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論文

水中切断技術実証用円筒型プール等

稲川 博文*

エバラ時報, (257), P. 38, 2019/04

ふくいスマートデコミッショニング技術実証拠点の一部として整備した水中切断技術を実証するための円筒型プール及び給・排水設備について紹介する。

論文

iBNCT用線形加速器のビームコミッショニング

内藤 富士雄*; 穴見 昌三*; 池上 清*; 魚田 雅彦*; 大内 利勝*; 大西 貴博*; 大場 俊幸*; 帯名 崇*; 川村 真人*; 熊田 博明*; et al.

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1244 - 1246, 2016/11

いばらき中性子医療研究センターのホウ素中性子捕獲療法(iBNCT)システムは線形加速器で加速された8MeVの陽子をBe標的に照射し、中性子を発生させる。この線形加速器システムはイオン源, RFQ, DTL, ビーム輸送系と標的で構成されている。このシステムによる中性子の発生は2015年末に確認されているが、その後システムの安定性とビーム強度を共に高めるため多くの改修を施した。そして本格的なビームコミッショニングを2016年5月中旬から開始する。その作業の進展状況と結果を報告する。

論文

J-PARCリニアックにおけるデータベースシステムとコミッショニングへの応用

佐甲 博之; 榊 泰直; 高橋 博樹; 吉川 博; 伊藤 雄一*; 加藤 裕子*; 上窪田 紀彦*; 杉本 誠*; 渡邊 和彦*; 池田 浩*; et al.

Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.462 - 464, 2005/07

J-PARCリニアックの機器・制御情報を記録する機器データベースとコミッショニング・運転時の運転パラメータの履歴を記録する運転ログデータベースの開発状況について報告する。機器データベースを用いたDTQ電源の制御試験について述べ、上位アプリケーション,シミュレーション,データベース相互のデータフローの設計と、KEKでのJ-PARCテストベンチ(MEBT1)でのプロトタイプの試験結果について報告する。

論文

J-PARC commissioning results

長谷川 和男

Proceedings of 2005 Particle Accelerator Conference (PAC '05) (CD-ROM), p.220 - 224, 2005/00

原研は、高エネルギー加速器研究機構と共同で大強度陽子加速器施設(J-PARC)の建設を行っている。この施設は、世界最大強度の陽子ビームを用いて、物質科学,生命科学,原子核・素粒子などの幅広い分野の研究を推進することを目的とする。この施設で用いる加速器は、リニアック(線形加速器),3GeVシンクロトロン,50GeVシンクロトロンの3基から構成され、多くの新しい研究開発をもとに建設を進めている。各加速器機器の製作や試験を行うとともに、リニアックや3GeVシンクロトロンは、建家への据付を開始する段階にある。これらJ-PARCのコミッショニングについて、その状況を報告する。

論文

部会便り; バックエンド部会

坂本 義昭

日本原子力学会誌, 45(2), P. 141, 2003/02

日本原子力学会のバックエンド部会の概要とその活動状況として、夏期セミナー等の開催状況をまとめたものである。

論文

再処理特別研究棟(JRTF)NOW

打越 忠昭

RANDECニュース, (46), P. 10, 2000/08

JRTFでは平成8年から設備・機器等の解体実地試験に着手し、これまでにグローブボックス15基、フード2基及び試験設備の一部を解体した。平成11年度は、ホットケープ内の機器類、サブケーブ内の機器類及びTRUスラッジ固化装置の機器類の解体を実施した。解体作業では解体対象物が$$alpha$$核種により汚染しているので、エアラインスーツ等の防護具を用い内部被ばくを防止するとともに、鉛板による遮へい等を行い内部被ばくの低減にも努めた。解体機器は火花や切粉の飛散が少ないバンドソー等の機械的切断工法を用いた。これらの解体作業に要した人工数は約6,500人・日、集団線量当量は約6mSv、解体廃棄物は38トンであった。また本体施設の床、壁及び天井面を対象にYAGレーザーによるコンクリート表層はく離試験を行い、はく離作業効率、二次生成物の回収率等の各種データを取得し、はく離技術の有効性を確認した。

