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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。
伊東 康久; 野田 喜美雄; 菊地 正行; 石川 久
JNC TN8410 2001-018, 67 Pages, 2001/04
JNC-TN8410-2001-018.pdf:2.96MB
プルトニウム燃料工場屋外器材ピット(Bピット)(以下「Bピット」という。)の廃棄物取出し作業は、平成9年9月、安全総点検において確認事項として摘出し、一般作業計画により平成10年6月8日から開始された。平成10年6月25日、廃棄物整理作業中、廃棄物中に放射能汚染物を発見し、さらに、作業者3名の作業衣及び靴底等にも汚染が検出された。作業者の身体サーベイ、鼻スミヤの結果、また、肺モニタ及び精密型全身カウンタでの測定の結果、皮膚汚染はなく内部被ばくもなかった。発見された汚染物等について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムによる汚染と判明した。その後、Bピット内の放射線モニタリングを実施し、廃棄物表面から有意な値(
放射能:8.2
10-3Bq/cm2、
放射能:1.210-2Bq/cm2)を検出したことから当該廃棄物について、核種分析測定を実施したところ、プルトニウムを確認した。なお、廃棄物周辺の線量当量率、空気中放射性物質濃度については検出下限値未満であった。上述のとおりピット内に保管されていた廃棄物の一部の表面に汚染が検出されたため、6月25日にテントハウス内を一時管理区域に設定し、ピットからの汚染拡大防止策として、ピット上部をビニルシート及び防炎シートにて密封した。その後の廃棄物取出し作業は、ピット上部に作業囲いを設置し、作業囲い内にグリーンハウス(以下「GH」という)を3段(GH-1.2.3、ピットはGH-1内)設置して、特殊放射線作業で実施した。作業区域の空気中放射性物質濃度の管理は、GH-1内を連続監視ができるようにダストモニタを設置し、その他についてはエアスニッファを設置して実施した。線量当量率、表面密度の管理は、定点を定め測定した。また、ピット内は第2種酸素欠乏危険場所として指定し、有毒ガス及び酸素濃度の管理が行われた。作業は防護装備を全面マスク及びタイベックスーツ並びに保護手袋着用とし、3名/班で実施された。作業中、毎日GH-1.2.3内の放射線状況を確認し作業者へ周知してきた。放射線状況は全て検出下限値未満であった。廃棄物取出し作業は平成10年11月中旬に終了し、ピット内の清掃後、平成10年12月初旬からピット内の汚染検査及び一時管理区域解除の為の処置を実施して、平成11年1月13日に屋外器材ピット(Bピット)の一時管理区域を解除した。取
遠藤 秀男; 関 正之; 石橋 藤雄; 平 一仁*; 塚田 竜也*
JNC TN8410 2000-007, 89 Pages, 2000/03
JNC-TN8410-2000-007.pdf:6.28MB
1.目的 平成9年度に試作したODS鉄製被覆材(フェライト系ODS鋼(以下、「F系ODS」と称す。)とマルテンサイト系ODS鋼(以下、「M系ODS」と称す。))の強度特性及び抵抗溶接部の接合強度を確認することを目的として、内圧封入型クリープ試験片、引張試験試験片、内圧バースト試験及び急速加熱バースト試験片を製作した。2.試験方法 抵抗溶接法を用いて試験片の製作を行うあたり、溶接条件設定試験を兼ねてODS鋼の溶接特性を確認するとともに、試験片製作時には、接合部の健全性を保証するために必要な項目の洗い出しと検証を実施した。また、接合強度を確認するために、引張試験(RT,600,700,800
)と参考までに内圧クリープ試験を実施した。3.試験結果と考察 3.1溶接特性について(1)被覆管の肉厚が厚くなると、接合界内部における被覆管内厚の減少が生じた。これは、被覆管側のコレットチャックによる冷却効果が弱まり、接合部近傍における加熱範囲が拡張し、バリとして接合面外へ排出されたものと考える。また、被覆管の偏肉が大きくなると、肉厚の薄い方は異常発生を生じた。均一な接合継ぎ手を得るためには、予熱電流を下げ、時間を長くし、高加圧力で行い、溶接時における接触抵抗を低く抑えられる条件にする必要がある。(2)M系ODS及びF系ODS被覆管と高強度フェライトマルテンサイト鋼(以下、「62PFS」と称す。)端栓の組合せでは、接合部近傍の硬さが増加した。しかし、溶接後熱処理(710-10分)を行うと、その硬さは、母材と同等の硬さまで回復した。これらの材料を溶接する場合は、溶接後に熱処理が必要となる。3.2接合強度について(1)引張試験結果は、一部を除き母材と概ね同様な強度を示した。しかし、F系ODS被覆管と62FS端栓の組合せでは、接合部に細粒組織が、M系ODS被覆管では、接合部近傍の被覆管側に炭化物が析出した。これらの析出物等が高温(800)引張試験において接合部から破断した要因と考えられる。(2)M系ODS(M91材)材を用いて参考のために、内圧クリープ試験を実施した。破断設定時間は、100hと300hの2試料とし、いずれも管部からの破断であり、接合部は健全であった。(3)今後は、析出物等と接合強度の関係を確認する目的からシャルピー衝撃試験等を行い、接合部の破壊ジン性評価を行う。また
