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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

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

東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したAWJ切断技術による適用性試験

中村 保之; 岩井 紘基; 手塚 将志; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-055, 89 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-055.pdf:17.54MB

東京電力福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、燃料デブリ等の取出しに向けて、熱影響が少なくスタンドオフを長く取れるアブレイシブウォータージェット(以下「AWJ」)切断技術について、2012年度から3カ年で切断試験を実施し技術開発を進めてきており、燃料デブリ等の取出しに有効な工法であることを確認した。初年度の成果は、既報告書"JAEA-Technology 2013-041 アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発"で報告済みであるが、本報告書は、これを含む3ヵ年の集大成として取り纏めたものである。AWJ切断技術は、切断時に使用するアブレイシブが二次廃棄物として発生するものの、圧力容器下部等に堆積した厚み等の不明な燃料デブリや炉内構造物の取出しが可能であることを切断試験により確認し、実機に適用できる見通しを得た。

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。

報告書

東京電力福島第一原子力発電所の炉内構造物解体を想定したプラズマ切断技術による適用性試験

手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2015-047, 114 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-047.pdf:46.17MB

東京電力福島第一原子力発電所は、炉心溶融に伴い炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このため「ふげん」では溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、2012年度から3カ年で、プラズマアーク切断技術を用いた切断試験を進めてきており、炉内構造物等の取出しに有効な工法であることを確認した。具体的には、原子炉構造材を模擬した試験体を用いた要素試験を実施し、対象物に応じて切断条件の最適化を図ることにより、溶断ドロス発生の抑制が可能であることを確認した。また、格納容器下部等に堆積していると想定される厚みが不明な燃料デブリに対し、対象を事前に加熱することで切断能力の向上を図る手法を構築した。さらに、プラズマアークで切断不可能なセラミック等の非導電材も切断可能なプラズマジェットと組み合わせた連携切断手法により、燃料デブリと溶融金属の混合材(模擬試験体)でも切断が可能であることを確認した。これらの成果から、プラズマ切断技術は、種々の条件に応じた最適な切断条件を設定することにより、燃料デブリ及び炉内溶融金属の取出し作業へ適用できる見通しを得た。

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

The Development of thermal and mechanical cutting technology for the dismantlement of the internal core of Fukushima Daiichi NPS

手塚 将志; 中村 保之; 岩井 紘基; 佐野 一哉; 福井 康太

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1054 - 1058, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所における燃料デブリや炉内溶融金属等の撤去にあたっては、対象物の性状や作業環境等の条件を考慮して取出し技術の選定及び技術開発を行う必要がある。一方、原子力機構では、試験研究の使命を終えた原子炉施設等の廃止措置を進めており、施設の解体に係る様々な技術や知見を有している。切断技術としては、「ふげん」の原子炉解体に向けてプラズマアーク,レーザー、及びアブレイシブウォータージェット(AWJ)、並びに核燃料物質取扱施設の解体に向けてプラズマジェットの各切断技術に係る切断試験や技術開発を実施してきた。このため、原子力機構では、これらの知見を有する切断技術を活用して、切断試験により切断データの取得及び評価を行い、福島第一原子力発電所の炉内溶融金属等の取出しに向けた切断条件及び工法毎の適用範囲等について取りまとめて技術提案していく計画である。本報告では、熱的切断技術のプラズマアーク及び機械的切断技術のAWJを用いた基礎的な切断試験の結果、並びにプラズマジェットを含めた今後の試験計画について報告する。

報告書

アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発

岩井 紘基; 中村 保之; 手塚 将志; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2013-041, 57 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-041.pdf:7.01MB

福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、水中で厚板切断が可能なアブレイシブウォータージェット(以下、「AWJ」という)切断技術について、装置の切断能力を把握するために、切断試験によりポンプ吐出圧力やスタンドオフ等の切断条件が切断能力に及ぼす影響を確認した。切断試験では、AWJ切断装置を用いてポンプ吐出圧力、切断速度、試験体形状、試験体材質、スタンドオフ、切断雰囲気(気中及び水中)等の試験条件をパラメータとした。また、試験体は、1Fの炉内構造物に主に使用されているSUS304及び、比較のために汎用炭素鋼であるS45Cの2種類の一般鋼材を用いるとともに、試験体形状は、連続的に切断深さのデータが取得できる矢型形状及び一般的な平板形状を用いて、切断性能を確認した。今後は実機適用を考慮し、1Fの燃料被覆管と主な炉内構造物との炉内溶融金属を模擬した試験体等を用いて切断データを取得し、切断性能の確認、評価を行う計画である。

報告書

プラズマアーク切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発

中村 保之; 手塚 将志; 岩井 紘基; 佐野 一哉

JAEA-Technology 2013-040, 80 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-040.pdf:4.29MB

福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、溶融再凝固した炉内構造物の取出しに向けて、水中切断が可能なプラズマアーク切断技術(以下、「プラズマ切断」という)について、装置の切断能力を把握するために、切断試験により切断雰囲気(気中、水中)やスタンドオフ等の切断条件が切断能力に及ぼす影響を確認した。切断試験では、最大出力電流600Aのプラズマ電源を用いてプラズマ出力、プラズマガス及びシールドガスの各流量、スタンドオフ等の試験条件をパラメータとした。また、試験体材質は、1Fの炉内構造物に主に使用されているSUS304及び比較のために汎用炭素鋼であるS45Cの2種類の一般鋼材を用いるとともに、試験体形状は、連続的に切断深さのデータが取得できる矢型形状を用いて、各条件の下で切断性能を確認した。今後は、実機適用を考慮し、1Fの燃料被覆管と主な炉内構造物との炉内溶融金属を模擬した試験体等を用いて切断データを取得し、切断性能の確認、評価を行う計画である。

