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論文

再処理施設における分析/試験由来の高放射性固体廃棄物の処理技術

後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦; 森 英人*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.221 - 224, 2019/07

東海再処理施設の小型試験設備試験セルにおける使用済燃料片等を用いた試験及び分析セルラインにおける高放射性試料の分析で発生した器具・容器類は、高放射性固体廃棄物として処理される。これらは、輸送容器と呼ばれる遮蔽付きの専用容器に収納されたのち、保管施設へと運搬される。高放射性固体廃棄物の処理については、これまで約40年間実施しており、その間、廃棄物取出し機構と運搬機器等の改良を加えてきた。その結果、従来設備を活かしながら自動化が図れ、作業効率,安全性の向上を達成することができた。

論文

高放射性廃液貯槽の廃液撹拌用三方弁等交換時における作業員の被ばく低減対策

礒崎 尚彦; 森本 憲次; 古川 竜一; 坪井 雅俊; 矢田 祐士; 三好 竜太; 内田 豊実; 池澤 和美*; 黒澤 健二*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.225 - 228, 2019/07

東海再処理施設では、使用済燃料の再処理の過程で発生した高放射性の廃液をガラス固化するまで貯蔵している。貯蔵に当たっては不溶解残渣等の沈降を防ぐために、定期的に槽内の液を圧縮空気により脈動させて撹拌している。撹拌を行うために三方弁やボール弁が設置されているが、これらの弁を保全のために交換する際に作業員の放射線被ばくが高くなる問題があったことから被ばく低減に取り組んだ内容を報告する。

口頭

保全内容の変更判断をバックアップする数理手法の適用状況調査

堂崎 浩二*; 行則 茂*; 高屋 茂; 和地 英嗣*; 青木 孝行*

no journal, , 

日本保全学会保全標準化検討会では、保全タスクや保全実施時期等の保全内容に係る変更判断をバックアップする数理的手法の積極的利用を推進するため、2018年に数理保全WGを設置し、検査実績を踏まえた保全タスク変更の影響評価や最適保全実施時期の評価等、保全計画における数理的手法の適用状況について文献等に基づき調査している。本発表では、その状況を報告する。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」; 保守の軌跡と成果

仲井 悟; 金子 義久

no journal, , 

「もんじゅ」は、試運転以降25年を超える保守・補修経験を蓄積し、将来炉の設計及び運転保守に極めて有益となる知見を得た。また、研究開発段階の高速炉プラントとして保全プログラムを導入し、保守管理等の課題が明らかとなり、これらの経験を基に保守管理の在り方について検討を行った。

口頭

レーザー誘起超音波による構造物の健全性評価

山田 知典; 大道 博行*; 柴田 卓弥; 西村 昭彦; 田川 明広

no journal, , 

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の安全で確実な廃炉の実施は、国民の関心の高い課題である。この廃炉作業では、原子炉圧力容器, 原子炉格納容器等の構造物の長期健全性が重要視されているが、高線量等の理由により、人が近づいて診断を行うのが困難な箇所があるため、ロボット等の遠隔操作機器と組み合わせた技術が必要不可欠である。レーザー技術は、遠隔操作機器とのマッチング性, コンパクト性等の優れた特徴を有することから、各分野で注目されている。診断技術としては、高度経済成長期に建設された道路, トンネル等の公共インフラを対象とし、レーザーを用いて遠隔から診断を行うことで、表面及び内部欠陥の評価が行われている。これは、従来の打音検査をレーザーに置き換えた技術であり、高所作業等で作業者が危険に晒されること無く、安全に、かつ効率的に検査を可能とするものである。本研究では、同様にレーザーを用いることで、1Fのコンクリート構造物を対象とした遠隔、非接触での健全性評価技術の開発を行っている。

口頭

原子炉圧力容器に対する確率論的健全性評価手法の実用化に向けた取組み

勝山 仁哉; Lu, K.; Li, Y.

no journal, , 

軽水炉の原子炉圧力容器は、安全上最も重要な機器であり、供用期間中に非延性破壊が生じないよう、炉心で発生する中性子による原子炉圧力容器鋼の照射脆化の程度を監視試験により評価するとともに、その結果を踏まえ構造健全性評価が行われている。確率論的破壊力学(PFM)に基づく評価手法は、より合理的な健全性評価手法とされており、その実用化に向けた取組みが国内外で盛んに進められている。原子力機構では、これまで加圧水型軽水炉の原子炉圧力容器を対象に、照射脆化や健全性評価上最も厳しい加圧熱衝撃事象を考慮した評価手法を実装したPFM解析コードPASCAL4を整備するとともに、その評価手順や技術的根拠を取りまとめた標準的解析要領を整備してきた。本発表では、PASCAL4を用いた評価事例とともに、沸騰水型軽水炉の原子炉圧力容器に対する評価を可能にするための機能追加等について紹介する。

