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横村 亮太*; 後藤 雅貴*; 吉田 健人*; 割澤 伸一*; 羽成 敏秀; 川端 邦明; 福井 類*
IEEE Robotics and Automation Letters (Internet), 9(4), p.3275 - 3282, 2024/04
廃炉作業におけるロボットの遠隔操作のエラーを低減するため、作業環境を常時観察できるRail DRAGONを開発した。Rail DRAGONは、原子炉格納容器(PCV)内に長尺の軌道構造体(レールモジュール)を組み立てて押し込み、そのレール上に複数台のモニタリングロボットを繰り返し配置することで構築され、高放射線環境下での常時監視を可能にしたものである。特に、Rail DRAGONの構成要素である屈曲可能なレールモジュール、直線状のレールモジュール、基部ユニット、モニタリングロボットを開発した。具体的には、可搬性・作業性に優れた超長尺多関節構造物の実現手法を提案・実証している。また、処分を考慮しつつ、容易に展開・交換が可能な観測機器の展開手法を提案し、その実現可能性を検証する。
高橋 成雄*; 櫻井 大督*; 長尾 郁弥; 操上 広志; 眞田 幸尚
シミュレーション, 42(2), p.68 - 75, 2023/06
本稿では、事故後行われてきた地上および空中放射線モニタリングを通じて蓄積されてきた、空間線量率の時空間分布に関するデータから、放射性物質の沈着過程の理解や、除染作業による線量率低減度の評価に関する科学的知見を、視覚解析を通じて得ることができた事例を紹介する。また関連して、今後の原発事故からの復興の施策立案の一助となる重要な知見を効果的に得るための、今後の取り組みについての展望を図る。
眞田 幸尚; 時吉 正憲*; 西山 恭平*; 佐藤 里奈; 吉村 和也; 舟木 泰智; 阿部 智久; 石田 睦司*; 長峰 春夫*; 藤坂 基幸*
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 22(2), p.87 - 96, 2023/04
福島第一原子力発電所の事故以来、多くの除染作業が行われたが、作業員の被ばくに関するデータは必ずしも詳細に分析されているとは言い難い。本論文では、作業員が個人線量計とともに携行したGPS位置情報をもとに、作業区域の空間線量率や作業種別ごとの特徴を分析した。その結果、実測線量の50%以上が、空間線量率と実働時間から計算される計画線量の中央値の2倍以上であることがわかった。さらに、作業種別に分析した結果、解体作業者の被ばく線量が高い傾向にあり、これは、作業現場での線量を低減するために、作業前にほとんどの作業を実施していることが原因であることがわかった。また、空間線量から実効線量への換算を考慮すると、計画値が実測値より低くなる過小評価の事例が多く、適切な作業係数を設定することが管理上重要であると考えられる。
山本 耕輔; 柳原 敏*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(12), p.1527 - 1535, 2022/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ふげんにおけるクリアランスに係る一連の作業を作業効率の観点から分析した。その結果、除染が最も作業人工数を必要としている一方で、大部分のクリアランス対象物の汚染の程度は、除染する前から非常に低いことが分かった。これらの結果から、クリアランス対象物は、汚染の程度が十分に低いことを確認した上で、除染をスキップすることがクリアランスの一連の作業の観点から効果的であることを示している。また、クリアランス測定においても全数測定よりも、汚染の程度に応じてはサンプリング測定をすることが可能であることから作業効率の観点から導入することが望ましい。これらの条件及びふげんの実績を踏まえて、クリアランスに係る一連の業務の作業人工数を評価した結果、従来と比較して37%以下にまで低下することが分かった。
小野 礼人; 高柳 智弘; 杉田 萌; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2021-044, 53 Pages, 2022/03
JAEA-Technology-2021-044.pdf:43.7MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式、定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。J-PARCは、運転を開始してから10年が経過し、経年劣化を原因とする故障から部品の交換や機器の更新の必要性が生じている。それら機器のトラブルを未然に防ぐことが出来れば、ユーザーの利用時間を計画通り確保でき、成果の最大化に資するとともに、さらには加速器を運用する運転員への負担を軽減することができる。メンテナンスとは、機器を正常な状態に保つことであり、メンテナンスによって故障個所や経年劣化部分を早期に発見して整備することにより、機器の寿命を延ばすことが可能である。本報告書では、電磁石電源グループで実施しているメンテナンス作業の事例を基に、メンテナンス時に必要な手続き、資格等が必要な作業とその注意点、作業を安全に行うための手順書、リスクアセスメントといった資料の作成方法等について報告する。
小野 礼人; 高柳 智弘; 植野 智晶*; 堀野 光喜*; 山本 風海; 金正 倫計
JAEA-Technology 2021-005, 40 Pages, 2021/05
