07

JAEA-Review-2009-009.pdf:2.66MB

原子力機構(旧日本原子力研究所)では1988年に原子力施設の廃止措置にかかわる協力協定を米国エネルギー省と締結し各種情報の収集を進めてきた。また、2001年には、旧日本原子力研究所と米国エネルギー省との間の研究協力に関する包括協定の下に、新たな廃止措置分野での研究協力が開始された。この間、米国では1989年から開始された環境管理計画(マンハッタン計画等で使用された原子力施設の解体・除染,クリーンアップ)が進展し、新規技術の開発や現場での適用及び改良が試みられ、その有効性が確認された。本協力においては、米国エネルギー省からは研究用原子炉CP-5及びマウンド施設を、旧日本原子力研究所からはJRR-2と再処理特別研究棟を主要な研究協力対象施設として、新たな技術開発を含めた廃止措置に関する技術情報の交換を行うとともに、各種施設の廃止措置及び環境管理計画全体の進捗状況,革新的技術の実証試験(大規模実証配備プログラム)の成果等を取得した。本報告書は、これまでの協力関係の下で得られた、CP-5,マウンド施設の廃止措置活動,米国における技術開発の成果,環境管理計画の進展についてまとめたものである。

報告書

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; 白石 邦生; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2008-005, 33 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-005.pdf:2.1MB

原子力科学研究所では、原子力機構(日本原子力研究開発機構)の中期計画に従って、各種原子力施設の廃止措置を進めている。今後、原子力施設の解体の進捗に伴い、管理区域解除にかかわる建屋コンクリートの放射線測定やクリアランス検認測定の増加が予想される。このうち、管理区域解除の放射線測定については、これまでJPDR(動力試験炉)をはじめ小規模の原子力施設で行ってきたが、埋設配管等に残留する放射性物質からの放射線の影響で既存測定器では放射線測定が困難な場合が観られた。一方、クリアランス検認測定については、原子力機構において実施された経験はないが、今後、原子力施設の廃止措置に伴って多量のクリアランス対象物の発生が予想される。このため、管理区域解除にかかわる放射線測定やクリアランス検認測定に適用するために、PLシンチレーションサーベイメータ(以下、「PL測定器」とする)を製作し、各種試験を実施した。その結果、PL測定器による放射能量の評価値は、既存測定器と同等の精度が得られることがわかった。これより、PL測定器は、軽量で容易な操作性を有し、$$gamma$$線を補償した測定を行えることから、クリアランス検認測定等に有効と考えられる。

報告書

原子炉施設廃止措置のための残存放射能インベントリ評価コードシステムRADO

助川 武則; 島田 太郎; 白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努

JAEA-Data/Code 2008-009, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Data-Code-2008-009.pdf:3.62MB

廃止措置を行う原子炉施設に残存する放射化放射能インベントリを評価する計算コードシステムRADOを整備した。本コードシステムは、巨視的実効断面積の計算,中性子束の計算及び放射化放射能インベントリの計算を行う計算プログラムから構成される。本報告書は、放射化放射能インベントリ評価手法の概要,RADOコードシステムの全体構成と機能,各計算プログラムの入出力データをまとめたものである。また、これまで原子力機構で研究用原子炉の廃止措置のために行った残存放射化放射能インベントリ計算から得られた知見に基づき、中性子束計算や放射化放射能計算における入力パラメータの設定の考え方を述べた。

報告書

原子力施設の廃止措置費用評価手法の検討

白石 邦生; 立花 光夫; 石神 努; 富居 博行

JAEA-Technology 2007-057, 46 Pages, 2007/09

JAEA-Technology-2007-057.pdf:21.21MB

各種原子力施設の特徴を整理し、廃止措置費用の概略を短時間で効率的に計算できる評価手法を作成した。本評価手法は、費用評価項目ごとに原子力施設の機器・構造物の重量等に応じた換算係数を用いて廃止措置費用を評価する。評価に必要な換算係数は、旧日本原子力研究所(以下「原研」という)で実施したJPDR等の解体実績及び旧核燃料サイクル開発機構(以下「JNC」という)の再処理工場等で実施した改造工事等の経験をもとに作成した。本報告では、各種原子力施設の廃止措置計画を合理的に進めるために原研とJNCの統合前に作成した原子力施設の廃止措置費用評価手法について換算係数の見直しを行い、新たな廃止措置費用評価手法として整備した。

