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論文

JAEAの廃止措置における人材育成

瀧谷 啓晃

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 30(2), p.66 - 71, 2023/12

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、所期の研究目標の達成や施設の老朽化等によって、現存する原子力施設の半数が廃止措置に移行しており、原子力施設の解体から放射性廃棄物の処理処分までの廃止措置に係るバックエンド対策を安全かつ効率的、合理的に実施していかなければならない。バックエンド統括本部では、各拠点と連携して、総合的なバックエンド対策計画の企画・推進及び研究施設等廃棄物の埋設事業の推進に取り組むとともに、バックエンド対策に係る共通的な課題の解決に向けた技術開発や人材育成等に取り組んでいる。廃止措置は長期間にわたるプロジェクトであることから、将来にわたって専門人材を確保していくことが重要である。本稿ではJAEAにおける廃止措置に係る人材育成の取り組みについて紹介する。

報告書

バックエンド技術開発戦略ロードマップ

中澤 修; 瀧谷 啓晃; 村上 昌史; 堂野前 寧; 目黒 義弘

JAEA-Review 2023-012, 6 Pages, 2023/08

JAEA-Review-2023-012.pdf:0.93MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)において優先して取り組むバックエンド技術開発課題の選定とスケジュールを、「バックエンド技術開発戦略ロードマップ」として取りまとめた。選定にあたっては、令和4年度に実施した原子力機構内の開発技術(シーズ)と技術的課題(ニーズ)に関するアンケートの結果を反映した。シーズとニーズが一致したものの中から、現場への早期実装の観点、共通的な課題の観点で課題を抽出し、9件のテーマを選定した。原子力機構内の組織横断的な実施体制を構築し、開発成果の現場への実装を目指すとともに、社会実装を目指していく。

報告書

原子力施設廃止措置費用簡易評価コード(DECOST)の改良

高橋 信雄; 窪田 晋太郎; 瀧谷 啓晃; 阪場 亮祐*; 佐藤 公一; 志知 亮

JAEA-Testing 2021-002, 106 Pages, 2022/01

JAEA-Testing-2021-002.pdf:2.08MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、原子炉施設、再処理施設など多様な原子力施設を有している。役割を終えて老朽化した施設は、いずれ廃止措置を行うことになるが、廃止措置実施方針や廃止措置計画を立案する上で廃止措置費用を事前に評価する必要があることから、これまでに、施設の特徴や類似性、解体工法などを基に廃止措置費用を短時間で効率的に計算できる評価方法(DECOST)を開発した。DECOSTの開発以降も原子力施設の廃止措置が実施されており、新たな実績や知見が報告されているため、これらの知見をDECOSTに反映した。また、DECOST利用者のニーズを加味し、施設の解体費用を管理区域解除までにかかる費用と管理区域解除後の施設建屋の解体にかかる費用とに分割して評価できるようにDECOSTを改良した。本報告書は、DECOSTの改良に関する内容を報告するものであり、費用評価式に用いる評価係数の再設定の考え方並びに再設定後の評価係数の妥当性に関する考えを示した。また、改良により評価項目、評価内容を一部変更したため、改良したDECOSTの評価手順を掲載した。

報告書

「ふげん」重水系・ヘリウム系等のトリチウム除去

瀧谷 啓晃; 門脇 春彦; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 荒谷 健太; 手塚 将志

JAEA-Technology 2020-001, 76 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-001.pdf:6.06MB

日本原子力研究開発機構新型転換炉原型炉施設「ふげん」(以下、「ふげん」という。)は、約25年間の運転を経て、2008年2月12日に廃止措置計画の認可を取得し、廃止措置に移行して解体作業を進めている。「ふげん」は、減速材として重水を使用しており、原子炉の運転に伴って重水素による中性子の吸収によってトリチウムが生成・蓄積されているため、炉心本体, 重水系及びヘリウム系はトリチウムによって汚染されている。これらの設備の解体撤去に先立ち、環境へのトリチウムの放出量及びトリチウムによる内部被ばくリスクを低減するとともに、作業性を確保するため、廃止措置の第一段階である「重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間」の作業の一環として、これらの設備のトリチウム汚染を除去する作業を2008年度から開始し、2017年度に完了した。本報告書では、炉心本体, 重水系及びヘリウム系のトリチウム汚染の除去作業に当たって作業方法や作業の進捗管理等を検討し、実証した結果を報告する。

論文

新型転換炉原型炉ふげんにおける炉内試料採取技術実証

岩井 紘基; 副島 吾郎; 瀧谷 啓晃; 粟谷 悠人; 荒谷 健太; 宮本 勇太; 手塚 将志

デコミッショニング技報, (61), p.12 - 19, 2020/03

新型転換炉原型炉ふげんは、2008年2月に廃止措置計画の認可を受け、廃止措置に取り組んでいる。2018年3月に廃止措置の第1段階(重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間)を終了し、現在第2段階(原子炉周辺設備解体撤去期間)に移行している。本報告では、第3段階における原子炉本体解体撤去に向けて実施した原子炉内部の構造材からの遠隔試料採取に係る技術実証について紹介する。