JAEA-Technology-2021-005.pdf:4.27MB
大強度陽子加速器施設(J-PARC)の3GeVシンクロトロン加速器には、1MWの大強度ビームを生成するために開発された電磁石用の電源装置が多数配置されている。これらの電源装置は、陽子ビームの軌道制御の要求に合わせて専用に開発されており、多種多様な出力波形の形式,定格仕様、更には異なる筐体のサイズや電源回路で構成されている。J-PARC用に開発されたこれらの電源装置には世界最先端の技術が集約されており、故障が少ない安定した運転、かつ故障時に大きなトラブルに発展しない安全な機器として運用するためには、新しい装置として特徴を良く理解した適切かつ的確な管理により機器装置の性能を維持しなければならない。しかし、それぞれの装置の仕様や機能は異なっており、更には製作メーカーも違っているため、装置の構造・構成・特徴に合わせた維持管理手法が必要である。維持管理の手法は大きく分けて3つのタイプがある。機器・部品の劣化による交換や後継機種への更新を目的とした週・月・年ごとに実施する「メンテナンス」、運転中の装置の状態を常時監視し、異常・異変の有無を確認する「日常点検」、突発的な故障の修理を目的とした「トラブル対応」に分類できる。本報告書では、電磁石電源グループで実施している保守管理の事例を基に、「メンテナンス」、「日常点検」、「トラブル事例」の内容を紹介する。特に、修理などの交換作業を容易にするアイデアを含めた作業管理手法、および装置の構成・構造・特徴に依らない、電源の保守作業時に必要な注意すべき点を整理して報告する。
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。
川端 邦明
Japanese Journal of Applied Physics, 59(5), p.050501_1 - 050501_9, 2020/05
被引用回数：11 パーセンタイル：18.54(Physics, Applied)本論文では、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所で行われて遠隔操作ロボットによる廃炉作業やそこで得られた教訓などをについて記している過去の作業経験に基づいて、今後安全で安定、かつ効率的な遠隔作業を推進するために重要と思われるポイントについてまとめ、これをうけて現在原子力機構で実施されている研究開発項目とその内容について記した。具体的には、廃炉用ロボットの性能脳評価のための標準試験法、操作習熟訓練のためのロボットシミュレータ、遠隔地の状況把握支援のための情報生成手法等の開発状況について述べた。
Sr in urine sample; Rapid separation of Sr by phosphate co-precipitation and extraction chromatography, followed by determination by triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS/MS)富田 純平; 竹内 絵里奈
Applied Radiation and Isotopes, 150, p.103 - 109, 2019/08
被引用回数：14 パーセンタイル：82.61(Chemistry, Inorganic & Nuclear)緊急時における作業者の内部被ばくを評価するために、尿中Sr迅速分析法を開発した。尿試料中のSrはリン酸塩共沈及びプレフィルター, TRUレジン及びSrレジンのタンデムカラムを用いた抽出クロマトグラフィーにより迅速に分離され、Sr濃度はトリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析(ICP-MS/MS)により定量された。1mL min
の酸素リアクションガス流量でMS/MSモードにより測定したところ、50mg-Sr Lまでは、m/z=90における
Srのテーリングは見られなかった。m/z=90の干渉となるGe, Se及びZrは、化学分離により除去された。既知量のSrと1mgのGe, Se, Sr及びZrを含む合成尿(1.2-1.6L)を用いて分析法の妥当性を確認した。尿試料からのSrの分離及びICP-MS/MSによるSr測定に要する時間は約10時間、検出限界値は尿試料あたり1Bqであった。
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
BIO Web of Conferences (Internet), 14, p.03011_1 - 03011_2, 2019/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.21(Public, Environmental & Occupational Health)線量係数は放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量であり、内部被ばくに対する線量評価や防護基準値の設定における基礎的な量である。本研究では、国際放射線防護委員会(ICRP)の2007年勧告に従う内部被ばく線量評価コードの開発の一環として、最新の線量評価用モデル・データを用いた線量係数計算機能を開発した。開発した機能の品質は、本機能による計算結果とICRPが公開している作業者に対する線量係数データベースの収録値を比較することにより検証した。本発表では、線量係数の比較結果や、今後の開発計画について報告する。
瀬川 優佳里; 堀田 拓摩; 北辻 章浩; 熊谷 友多; 青柳 登; 中田 正美; 音部 治幹; 田村 行人*; 岡本 久人; 大友 隆; et al.