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。

論文

デコミッショニングに関する米国の新しい放射線防護基準

山本 英明

デコミッショニング技報, (17), p.2 - 7, 1997/12

米国原子力規制委員会は、原子力施設設置許可の廃止に係わる連邦規制を改正し、1997年7月21日付けの官報で公布した。これは、デコミッショニング完了後の原子力施設跡地や残存建屋を規制からはずし、原子力利用以外の目的で転用することを想定した場合、放射線防護をどのように行うべきかという問題に対して考え方をしめしたものである。原子力規制委員会は、施設跡地等における公衆の実効線量当量が0.25mSv/年を超えなければ、その跡地は一般利用に解放してよいとの基準を決めた。本稿では官報に掲載された情報等に基づき、改正基準の内容について解説した。

論文

JPDR解体プロジェクトの概要と成果

宮坂 靖彦

デコミッショニング技報, 0(14), p.24 - 33, 1996/08

動力試験炉(JPDR)解体プロジェクトは、1996年3月、成功裏に完遂した。このプロジェクトは、原子力委員会の「原子力開発利用長期計画」に基づき、1981年から実施した。第1期計画では、放射能インベントリー評価、遠隔解体技術など、重要項目の技術開発を行った。第2期では、その開発した技術を安全に実証することを目的に、JPDR解体実地試験として行った。このプロジェクトを通じて、各種の技術の知見やデータが得られた。特に、開発した遠隔解体技術、解体廃棄物管理、サイト無制限開放の手順は、将来の商業用発電炉のデコミッショニングにとって有益な経験である。この報告は、JPDR解体プロジェクトの概要と成果を特に遠隔解体技術、解体廃棄物対策に、配慮して紹介したものである。

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

EBWR放射化構造物の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(27), p.6 - 7, 1995/10

EBWRの解体は、原子炉施設内の全ての放射性物質を除去し、施設を再使用することと解体技術情報を得ることを目的として、1986年から解体作業が開始された。既に、放射化構造物の解体は終了しており、放射性廃棄物の搬出、建家を無拘束解放するための放射線サーベイを行ってプロジェクトはまもなく終了する。今まで行われた解体作業の中から、放射化構造物である炉内構造物、原子炉圧力容器及び生体遮へいコンクリートの解体工法及び解体機器について紹介する。

論文

原研再処理特別研究棟の解体計画

三森 武男; 宮島 和俊

デコミッショニング技報, (12), p.49 - 58, 1995/07

原子力施設の解体技術開発のうち、原子炉施設については、JPDRを利用して解体実地試験が実施されている。一方、核燃料施設に関する解体技術開発については、体系的な技術開発は行われておらず、一部機器の撤去・更新等が動燃や原研で行われているのが現状である。このため、すでにその使命を果し、閉止されている原研再処理特別研究棟を使って平成2年度より再処理施設解体技術開発が進められている。本報告では、再処理特別研究棟等の概要、デコミの第1段階である廃液処理、再処理特別研究棟を解体するための各種技術調査に基づく基本計画の策定及び解体撤去を安全に効率的に行うために必要な解体技術開発の現状等、原研再処理特別研究棟の解体計画について述べる。

論文

デコミッショニング技術開発における今後の視点

辻野 毅

RANDECニュース, 0(25), 1 Pages, 1995/04

新長計における方針、原研における技術開発の現状をのべ、今後の技術開発として必要な項目と伴に発生廃棄物低減化、処分、再利用、システム整合性など将来的視点についてまとめた。

論文

Decommissioning of nuclear facilities in Japan

冨樫 喜博; 佐伯 浩治*; 江連 秀夫*

IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.29 - 39, 1995/00

放射性廃棄物の処理処分と原子力施設の廃止措置を適切に成し遂げるための方策から成りたつバックエンド対策は、整合性のある原子力発電体系という観点から残されたもっとも重要な仕事として位置づけられている。原子力施設の廃止措置の基本政策は既に確立しており、将来の商業用原子力発電所の実際の廃止措置に必要な技術を高度化する目的で研究開発が実施されている。この技術開発は廃止措置技術全体をカバーし、開発した技術を実証するために原子力施設の実際の解体に適用される。本発表では、廃止措置に関する国の政策、規制及び研究開発プログラムを概説する。