論文

Result of dismantlement on the turbine systems in FUGEN

荒谷 健太; 瀧谷 啓晃; 香田 有哉; 石山 正弘; 手塚 将志; 水井 宏之

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却圧力管型の原子炉であり、炉心構造に特徴を有するものの、タービン設備をはじめとするその他の設備は軽水炉と類似の構成となっている。このため、国内の実用規模の水炉として初めて廃止措置に着手した「ふげん」の解体撤去工事は、今後本格化する軽水炉の廃止措置の先駆けとなる。また、「ふげん」においても、レベルは低いものの放射性物質に汚染されているタービン設備の解体撤去工事の経験とそこから得られる様々な知見等は、後年度に実施を計画している汚染レベルの高い原子炉周辺設備の解体撤去等に向けた貴重な経験と成果になり得るものである。このような背景の下、2008年度から開始した「ふげん」の廃止措置プロジェクトの第1段階において、原子炉冷却系統施設等の解体撤去工事に着手し、2017年度までに大型機器である主復水器や主蒸気管等の解体撤去を完了させるともに、約10年に亘る作業を通して、様々な解体撤去工事に係る作業工数等の解体管理データを取得・整備した。

論文

新型転換炉原型炉ふげんの廃止措置状況

瀧谷 啓晃; 荒谷 健太; 粟谷 悠人; 石山 正弘; 手塚 将志; 水井 宏之

デコミッショニング技報, (59), p.2 - 12, 2019/03

新型転換炉原型炉ふげんは、2008年2月に廃止措置計画の認可を受け、廃止措置に取り組んでいる。2018年3月に廃止措置の第1段階(重水系・ヘリウム系等の汚染の除去期間)を終了し、現在第2段階(原子炉周辺設備解体撤去期間)に移行している。本報告では、新型転換炉原型炉ふげんの廃止措置の第1段階における成果について紹介する。

論文

Pipe cutting method at high radiation area in FUGEN

瀧谷 啓晃; 石山 正弘; 手塚 将志; 北山 尚樹

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/10

「ふげん」では、炉心解体に向けた準備及び炉内試料採取のための環境整備の一環として、2015年から2017年にかけて炉心周辺の系統である原子炉冷却系、重水系、ヘリウム系の配管を切断することで炉心の隔離を実施してきた。この隔離作業では、(1)高線量率エリア(空気中で1$$sim$$5mSv/h、配管表面で最大10mSv/h)での作業時間の短縮、(2)重水系及びヘリウム系の内部には20$$sim$$30Bq/cm$$^{3}$$のトリチウムが含まれるため、切断作業中の作業エリアへのトリチウムの拡散防止、(3)原子炉の放射能の評価を考慮して、炉内構造物の汚染状況に与える汚染ヒュームの影響の最小化、といった3つの課題があった。本件は、これらの問題を考慮して、高線量率エリアで重水系及びヘリウム系の配管を切断する方法を検討し、その方法で隔離作業を実施した結果について報告するものである。

論文

アスファルト固化体リコンディショニング予備試験

副島 吾郎; 瀧谷 啓晃; 水井 宏之; 藤田 義彦*; 明里 栄策*; 遠藤 伸之*; 久米 恭*

平成27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,18, P. 14, 2016/10

アスファルト固型物を技術基準に適合させるための検討の一環として、リコンディショニング予備試験を実施した。試験体の性状確認により、技術基準の一つである固型物の均質性を確保できる見通しを得た。

論文

Dipole tracer migration and diffusion tests in fractured sedimentary rock at Horonobe URL

田中 真悟*; 横田 秀晴; 大野 宏和; 中山 雅; 藤田 朝雄; 瀧谷 啓晃*; 渡辺 直子*; 小崎 完*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In-situ dipole tracer migration tests were conducted at the G.L.-250 m gallery of the Horonobe URL. Laboratory experiments were also conducted to determine the apparent diffusivity (${{it D$_{a}$}}$) and sorption coefficients (${{it K$_{d}$}}$) of cesium and water (HTO) in the rock taken at the gallery to evaluate the performance of Wakkanai formation as natural barrier. The breakthrough curves of non-sorbing tracer (Uranine) obtained at the in-situ dipole tracer migration tests were well described by a dual-channel model in which one-dimensional advection dispersion was taken in account. This suggests that the tracers migrate through at least two different pathways in the fracture. The breakthrough curves also indicated that the peak concentration of the sorbing tracer (cesium) was much smaller than that of the non-sorbing tracer (Uranine), suggesting that the Wakkanai Formation has a high sorptive and low diffusive properties for cesium. The ${{it D$_{a}$}}$ value obtained for cesium was about 3E-12 m$$^{2}$$/s, which is significantly smaller than that of water (3E-10 m$$^{2}$$/s), and the ${{it K$_{d}$}}$ value of cesium was determined to be about 5E-2 ml/g.