JAEA-Technology 2016-039, 64 Pages, 2017/03
JAEA-Technology-2016-039.pdf:5.24MB
本報告書は、プルトニウム研究1棟の廃止措置に関して施設利用者である研究グループが主体的に取り組んだ準備作業についてまとめたものである。プルトニウム研究1棟は、平成25年度から推進された原子力機構改革において、廃止措置対象施設の一つに選定された。廃止措置の決定により、それまで施設を利用してきた研究グループは、実験器具及び測定機器を撤去し、核燃料物質の一部及び放射性同位元素を他施設へ運搬する必要が生じた。放射化学研究グループでは、廃止措置準備を円滑に実施するため平成27年4月に「プルトニウム研究1棟使用機器撤去作業チーム」を立ち上げ、使用機器の撤去、薬品の処分、放射能汚染した可能性がある水銀の安定化処理、核燃料物質の安定化処理、核燃料物質・放射性同位元素の他施設への運搬グローブボックス汚染状況の調査について計画を立案し実施した。核燃料物質の使用の許可に関わる作業を除き、作業は平成27年12月に完了した。本報告書では、今後の老朽化施設廃止の際に役立てられるように、これらの作業について細目立てし、詳細に報告する。
舛井 健司; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.25 - 30, 2016/07
東海再処理施設に設置されたグローブボックスについて、視認性が低下していた透明パネルを更新した。パネルの材質には、新規制基準への適合を考慮し、難燃性材料であるポリカーボネートを採用した。また、放射性物質の拡散を防止するため、グリーンハウスを設置して作業を行った。更新後、パネルの材質、据付・外観、グローブボックスの負圧、漏えい検査を実施し、閉じ込め機能が更新前と同様に維持できることを検証した。
米川 実; 岩崎 真歩; 島田 梢; 柳谷 昇子; 塚田 学; 飯塚 芳之; 金子 宗功; 吽野 俊道
JAEA-Testing 2015-002, 151 Pages, 2016/03
JAEA-Testing-2015-002.pdf:4.29MB
JAEA-Testing-2015-002-appendix(CD-ROM).zip:5.7MB
福島研究基盤創生センター運転管理準備室では、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた研究開発を着実に進めるにあたり、低放射線量のガレキ類及び燃料デブリ等の放射性廃棄物の処理、処分及び管理の安全性を評価するための放射化学分析手法について作業手順書の作成を行っている。作業手順書は、新たに従事する分析技術者の人材育成のためにパワーポイントのアニメーション機能を活用し、化学分析の初心者にも理解しやすいように工夫を施した内容としている。今回の報告書は、これまでに分析手法が確立し、かつ、アニメーションによる作業手順の作成が完了した核種についてまとめたものである。
山内 邦仁; 岡野 潤; 島田 勝弘; 大森 栄和; 寺門 恒久; 松川 誠; 小出 芳彦; 小林 和容; 池田 佳隆; 福本 雅弘; et al.
JAEA-Technology 2015-053, 36 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-053.pdf:8.33MB
JT-60SA計画は、日本の実施機関である原子力機構と欧州の実施機関であるFusion for Energy(F4E)が物納貢献により共同で進める国際事業である。欧州側では超伝導トロイダル磁場コイルの他、磁場コイル用電源の主要機器や極低温システム等を分担するが、F4Eの総括のもとで各国の指定研究機関が欧州のメーカーと契約し、その欧州のメーカーが那珂研での現地据付・調整試験までを行う。このため、原子力機構にとっては直接の契約がないにも係らず、欧州の作業員に対する作業管理や安全管理を行わなければならないという非常に難しい課題があった。本報告は、JT-60SA計画において、欧州の作業員による最初の那珂研での現地作業であるクエンチ保護回路の据付・調整試験を遂行するにあたって、欧州側との事前の密な交渉の結果として合意し、構築・実施した作業管理や安全管理の取組み、およびそれらをもとに完遂した欧州作業についてまとめたものである。これらの取組みの結果、欧州作業員によるクエンチ保護回路の現地据付調整作業を無事故で完遂させることができ、日欧双方にとって非常に大きな成果となった。
島田 太郎; 大島 総一郎; 石神 努; 柳原 敏
Proceedings of 10th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '05) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/09
申請された廃止措置計画を規制当局が迅速かつ適切にレビューできるように、廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価コード(DecDose)を開発した。本コードは、平常作業時において、年度ごとの周辺公衆被ばく線量を、作業工程に従って、被ばく経路別に一括して評価するものである。切断等の解体作業内容を考慮して大気及び海洋へ放出された放射性物質量を算出し、放射性雲,地表沈着及び食物摂取等さまざまな被ばく経路の線量を評価している。また、建屋内に一時保管されている収納容器から放出される放射線(直接放射線及びスカイシャイン放射線)についても、解体して収納された機器・構造物の放射能量に基づいて、周辺監視区域境界における線量当量率を評価している。サンプル計算の結果、本コードが原子炉施設の廃止措置中の周辺公衆被ばく線量を評価するのに有効であることが示された。