論文

JPDRデコミッショニング; 解体実地試験に至る経緯とその概要

宮坂 靖彦

デコミッショニング技報, (10), p.57 - 67, 1994/06

JPDRの解体実地試験は、昭和61年から始められ、発電用原子炉のデコミッショニングに関する知見やデータを取得しながら進み、平成5年度末までに、解体炉内構造、圧力容器及び生体遮蔽体等の撤去を終了した。本計画は、建屋撤去後、跡地を整地し、平成7年度末までにはすべて終了する予定である。JPDRの解体実地試験が終盤を迎えた現在、将来の大型原子力発電所のデコミッショニングのために本技術開発がどのように進められたかレビューすることが必要であり、また、これまでに得られたデータ及び経験に基づいて、さらに技術開発を進めることが重要である。本稿では、このような視点に基づき、解体実地試験に至る経緯、原子炉解体技術開発の概要及び解体実地試験の概要等について報告する。

論文

解体廃棄物の放射能レベル区分測定技術の現状

南 賢太郎

デコミッショニング技報, (6), p.13 - 19, 1992/11

廃棄体の内、均一固化体の放射能濃度確認技術として有効な手法の一つに破壊分析法がある。この破壊分析法は精度が高いが分析に時間を要するとともに専門的技術者を要する。このような事情から、より簡単で能率化が図れる非破壊分析手法の開発が(不均一固化体についても)鋭意進められている。非破壊分析法の主流は、対象核種の崩壊に伴う$$gamma$$線を利用するもので、通称パッシブ分析法とも呼ばれている。本報告は、パッシブ分析法に基づく放射能レベル確認装置の現状についてのべるものである。

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。

論文

Telescopic measuring method for specific activities of structural components in reactor pressure vessel

片桐 政樹; 畠山 睦夫; 佐藤 福司; 伊藤 博邦; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(8), p.735 - 744, 1992/08

放射能レベルの極めて高い原子炉圧力容器内の放射化構造物や圧力容器内壁等の比放射能を、極めて高い放射能による妨害を受けずに遠方から非破壊的に定量する測定法を開発し「望遠測定法」と名づけた。Japan Power Demonstration Reactor(JPDR)において本測定法の評価試験を行った。試料採取法によって求めた比放射能との比較の結果、圧力容器内壁及び炉心シュラウド部に対する本望遠測定法の測定精度は、10~15%であることを確認した。

論文

ニーダライヒバッハ原子力発電炉の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(13), p.5 - 7, 1992/05

ドイツのニーダライヒバッハ原子力発電炉(100MWe, 重水減速、炭酸ガス冷却)の解体においては、このプロジェクトで最も興味ある炉内構造物の解体が1990年11月から遠隔操作型回転マニピュレータを用いて進められているので、その概要を紹介する。

報告書

大洗工学センタ-放射性廃棄物管理基本計画(案)

榎戸 裕二

PNC-TN9080 92-002, 31 Pages, 1992/02

PNC-TN9080-92-002.pdf:1.18MB

大洗工学センターの今後の業務展開において発生する放射性廃棄物の中には、従来の大洗工学センターの廃棄物の概念に無かったデコミなどによって生ずる、高レベル、大型かつ多量の廃棄物が発生する。一方、従来からセンターでは処理できない廃棄物が現在多量に各施設に蓄積、保管され未処理の状態であり、今後増加の一途をたどる。これらの廃棄物は、形状、放射性、発生量共にセンターの現行の管理機能では対処できないものであると同時に、現行でも貯蔵満杯が近い将来予想される中廃の処理・貯蔵計画にも大きなインパクトを与える。更にその時期が平成8$$sim$$10年であり、速やかに以下の対応を図る必要がある。

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