口頭

廃止措置の作業現場における課題の分析

田邉 一裕*; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 瀧谷 啓晃; 成川 薫*; 小橋 宏昭*; 青山 善春*; 飯田 桂一*; 柳田 顕宏*; 村山 一成*; et al.

no journal, , 

これから本格化する廃止措置プロジェクトに対して、より安全で合理的な取り組みが可能となるよう、保守, 解体作業含めたこれまでの経験と実績, 知見の整理を行い、基本的な問題点について評価をまとめた。

口頭

「ふげん」炉心隔離に係る高線量率エリアでの配管切断方法の検討と実証

瀧谷 啓晃; 松嶌 聡; 石山 正弘; 奥澤 和宏

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センター「ふげん」では、炉心解体に向けた他系統からの炉心の隔離及び原子炉構造材からの試料採取のための環境整備を目的として、平成27年度からカランドリアタンクに接続する配管を切断・閉止してきた。本作業における対象配管の一部は、系内に水蒸気状のトリチウムを内包し、かつ、高線量率エリア(数mSv/h)に設置されている。そのため、作業員の被ばくを最小限に抑えつつ、作業性を確保した切断方法について検討し、本作業に適用可能な切断方法の中でポータブルパイプ開先加工機を用いた切断方法が最適であると考え、当装置を用いた当該配管の切断を実施した。この結果、本作業に適用可能なその他切断方法と比較して、被ばくのリスク低減等の観点から、有効な切断方法であることが確認された。

口頭

ポルトランドセメントペーストにおける水の拡散の水セメント比依存性

瀧谷 啓晃*; 田中 真悟*; 野田 菜摘子*; 佐藤 正知*; 小崎 完*; 佐藤 治夫; 畑中 耕一郎

no journal, , 

本研究は、緩衝材とセメント材料が接触している場合、その界面近傍で起こる変質などの現象について把握し、モデル化することを目的として実施している。その一環として、セメント中の物質の移行経路について研究しており、まず初めに、異なる水セメント比(W/C)に対するポルトランドセメント(OPC)ペースト中の水の拡散係数を測定し、間隙水中の水の拡散挙動について検討した。W/C=0.4, 0.45, 0.5, 0.6, 0.7, 0.8のセメントペースト(直径24mm,高さ50mmの円筒形で、一断面のみを除いてすべて樹脂でカバーしたもの)を調製し、50$$^{circ}$$Cで91日間水中養生させることによりすべて水和反応を完了させた後、通常、O-16である水分子の一部をO-18で置換させた水を添加したセメント上澄み溶液中に沈め、セメント中の水の自己拡散試験を行った。その後、セメント試料中のO-18の濃度分布を分析し、W/Cに対する水の見掛けの自己拡散係数を決定した。拡散係数は、W/Cの増加に伴い増加した。また、濃度分布は、深さが増加するにつれて単一の拡散曲線からずれる傾向が見られ、複数の拡散経路の存在が示唆された。

口頭

配管用電解除染装置の開発,2; 除染試験結果について

荒谷 健太; 松嶌 聡; 瀧谷 啓晃; 粟谷 悠人; 佐々木 加津也*; 前畑 英彦*; 丸山 聡*

no journal, , 

効率的な解体前除染法の確立に向けて電解研磨技術を応用した除染試験装置を製作し、除染試験を実施した。供試体に「ふげん」の原子炉冷却材浄化系配管及び弁体を使用し、内面の電解研磨を実施したところ、表面線量当量率及び放射性核種濃度が十分に低下する結果が得られ、解体前除染に適用できる見通しを得た。

口頭

配管内面ゴムライニング剥離治具の検討・試作

瀧谷 啓晃

no journal, , 

海水系の配管内面にはゴムやタールエポキシ等の可燃性ライニングが施工されているため、火災防止の観点から、それらの解体撤去は機械的切断工法の適用に限定される。機械的切断工法よりも切断速度が速い熱的切断工法を適用するためには、事前にそのライニング材を除去しなければならない。また、解体撤去物の仕分けのため、金属(配管材)とライニング材を分離する必要がある。そのため、解体撤去工事を合理的に進めるために、配管の切断前に施工状態の配管からライニングを簡便に短時間で剥離できる治具の要求仕様を説明するものである。

口頭

平成30年度原子力関連業務従事者研修(専門研修II)「廃止措置専門講座」

松嶌 聡; 中山 保; 副島 吾郎; 瀧谷 啓晃; 磯見 和彦

no journal, , 

原子力発電施設等の廃止措置や保守点検工事等への参入及び技術力向上を希望する県内企業を対象に、若狭湾エネルギー研究センターが主催する平成30年度原子力関連業務従事者研修の専門講座II「廃止措置専門講座」において、「ふげん」の廃止措置、解体工事概要、技術開発状況等に関する講義を行なう。

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