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報告書

燃料製造機器試験室の廃止措置

影山 十三男; 出沼 昭生; 小泉 仁*; 小田倉 学*; 萩野谷 雅浩*; 井坂 信一*; 門脇 弘幸*; 小林 真悟*; 森元 大成*; 加藤 芳章*; et al.

JAEA-Technology 2022-033, 130 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-033.pdf:9.87MB

燃料製造機器試験室(モックアップ室)は、核燃料製造設備の開発のためのウラン取扱い施設として昭和47年(1972年)に建設されたが、耐震性に脆弱であり、経年劣化が進んでいた。また、本施設では当初の目的を達成し、新規の開発計画が無い。これより、内装設備の解体撤去を平成31年(2019年)3月より開始し、汚染検査を行い、令和4年(2022年)3月29日に管理区域の解除をした。本作業における人工数は、総6,549人工(保安立会者を含まない)であり、解体撤去作業により発生した一般廃棄物量は31,300kg、放射性廃棄物量は可燃性廃棄物3,734kg(ドラム缶103本)、難燃性廃棄物4,393kg(ドラム缶61本)、不燃性廃棄物37,790kg(ドラム缶124本、コンテナ19基)であった。本報告書では、燃料製造機器試験室の内装設備の解体撤去、発生した廃棄物及び管理区域解除の手順について報告する。

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

Distance Information Display System using augmented reality for supporting decommissioning work

三木 直也*; 原園 友規*; 石井 裕剛*; 下田 宏*; 香田 有哉

Proceedings of 2nd International Conference on Computer-Human Interaction Research and Applications (CHIRA 2018) (USB Flash Drive), p.134 - 140, 2018/09

本件は、「ふげん」と京都大学との共同研究において開発した、解体対象物の寸法等の情報を解体作業者が容易に測定できる距離情報表示システムについて、京都大学が報告するものである。本システムは、極めて単純な操作で容易に使用でき、短時間で対象とする長さを測定することができ、手作業による測定の手間の効率化、測定時間の短縮等を目的としている。「ふげん」での実証試験を経て、一定の効果が期待できることから有用なシステムであることを確認している。

論文

高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置

竹内 素允; 中嶋 勝利; 福村 信男*; 中山 富佐雄*; 大堀 秀士*

デコミッショニング技報, (24), p.27 - 46, 2001/09

高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置にかかわる概要と第1段階の解体工事で行った施設特性評価,物量評価,表面密度測定,試料分析と計算による評価並びに解体撤去工事(原子炉の機能停止にかかわる措置から原子炉本体の解体撤去)の手順,方法等のほか、工事全般にかかわる管理についてまとめた。

論文

運転を終了した原子力施設を安全に措置するために

田中 貢

技術と経済, (412), p.46 - 51, 2001/06

運転を終了した原子力施設の廃止措置について、その必要性,方法,手順等を紹介するとともに、JPDRの解体経験を含めてわが国のこれまでの実績と技術開発の現状について述べる。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書 別冊PART2; 廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集

加藤木 賢; 助川 泰弘*; 鈴木 敏*; 吉田 充宏; 野原 尚史; 松野 洋一*; 三代 広昭

JNC TN8440 2000-022, 180 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-022.pdf:12.16MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。その後、改善措置に取り組み、廃棄物の取り出し作業を平成10年4月10日に終了し、平成10年12月21日の漏水調査等報告をもって改善措置を終了した。その後、廃棄物屋外貯蔵ピット内を一般のコンクリート中の放射能程度まではつり除染し、管理区域を解除したのち、コンクリートを打設してピットを閉鎖した。本データ集は、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIIとして、ピットの閉鎖措置に係る作業において実施した汚染検査等についてまとめたものである。なお、廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書の別冊PartIとして、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集がある。