論文

Comprehensive cost estimation method for decommissioning

工藤 健治; 川妻 伸二; 林道 寛; 渡部 晃三; 富居 博行; 白石 邦生; 八木 直人; 福島 正; 財津 知久

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07

2001年12月の閣議決定にしたがい、2005年10月1日、日本原子力研究所(以下、原研)と核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は統合し、新たに日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)となった。この新しい法人は、総合的な原子力研究開発法人であり、政府関連法人の中で最も大きな法人となった。法人の主要な業務は、原子力の基礎研究開発,核燃料サイクル研究開発,自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる技術開発,安全と核不拡散に関する寄与、などである。原子力機構には、JRR-2や常陽などの試験研究炉,ふげんやもんじゅなどの研究開発段階炉,人形峠ウラン濃縮原型施設や東海MOX燃料製造施設や東海再処理施設などの核燃料サイクル施設,その他JRTFやFMFなどのホットラボ施設がある。二法人統合準備の一環として、原研とサイクル機構は、これまでの施設解体や改修工事などの実績をもとに、総合的な廃止措置費用評価手法を共同で開発した。また、費用評価試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。本評価手法を用いた原研とサイクル機構における廃止措置費用の総計は、約6,000億円(約50億$)と試算した。

報告書

廃止措置データベース; イントラネットによる公開

白石 邦生; 助川 武則; 石神 努

JAEA-Data/Code 2005-002, 162 Pages, 2006/01

JAEA-Data-Code-2005-002.pdf:27.87MB

原子力施設の廃止措置計画を効率的に検討するためには、世界各国で実施されている技術開発,費用やリスクの分析,廃止措置プロジェクト等から得られた情報を体系的に収集・整理して、それらの情報をデータベース化することが有用である。そこで、JPDRの解体作業から得られた各種データを体系的に整理するとともに、廃止措置に関連する法規制,各国の安全基準,廃止措置に関する情報等を収集・分類し、廃止措置データベースとして整備した。このデータベースは、Web上のホームページとして掲載されており、ネットワークを介して検索・表示・印刷が可能である。

報告書

原子炉解体にかかわる廃止措置費用評価手法の検討; COSMARDを用いた廃止措置費用の計算

大島 総一郎; 白石 邦生; 島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Tech 2005-046, 46 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-046.pdf:3.43MB

OECD/NEAが標準化した廃止措置費用項目に対して、費用特性に基づいたグループ分けを行い、労務費,装置資材費,経費からなる、廃止措置費用の評価モデルを作成し、原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)に実装した。そして、JPDRの廃止措置を対象に廃止措置費用評価のための入力データファイル及びデータベースを作成し、COSMARDを用いて廃止措置費用を計算した。その結果、全費用に寄与の大きい費用項目は、解体作業費用及び廃棄物の処理・処分費用であることがわかった。また、BWR大型原子力発電所の廃止措置を対象にCOSMARDを用いて廃止措置費用を計算し、COSMARDの適用可能性を検討した。これらの検討により、COSMARDを用いて原子力施設の廃止措置費用評価の検討が効率よく実施できることがわかった。

報告書

東海研究所における原子力施設等の解体に関する技術的検討

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 加藤 六郎; 渡部 晃三; 東山 豊; 長根 悟*; 塙 幸光*

JAERI-Tech 2005-017, 65 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-017.pdf:3.79MB