口頭

ふげんにおける廃止措置中の原子炉施設の保全について

林 健太; 伊藤 健司; 松尾 秀彦; 酒井 康裕

no journal, , 

新型転換炉原型炉ふげんは、約25年間の運転実績を積み、平成15年3月に運転を終了した。現在、廃止措置は第2段階(原子炉周辺設備解体撤去期間)に移行している。設備の保全は、使用済燃料の貯蔵に係る設備等、機能維持が必要な設備に対し点検計画に従った確実な点検の実施と共に、継続的な合理化を図っている。本件では、廃止措置中のふげん原子炉施設における、保守管理や設備維持に係る合理化及び改善等について報告する。

口頭

システム化規格概念に基づく新型炉の規格開発

浅山 泰

no journal, , 

新型炉の規格基準開発において最も重要なことは新型炉独自の設計上の特徴-これらは往々にして軽水炉とはかなり異なる-をフルに生かせる体系を構築することである。本発表ではこのような規格基準体系の姿を明らかにするために、その位置づけと役割に立ち戻って考察した上で、安全基準と構造規格がシームレスに連携した体系を提案する。これにより、新型炉が達成すべき安全性、信頼性、経済性等の目標水準に応じて最適な技術的選択肢の組み合わせを既存炉の慣習にとらわれずに採用することができるようになる。これはシステム化規格概念-規格基準に含まれる裕度を目標水準に照らして最適配分する-を具現化することに相当する。最後に、規格基準体系とナレッジベースを緊密に連携させることにより、知見の更新と同時に規格基準が自律的に高度化される体系を将来ビジョンとして提案する。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの点検期間に関する課題の分析,1; プラントの運用方法に関する分析

橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

no journal, , 

原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の原因を明らかにし、次世代高速増殖炉の合理的な保全を実施するために対策を検討することが重要である。本研究では、原子炉冷温停止中のもんじゅの長期保守の原因についてもんじゅのプラント運用方法の観点で分析した。さらに、次世代高速増殖炉のための保全最適化の案を提案した。

口頭

竜巻飛来物による機器破損確率の評価; 簡易評価法による実プラントを対象とした試算

相澤 康介; 江沼 康弘; 山田 和彦*

no journal, , 

NUREG-CR-4458記載を基とした簡易手法を用いて、実プラントを対象とした竜巻飛来物による機器破損確率の試算を実施した。その結果、1年あたりの機器破損確率は10$$^{-8}$$オーダー以下であり、竜巻飛来物による機器破損は低頻度であることが示された。また、フジタモデルによる破損確率はランキン渦モデルによる値を下回ることを定量的に示した。さらに、建物屋上に設置された飛来物が、建物内または建物に近接した機器の破損確率に大きく寄与していることを示した。この結果は、高い所に位置する飛来物を管理することで、建物内または建物に近接した機器の破損確率を大幅に低減可能であることを示す。

口頭

高速増殖原型炉もんじゅの点検期間に関する課題の分析,2; 保全計画の分析

豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

no journal, , 

原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、プラントの特性に基づく合理的な保全を実現することが必要である。高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半を点検に費やしていた。もんじゅにおける点検長期化の原因を究明し、次世代高速炉の保全最適化を実現するための対策を検討することが重要である。本研究では、もんじゅのプラント保全計画に基づき、原子炉低温停止中のもんじゅの点検長期化の原因を分析した。さらに、分析された課題に対処するために、次世代高速炉の保全最適化に係る検討を行った。

口頭

高速炉の最適点検工程スケジューリングに関する基礎的検討

鈴木 正昭*; 伊藤 真理*; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂

no journal, , 

To achieve the reasonable and effective maintenance of nuclear power plants, it is essential to optimize the aging management from the viewpoints of both safety and efficiency. We propose an inspection-process-scheduling model that minimizes the number of inspection activities in a fast reactor. In this study, we formulate the inspection-process-scheduling problem as mixed integer programming and 0-1 integer programming problem.

口頭

光地震計による水槽の微小地震応答の検知と設置用専用ロボットの開発

西村 昭彦; 森下 日出喜*; 山田 知典; 吉田 稔*; 田川 明広

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃止措置のため、光ファイバ方式の地震計を特殊設計のロボットを使用して設置を行うデモンストレーションを実施した。使用した水タンクは4.5メートル直径で5メートル水深があり、これをタンク型臨界試験装置に見立てた。実験中に起こった微小地震を光ファイバ地震計が捉えた。また、水タンクの観測窓の振動特性をレーザードップラー干渉計で捉えることにも成功した。

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