not registered
PNC TJ1600 98-004, 50 Pages, 1998/03
原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理のために、中性子、線の線量測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は高感度な中性子線量計としてこの分野の要求に応える有望な検出器である。作業環境はしばしば中性子・線(或いは陽子や電子など)混在場であることが多く、また厳しい温度条件下におかれる場合も少なくない。種々の環境で線量測定を行なうためには、広範な放射線に対する過熱液滴型検出器の放射線検出動作の一般的理解が重要である。本研究はこれまで実施してきた過熱液滴型検出器の放射線検出動作の解析や基本特性の取得をすすめると共に、その結果に基づき、この型の検出器の現場の放射線管理への適用性を明らかにすることを目的としている。このために今年度は以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の試作とその検討(2)過熱液滴型検出器の基本特性の把握1.中性子検出感度の温度・圧力および中性子エネルギー依存性2.線検出感度の計算(3)放射線管理への適用性の調査検討1.エネルギー弁別検出器の可能性2.線量評価法3.検出感度の温度依存性の補償
平成7年12月 管理区域立ち上げから使用前検査合格まで)石田 順一郎; 二之宮 和重; 大西 俊彦; 堀越 義紀; 長谷川 憲一
PNC TN8440 96-008, 183 Pages, 1996/03
ガラス固化技術開発施設は、平成4年4月に施設が竣工し、同年5月からコールド試運転を行い、平成6年9月2日に管理区域を設定した。その後、平成7年1月31日からホット試験運転(HT-95-1)を開始したが、同年2月22日に溶融炉ガラス流下停止事象が発生したため同年3月1日に試験運転を終了し、引き続き本事象に係わる復旧作業を行い、同年8月31日に復旧作業が全て終了した。同年9月18日からホット試験運転(HT-95-2)を開始し、同年10月26日に最終使用前検査(線量当量率等の検査)を受検し、翌日ホット試験運転(HT-95-2)が無事終了した。同年12月1日に使用前検査合格証が交付された。管理区域設定からホット試験運転(HT-95-2)終了までの間、個人被ばく管理及び作業環境管理において特に問題はなかったが、排気監視において第2付属排気筒から14Cが放出基準値未満であるものの検出下限値を若干上回る放出が確認された。本報告書は、ガラス固化技術開発施設の放射線管理について、管理区域立ち上げから使用前検査合格まで実施した業務の経緯、定常放射線管理、作業管理、排気の監視及び管理区域立ち上げ時の改善等について取りまとめたものである。
辻村 憲雄; 百瀬 琢麿; 篠原 邦彦
PNC TN8410 96-036, 20 Pages, 1996/02
平成6年4月平成7年3月までにプルトニウム燃料工場で放射線作業に従事した作業者が着用したTLDバッジと固体飛跡検出器の相互関係を、作業者別に解析し、とりまとめた。その結果、個人別のTLDバッジと固体飛跡検出器の応答比の月別の推移は、統計変動などに伴う誤差の範囲内で一定比であること、一年間に亘って積分した両線量計の応答の関係も所属部課室や放射線作業を行う施設に関係なくほぼ一定の値であることが分かった。
桜井 直行
PNC TN8440 93-045, 104 Pages, 1993/09
平成5年度第2・四半期(平成5年7月平成5年9月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進、研究開発、外部発表会等について、取りまとめたものである。
田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*
PNC TJ8224 92-002, 33 Pages, 1992/03