報告書

廃棄物屋外貯蔵ピットの閉鎖措置報告書

加藤木 賢; 石橋 祐三; 吉田 充宏; 三代 広昭; 助川 泰弘*; 井坂 正明*; 鈴木 敏*

JNC TN8440 2000-020, 500 Pages, 2000/10

JNC-TN8440-2000-020.pdf:25.91MB

廃棄物屋外貯蔵ピットについては、平成9年8月26日に保管されている廃棄物の容器が腐食、浸水していることが確認された。このため、直ちにピット周辺の汚染の有無を確認するための調査、ピット内への増水を防止するためのシート布設、ピット内滞留水の汲み上げ、ピット内廃棄物の取り出しを行うための作業建家及び廃棄物処理設備等の設計並びに許認可を開始した。作業建家の建設後、廃棄物取り出し作業を行い、平成10年4月10日に取り出しを終了し、その後、滞留水の流入調査及びピットからの漏水調査を行い、国、県、村等への報告(平成10年12月21日)を以て改善措置を終了した。その後、ピットの閉鎖措置として、ピット内壁を一般のコンクリート中に含まれる放射能のバックグランド程度まではつり除染を行った後、管理区域を解除し、コンクリートを打設して閉鎖する工事を行った。ピットの閉鎖措置は、平成11年8月中旬より作業準備を行い、その後、廃棄物保管エリア確保のためのグリーンハウス縮小及び資器材の解体撤去を開始するとともに、9月上旬よりピット内壁のはつり除染作業を開始し、ピット内はつり除染及び内装設備の解体撤去を平成12年6月30日までに終了した。なお、はつり除染後の状況については、科学技術庁の状況確認を受けるとともに、平成12年7月7日に県、村、隣接市町村の確認を受けた。ピット内へのコンクリート打設作業については、ピットの管理区域を解除した平成12年7月6日以降から準備を開始し、3回(3層)に分けてコンクリートを打設(約1,200m3)し、平成12年8月31日までに塗り床を含め終了した。なお、本報告書の別冊として、廃棄物屋外貯蔵ピットの改善措置等に係る写真集(別冊PartI)及び廃棄物屋外貯蔵ピット内の汚染測定、除染後の確認測定等関連データ集(別冊PartII)がある。

報告書

プルトニウム燃料第二開発室デコミッショニング技術要素調査I

鈴木 正啓*; 岩崎 行雄*

JNC TJ8420 2000-013, 96 Pages, 2000/03

JNC-TJ8420-2000-013.pdf:6.04MB

核燃料サイクル開発機構東海事業所プルトニウム燃料第二開発室に設置されている多くのグローブボックスの解体撤去計画を策定するにあたって、グローブボックスの効果的な一次除染及び除染後の効率的な放射線測定は、作業者の被爆量の低減化及び解体廃棄物の放射能レベルを下げる上で不可欠なプロセスである。このため、本年度はグローブボックスの一次除染及び放射線測定に関する技術の調査及び技術等を含めて、プルトニウム燃料第二開発室に設置されている代表的なグローブボックスに対して、二次廃棄物の発生量が少なく、処理性の容易な一次除染法及び遠隔化可能な放射線測定法の調査、適用性の評価を行い、グローブボックス解体計画策定に必要な知見が得られた。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設の解体撤去; 大型コールドトラップの解体洗浄

永井 桂一

JNC TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-003.pdf:3.51MB

本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。

報告書

ウラン廃棄物処理施設建設に係る業務報告書,2; M棟内設備の解体撤去

三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*

PNC TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03

PNC-TN8440-96-010.pdf:9.98MB

本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。

論文

Completion of the Japan Power Demonstration Reactor decommissioning program; Experience and waste management

宮坂 靖彦; 田中 貢

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 2, p.1223 - 1230, 1996/00

原子力長計に基づき、科学技術庁からの受託事業として実施してきた動力試験炉(JPDR)のデコミッショニング計画は、我が国における初めての発電炉の解体撤去であるが、作業者等の異常な被ばく及び環境への影響もなく、1996年3月に、成功裏に終了した。同計画においては、原子炉の解体撤去に関する種々の知見及びデータが得られたが、特に、開発した解体工法による遠隔解体、廃棄物管理及びサイト開放の手順は、日本における将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有用な知見となった。本報告は、特にJPDRのデコミッショニング計画において行った解体撤去作業及び廃棄物管理について紹介したものである。