日本原子力研究所東海研究所では、JPDRが解体撤去されて以来、使命を終えた研究用原子炉施設,核燃料物質使用施設及び放射性同位元素等使用施設の解体が行われてきた。現在、解体対象の原子力施設は約20施設となっており、解体計画が重要な課題となっている。しかしながら、多様な原子力施設等に対応した解体に関する課題は必ずしも明確にはなってない。このことから、解体作業や法的手続を安全かつ確実に実施するために、これまでの解体経験や知見に基づく技術的な検討を行った。本報告書は、法的手続や解体作業に共通する事前評価及び廃棄物の取扱等について、これまでの解体経験から技術的課題を抽出し、検討したものである。今回の検討では、クリアランスの検認にかかわる事前評価や管理区域解除等の測定技術に幾つかの課題が見られた。

論文

原子力施設における廃止措置の費用評価手法

富居 博行; 松尾 浄*; 白石 邦生; 渡部 晃三; 斉木 秀男*; 川妻 伸二*; 林道 寛*; 財津 知久*

デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03

原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置にかかわる解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設,核燃料サイクル施設,研究施設等の約230施設について、共通条件の下で効率的に評価することができた。

論文

原子力施設における廃止措置の費用評価手法

富居 博行*; 松尾 浄*; 白石 邦生*; 渡部 晃三*; 斉木 秀男; 川妻 伸二; 林道 寛; 財津 知久

デコミッショニング技報, (31), p.11 - 20, 2005/03

平成13年12月19日の「特殊法人等整理合理化計画」の閣議決定を受けて、平成14年1月29日に日本原子力研究所(以下、「原研」という。)と核燃料サイクル開発機構(以下、「サイクル機構」という。)との統合による新法人の役割・機能等について検討することを目的とした原子力二法人統合準備会議(以下、「統合準備会議」という。)の開催が決定された。原研とサイクル機構では、統合準備会議の検討の一環として、二法人における原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を試算し、総費用は約2兆円、実施に要する期間は約80年間との評価結果を報告した。その後、平成15年4月1日、二法人統合後のバックエンド対策の推進に向けた活動を共同で実施するため、二法人によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置された。バックエンド対策合同推進室に設置された廃止措置対策グループでは、新法人における原子力施設の廃止措置計画を立案するため、二法人の施設を網羅した廃止措置費用の評価手法を作成して費用試算を行った。本評価手法では、二法人が蓄積している施設解体や改修工事の実績データに基づき、多様な原子力施設の廃止措置に係る解体工数等を効率的に算出する評価式を設定した。本評価手法により、原子炉施設、核燃料サイクル施設、研究施設等の約230施設について、共通条件の下で試算することができた。また、試算にあたっては、評価項目を増加する等により信頼性の向上を図った。今後は、原子力施設の解体、改修工事の実績を反映し、費用評価の信頼性と精度向上を図って行く予定である。本報告では、本評価手法及び評価結果の概要を示した。

報告書

原子炉施設の廃止措置計画策定および管理のための計算システムの開発; 作業構成の簡易化と作業難易度が管理データに及ぼす影響の検討(受託研究)

大島 総一郎; 助川 武則; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-086, 83 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-086.pdf:5.23MB

原子炉施設の廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を用いて、JPDR解体作業に関するプロジェクト管理データ(人工数,被ばく線量等)の計算を行い、計算値と実績値とを比較することにより、COSMARDの妥当性について検討した。また、準備作業と後処理作業の難易度を変更した計算に容易に対応できるよう、作業構成の設定方法やデータベースの構成を改良するとともに、切断・収納作業の各種作業条件に対する感度解析を試みた。この結果、実際の解体作業に対応した条件が容易に設定できること,計算結果と実績値が比較的良く一致することなどによりCOSMARDの妥当性が確認できた。また、解体作業における切断速度、準備作業と後処理作業における難易度は、各々$$pm$$30%の範囲で人工数の変動に影響することなどが明らかになった。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体における作業者被ばく線量の分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 2001-028, 86 Pages, 2001/11