三枝 純; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫
Proceedings of 11th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/05
異なる中性子場において校正された中性子線量計をさまざまな中性子作業場において使用した場合に得られる、線量計の指示値と作業場の線量当量との関係について数多くのデータをもとに分析した。その結果、線量計の校正が行われるべき中性子場は線量計のエネルギー応答特性の違いにより異なることがわかった。精度良い中性子線量評価を行うためには、線量計のエネルギー応答特性の改善を図るとともに、作業場と校正場の中性子スペクトルの違いを十分考慮したうえで測定を行う必要がある。
柳原 敏
デコミッショニング技報, (28), p.2 - 9, 2003/10
欧米の原子力先進国ではさまざまな原子力施設の廃止措置活動が進められている。このような状況を背景に、OECD/NEAでは廃止措置に関するさまざまな課題を取り上げ、課題解決に向けた検討を進めている。廃止措置プロジェクトに関する科学技術情報交換協力計画では、廃止措置プロジェクトの技術課題を中心に情報交換が行われ、廃止措置と解体に関する作業部会では、廃止措置の規制,廃止措置作業の実施,技術開発に関する検討が行われている。また、廃止措置費用の評価,規制の経験に関する検討が行われ報告書が公開されている。このようなOECD/NEAの活動はわが国の原子力施設の廃止措置を安全で効率的に実施するうえで有用である。本報告はOECD/NEAの廃止措置に関する最近の活動状況をまとめたものである。
森本 裕一*; 落合 謙太郎; 佐藤 聡; 堀 順一; 山内 通則*; 西谷 健夫
Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.643 - 648, 2003/09
被引用回数：4 パーセンタイル：31.64(Nuclear Science & Technology)ITERでは、運転停止後にクライオスタット内で人間による直接保守作業を実現することが重要な課題であり、停止後の線量を精度よく評価する必要がある。しかしながら停止後線量評価手法の精度は実験的に確認されていなかった。原研FNS(Fusion Neutronics Source)では、線量評価手法の精度評価を目的としたベンチマーク実験を実施した。実験は、線源領域と直管ダクトでつながれたキャビティー(作業空間)を模擬した体系で実施し、14MeV中性子を合計60時間照射後、冷却期間をITERで想定されている10
秒(11.6日)として線量を測定した。ITER JCTで開発されたモンテカルロ法に基づく線量評価手法を用いて、照射10秒後における1cm線量当量率を評価した結果、この手法は実験値を10%以内の精度で再現可能であることがわかった。
柳原 敏
日本原子力学会誌, 44(10), p.734 - 737, 2002/10
日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉(JPDR)の解体撤去では、作業に要した人工数,作業者被ばく線量,廃棄物発生量,適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い、また、それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め、原子炉施設の廃止措置計画の策定及び管理システム(COSMARD)を開発した。本稿はCOSMARD開発経緯,その概要,将来の展開等を記述したものであり、廃止措置の技術開発,解体作業の分析,COSMARDの開発,今後の展開,環境問題の解決に向けて、などから構成される。
島田 太郎; 助川 武則; 柳原 敏; 佐藤 忠道*; 酒井 伸一*
Proceedings of 9th Biennial International Conference on Nuclear and Hazardous Waste Management (Spectrum '02) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/08
原子炉施設の廃止措置計画立案時に、作業従事者の被ばく線量を精度よく評価しておくことは、作業管理及びコスト評価上重要である。そこで、原子力施設解体時に作業従事者の外部被ばく線量を評価する計算プログラム(DOSE)を開発し、廃止措置計画の策定及び管理システムCOSMARDに組み込んだ。JPDR解体実地試験で得られた作業従事者の外部被ばくに関する知見に基づき、WBS(Work Break Structure)を考慮しCOSMARDで算出した作業別及び職種別の作業人工数に対して、作業従事者が作業する局所的な範囲における線量当量率を与えて外部被ばく線量を算出するプログラムを開発した。また、解体作業に特有な放射能の減衰及び作業場所からの撤去、さらに1日の作業における実質作業時間を考慮する評価方法もあわせて整備した。JPDR原子炉格納容器建屋内部の機器・構造物解体作業に対して評価を行った結果、集団外部被ばく線量の評価値は実績値とほぼ一致し、本計算プログラムが原子力施設の解体作業における作業従事者の外部被ばく線量評価に有効であることが示された。