論文

原子力施設の廃止措置における大型機器解体シナリオの最適化に関わる検討; プロジェクト管理データ評価システムの「ふげん」廃止措置への適用性の評価結果に基づく検討

芝原 雄司; 臼井 秀雄; 出雲 沙理; 泉 正憲; 手塚 将志; 森下 喜嗣; 清田 史功; 立花 光夫

日本原子力学会和文論文誌, 12(3), p.197 - 210, 2013/09

ふげん発電所の廃止措置での解体作業を対象としてPRODIAコードの適用性を検証するため、JPDRの廃止措置で得られた実績データによって作られた既存計算式を用いて、2008年にふげん発電所で行った解体作業に要する人工数を計算した。その結果、既存評価式はふげん発電所での給水加熱器の解体作業への適用性を有していないことがわった。このため、ふげん発電所での給水加熱器の解体作業の作業内容を反映した新規計算式を構築した。構築した新規計算式を用いた計算結果は、ふげん発電所の第3給水加熱器と第4給水加熱器の実績データと良い一致を示した。さらに、給水加熱器を解体するための複数の解体シナリオに要する人工数について新規計算式により計算し、解体作業に要する人工数に及ぼす解体シナリオなどの影響を検討した。

論文

Demonstration test on concrete with epoxy resin coating using ultra-high pressure water jet decontamination technology

田川 明広; 手塚 将志; 寺倉 嘉宏*; 内藤 雅之*; 宮島 謙治*

Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07

東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置を進めるために、建屋内を除染することは重要である。原子力発電所内は、除染を容易に行うためにエポキシ樹脂塗装されているが、汚染レベルが高いためにエポキシ樹脂ごとはぎ取る必要が考えられる。そこで、環境中で除染係数10から100を達成した最大280MPaの超高圧水除染技術を用いてエポキシ樹脂をはぎ取ることができるのか、はぎ取った後に回収された水を凝集沈殿によって処理することができるのかを確認する実証試験を「ふげん」で実施し、東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置に利用できる目途を得た。

論文

Decommissioning program of FUGEN and current activities

手塚 将志; 水井 宏之; 松嶌 聡; 中村 保之; 林 宏一; 佐野 一哉; 南光 隆; 森下 喜嗣

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2815 - 2821, 2009/09

「ふげん」は電気出力165MWの重水減速・沸騰軽水冷却・圧力管型原型炉であり、25年間の運転の後、2003年3月に運転を終了し、廃止措置計画が昨年2月に認可されたことを受けて廃止措置段階に移行した。本発表では、廃止措置の期間を使用済燃料搬出期間,原子炉周辺設備解体撤去期間,原子炉本体解体撤去期間,建屋解体期間の4つの期間に区分して進め、2028年度までにすべての作業を完了する計画としている「ふげん」の廃止措置計画について紹介する。また、現在、使用済燃料搬出期間の作業の一部として進めている、タービン建屋での主蒸気系や給水系等の解体撤去作業、及び重水系設備の解体を容易にするために重水系に残留しているトリチウムを通気や真空引きにより行っている乾燥除去作業、並びに放射線遮蔽や粉じん抑制のために水中で行う原子炉本体の解体方法の検討状況を紹介する。

論文

Decommissioning program for ATR-FUGEN nuclear power station

佐野 一哉; 北村 高一; 手塚 将志; 水井 宏之; 清田 史功; 森下 喜嗣

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

新型転換炉ふげんは平成15年3月29日に運転を終了し、その後は安全かつ合理的な廃止措置の実現に向け、廃止措置の準備及び必要な技術開発を進めるとともに、改訂された原子炉等規制法に基づく初めてのケースとして国に対して廃止措置計画の認可申請を行い、平成20年2月12日に認可を取得した。本発表では、「ふげん」の廃止措置計画について、廃止措置の期間を、(1)使用済燃料搬出期間,(2)原子炉周辺設備解体撤去期間,(3)原子炉本体解体撤去期間,(4)建屋解体期間の4つの期間に区分して進める解体計画の概要,放射性廃棄物量の評価や廃止措置時の安全評価の概要等について報告する。

論文

The Introduction of New Waste Treatment System at the Fugen Nuclear Power Station

手塚 将志; 岩井 正樹; 佐野 一哉; 東浦 則和

Proceedings of International Waste Management Symposium 2005 (WM '05) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/00

新型転換炉ふげん発電所における放射性廃棄物処理設備では、廃樹脂減容安定化処理装置及び洗濯廃液濾過装置の導入を計画している。廃樹脂減容安定化処理装置については、実廃樹脂を使い、減容・減重性能、無機化性能、無害化性能、核種の保持・移行性能等に係る確認試験を実施し、実用化へ向け十分な性能が得られることを実証した。また、洗濯廃液濾過装置に関しては、現在2つの方式を比較検討しているが、ホット試験において、放射能やCODの除去性能に関して実機への適用が可能であることを確認した。

口頭

Current status of the decommissioning of Fugen

手塚 将志

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、2008年2月12日に廃止措置計画にかかわる国の認可を受け、今後、廃止措置に着手していく計画である。これまでの準備段階としては、例えば、重水精製装置の解体試験を行ってきており、トリチウム環境下での解体工事に関する人工数の評価等を行ってきている。廃止措置の着手にあたって、直近の工事計画としては、汚染及び放射能レベルの低いタービン系設備の解体撤去、及びふげん特有設備である重水系設備のトリチウム除去を計画している。また、廃止措置に伴い発生する解体撤去物量及び廃止措置費用の見積りを記載する。

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