論文

再処理施設解体技術開発の現状; 再処理特別研究棟の解体計画について

三森 武男; 宮島 和俊

デコミッショニング技報, (6), p.61 - 71, 1992/11

原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設の解体については、既にJPDRで実施試験が行われ平成6年度には終了する計画である。一方、核燃料施設等の解体技術開発は、動燃や原研において一部機器の撤去更新等は行われているものの体系的に施設全体を解体することは実施されていない。このような状況をふまえて、我が国最初の再処理試験施設が設置されている原研再処理特別研究棟を使って核燃料施設解体技術開発が平成2年度より開始されている。本報告では、再処理特別研究棟の概要、第一段階である廃液処理の現状および当該特研の解体計画全体について示した。

口頭

ふげん廃止措置の現状と私の業務

香田 有哉

no journal, , 

本件は、福井工業大学OB総会にて「ふげん廃止措置の現況と私の業務」をテーマに廃止措置の概要、解体撤去工事の状況等について報告するものである。

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。

口頭

新型転換炉原型炉ふげんにおける解体撤去状況及び今後の計画

荒谷 健太; 石山 正弘; 粟谷 悠人; 宮本 勇太; 手塚 将志

no journal, , 

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て以来、着実に解体撤去を進めてきており、2018年3月に廃止措置の第1段階を終了し、現在は第2段階に移行している。本件では、第1段階の解体撤去実績及び第1段階の実績を踏まえ検討した第2段階の解体撤去作業計画について報告する。

口頭

グローブボックス解体撤去作業に係る$$alpha$$ダストデータの取得及び解析

吉田 将冬; 川崎 浩平; 會田 貴洋; 坪田 陽一; 菊池 遼*; 本田 文弥

no journal, , 

核燃料物質を取扱ったGBの解体は、密閉したテント内で囲い、内部でエアラインスーツを着用した作業者が切断等の作業を行う。エアラインスーツの使用は、作業環境の空気中濃度限度が定められることから、テント内の空気中放射性物質濃度を常時モニタする管理が求められる。今後、同種作業の安全遂行を図るため、作業の実データに基づき、$$alpha$$ダストの発生・挙動について整理・解析する。「常陽」MOX燃料製造に供した乾式GBの解体撤去作業を記録した映像に、$$alpha$$ダストモニタの指示値データを同期し、$$alpha$$ダスト評価・解析のインプットデータとした。作業内容は約20項目に細分し、作業開始・終了時刻、その際の$$alpha$$ダストモニタの指示値をデータベース化した。解析の結果、短時間で$$alpha$$ダストが上昇する傾向が強く、高リスクの作業、$$alpha$$ダストの上昇に時間を要することから中リスクの作業,時間に依存せず$$alpha$$ダストの上昇が見られない低リスクの作業の三つに分類することができた。飛散量の解析では、$$alpha$$ダストが最も飛散した作業は、GB缶体の切断・細断で約15kBqであり、総作業時間も約10.6時間と全作業中で2番目に多い。飛散量は工具の種類・特性に関連することも解析より判明している。解析の結果は今後のGB解体撤去作業において、エアラインスーツ作業の放射線安全、および効率的な作業計画立案等に有効な資料となる。今後もGB解体撤去作業からデータを取得し、$$alpha$$ダストの発生・挙動の解明、飛散量の抑制、工具特性による影響等、同種作業の安全に資する解析を行う。

特許

物品搬出入システム及び物品搬出入方法

吉田 将冬; 周治 愛之; 川崎 猛; 木村 泰久; 平野 宏志

not registered

特願 2018-170691  公開特許公報  特許公報

【課題】汚染雰囲気に曝される物を最小限に抑えて、汚染雰囲気に対して物品を安全に搬出入可能な物品搬出入システムを提供する。 【解決手段】物品搬出入システムは、汚染雰囲気を囲って非汚染雰囲気から隔離すると共に、汚染雰囲気及び非汚染雰囲気を連通させる開口が形成されたポートを有する建屋と、物品が載置される載置部、及び把持可能な把持部を有する載置台と、可撓性を有する材料で構成されており、開放された両端部のうち、一方側端部が前記開口を囲むようにポートに接続され、他方側端部が載置部を囲むように載置台に接続される筒状部材と、筒状部材から露出した把持部を把持して、ポートを通じて載置台を建屋に搬入し、さらに建屋から搬出する搬出入装置と、載置台が建屋から搬出された後に、ポートと載置台との間で筒状部材をシールするシール装置とを備えることを特徴とする。

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