再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修、交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が、再処理施設等の溶接に関する技術基準に於ける合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部、熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として試作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果についてその要約を報告するものである。
秋山 貴由輝; 横山 邦彦; 荒 邦章
PNC TN9410 91-169, 87 Pages, 1991/08
もんじゅの1次主冷却系配管体積試験用ISI装置の開発を行った。方法としては,実験及び要素試験等により,パラメータを振って比較検討を行った。主な結果は以下の通り。(1)探触子の振動子径,周波数及び屈折角の最適化を図った。(2)制御の面から検査機の駆動輪を3輪配置にし,蛇行,上下及び左右傾きを各々補正する方式とした。(3)作業員が2人で運搬できるように,検査機の軽量化を図り,重量は38kgまで軽量化し,かつ,2分割構造とした。(4)着脱方式,駆動源等の検討を行い,保温を3分割にし,エアーシリンダーで着脱する方式とした。以上の結果より,得られた成果を以下に示す。(1)80度Cでの体積試験が可能となり,また,接触媒質の供給・回収装置が不要となった。(2)もんじゅで実作業を実施するにあたり,作業内容の省力化,装置の簡略化が可能となり,さらに作業員の被ばく低減が大きく期待できる。
石黒 秀治*
PNC TN8410 89-049, 66 Pages, 1989/04
本報告書は,昭和63年度の安全管理部内の技術開発推進委員会の企画として,昭和63年度上期に引き続き,下期に外部発表した7編の発表要旨をまとめたものである。今回の発表の場としては,日本原子力学会「1988年秋の大会」,IAEA/RCARegionalWorkshoponPersonnelandEnvironmental IntercomparisonStudy等である。
金盛 正至; 江花 稔*; 関 昭雄
PNC TN841 83-48, 84 Pages, 1983/07
安全管理部では,昭和52年よりUF6が作業環境中に漏洩した場合に,1.空気汚染を迅速に検出し,安全確保の対策がとれること,2.放射性エアロゾルの挙動性状を把握し,作業者の内部被ばく管理に役立てること,3.施設管理及び放射線管理上の基礎データを得ることの3点を目的として放射性エアロゾルの挙動解析試験を行ってきた。今回,施設内の放射性エアロゾルの挙動解析を行う計算コードを開発し,実際の試験結果と良い一致をみたので報告する。本計算コードでは初期データとして,エアロゾルの濃度及び粒径分布,発生時間等を入力することにより,初期にエアロゾルの発生した室を含めて10室までの範囲でエアロゾルの濃度の変化,粒径分布の変化及び壁・床等への付着量を計算することができる。エアロゾルの粒径分布は,対数正規分布を仮定し,ブラウン運動と重力凝集によりエアロゾル数が減少し,1粒の体積が増加するとして計算している。その他重力沈降,拡散沈着,熱泳動沈着による壁・床等への沈着及び,各室から他室(外部を含む)への漏れを計算することによりそれぞれの室のエアロゾル濃度変化及び粒径分布変化を計算している。サンプル計算としてUF6エアロゾル濃度変化及び粒径分布変化を計算した。UF6エアロゾル挙動試験結果と,計算結果とは良く一致した。
吉田 芳和
空気清浄, 14(8), p.34 - 46, 1977/08
作業者の放射線防護のために行う作業環境測定(モニタリング)についての基本的考え方を紹介するとともに、作業環境測定基準による空気中放射性物質濃度の測定方法の概要および測定評価上の留意点について、作業環境測定ガイドブックを基礎にして述べたものである。
吉田 芳和
Radioisotopes, 26(7), p.508 - 518, 1977/07
講座「作業環境モニタリング」の一部として、空気中に浮遊する放射性ヨウ素などの揮発性物質の空気中濃度を捕集材として活性炭捕集材を用いて求める場合の捕集・測定の方法とその留意点について、作業環境測定基準に基づいて作成された手引きを参考にして述べるとともに捕集性能に顕著な影響を与える放射性ヨウ素の空気中における性状のほか、放射性ヨウ素の場合を中心に捕集材の捕集効率に影響を与える諸条件との関係を、放射性ヨウ素についてまとめられた文献を主として引用し述べる。