JAERI-Data-Code-2001-028.pdf:6.31MB

JPDR解体実地試験で収集した作業者の被ばくに関するデータを分析し、その特徴をまとめた。この結果、作業者の被ばく線量は306人・mSvであり、個人の累積最大被ばく線量は8.5mSvであること、大部分の被ばくが放射化した機器(炉内構造物、原子炉圧力容器、生体遮へい体等)の解体作業で生じていること、作業者の被ばく線量分布は施設の保守作業と類似した混成対数正規分布になることなどが明らかになった。さらに、作業領域の線量当量率に応じて作業を3グループに分類し、それに基づき平均線量当量率に対する作業者の被ばく寄与割合を算出した。これらは、将来の商業用原子力発電所の解体における被ばく評価に重要な知見となるものである。

報告書

動力試験炉の遠隔解体作業から得られた知見(受託研究)

立花 光夫; 白石 邦生; 柳原 敏

JAERI-Tech 2001-014, 42 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-014.pdf:2.4MB

動力試験炉(JPDR)の解体実地試験では、遠隔解体装置の実証と作業に関する各種データを収集することを目的に解体作業を行った。そこで、作業の内容を分析し、これらの知見を安全性の考慮に関するもの,廃棄物対策に関するもの,作業の効率化に関するものに分類・整理した。例えば、作業の効率化には、施設に関する情報が重要であること,遠隔解体装置の作業手順の検討や問題の解決にはモックアップ試験が有効であることなどの知見が得られた。これらの知見は、ほかの廃止措置作業をより安全で効率的に実施するために有効と考えられる。本報告書は、JPDRの解体作業に開発した遠隔解体装置を適用する際の主な対策、その結果、解体作業を通して得られた知見をまとめたものである。

論文

Development of computer systems for planning and management of reactor decommissioning

柳原 敏; 助川 武則; 白石 邦生

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(3), p.193 - 202, 2001/03

原子炉施設の廃止措置計画の策定をより効率的に実施するために、廃止措置計画策定及び管理のための計算システム(COSMARD)を開発した。本システムでは、廃止措置の作業構成に基づいて、解体作業計画の検討に必要な人工数、作業者被ばく線量、廃棄物発生量等を実際の経験から導出した単位作業係数や作業性低下係数を用いて計算する。また、放射能インベントリーや線量当量率の計算とその図形出力、プログラム間のデータの相互利用が可能となるよう情報の統合化が図られている。さらに、プロダクションルールとして、あらかじめ設定した作業構成や作業条件を再構築することにより廃止措置プロジェクトをモデル化する方法を採用した。この結果、グラフィカルユーザーインターフェイスを用いた効率的な情報の統合化による廃止措置プロジェクトの容易なモデル化、また、これまでの経験を反映した各種プロジェクトデータの計算が可能になった。他方、開発したシステムを用いてJPDR解体作業の人工数や被ばく線量を計算し、その結果を実績値と比較して計算モデルの妥当性を検証し、本システムが原子炉施設の廃止措置計画に適用できる見通しを得た。

報告書

動力試験炉(JPDR)の解体廃棄物データの分析(受託研究)

白石 邦生; 助川 武則; 柳原 敏

JAERI-Data/Code 99-050, p.113 - 0, 2000/01

JAERI-Data-Code-99-050.pdf:5.95MB

解体実地試験で収集したデータの中から廃棄物に関するデータの分析を進めその特徴をまとめた。この結果、解体実地試験から発生したすべての廃棄物(固体)は24,420トンで、このうち、放射性廃棄物は3,770トンであり、これらは施設全体の機器・構造物の65%及び10%を占めることが明らかになった。さらに、放射能レベル毎の廃棄物発生量の分析では、極めてレベルの低い放射性廃棄物が約80%、比較的レベルの高い放射性廃棄物が4%であった。他方、放射性廃棄物の多くは各種容器に収納して保管しており、その特性に関する分析では、約8,000個の容器が発生し、その平均収納効率は約0.93/m$$^{3}$$トンであった。これらの分析結果を解体実地試験が開始される前に予測した廃棄物発生量と比較し、精度良く廃棄物発生量を予測するうえで重要となる要点を明らかにした。

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