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山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(6), p.902 - 927, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：87.3(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 206(10), p.1517 - 1537, 2020/10
被引用回数：13 パーセンタイル：85.57(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, the comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 2 was addressed as the subject to produce an estimated map of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in June 2018.
Co
O
filmHu, W.*; 林 好一*; 福村 知昭*; 赤木 和人*; 塚田 捷*; 八方 直久*; 細川 伸也*; 大和田 謙二; 高橋 正光; 鈴木 基寛*; et al.
Applied Physics Letters, 106(22), p.222403_1 - 222403_5, 2015/06
被引用回数：39 パーセンタイル：81.4(Physics, Applied)The local atomic structures around Co in high temperature diluted ferromagnetic semiconductor Co-doped TiO has been investigated using X-ray fluorescence holography and X-ray absorption fine structure experiments. While the Co atoms in the Ti
Co
O simply substituted for Ti sites in the rutile structure, a suboxidic arrangement of CoOTi
was found to form around Co in the TiCoO films. First-principles calculations supported the stability of the aggregated suboxidic clusters in the rutile TiO. The suboxidic coordination may be the source of strong exchange interaction, resulting in the high Curie temperature in Co-dopedTiO.
Mn
Te by X-ray fluorescence holography八方 直久*; 竹原 祐紀*; 藤原 真*; 田中 公一*; 仙波 伸也*; 細川 伸也*; 林 好一*; Hu, W.; 鈴木 基寛*; 浅田 裕法*
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 9, p.247 - 250, 2011/06
Local atomic structure around Ge atoms in Ge
Mn
Te thin film single crystal has been investigated by X-ray fluorescence holography (XFH) at room temperature. Obtained atomic image suggests that the Ge position is not stable in the exact positions of the anion fcc sublattice of the anion, and reveals the fluctuation of the Ge positions or the existence of cation vacancies.
MnTe investigated by X-ray fluorescence holography八方 直久*; 竹原 祐紀*; 藤原 真*; 田中 公一*; 仙波 伸也*; 細川 伸也*; 林 好一*; Hu, W.; 鈴木 基寛*; 浅田 裕法*
Japanese Journal of Applied Physics, 50(5), p.05FC11_1 - 05FC11_2, 2011/05
被引用回数：5 パーセンタイル：23.32(Physics, Applied)The local atomic structure around Mn atoms in GeMnTe thin-film single crystal has been investigated by X-ray fluorescence holography (XFH) at room temperature. The obtained atomic image suggests that the Mn atoms replace the Ge atoms in the host GeTe, and the Mn position is stable in the exact positions of the anion fcc sublattice. The XFH result also suggests the fluctuation of the Ge positions or the cation vacancies.
:Mn by X-ray fluorescence holography林 好一*; 内富 直隆*; Asubar, J. T.*; 八方 直久*; Hu, W.; 細川 伸也*; 鈴木 基寛*
Japanese Journal of Applied Physics, 50(1), p.01BF05_1 - 01BF05_4, 2011/01
被引用回数：1 パーセンタイル：4.76(Physics, Applied)X-ray fluorescence holographic study on a room-temperature ferromagnetic semiconductor film of ZnSnAs:Mn was performed using a strong X-ray beam of third generation synchrotron radiation of SPring-8. The real space reconstructions of the environments around Mn atoms were successfully visualized from the observed holograms despite the very small amount of Mn atoms. The reconstructions revealed that the Mn atomsoccupy the cation (Zn or Sn) site.
寺門 嗣夫; 森本 誠; 伊澤 修; 石田 公一; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘
JNC TN9430 2004-003, 87 Pages, 2004/03
JNC-TN9430-2004-003.pdf:2.86MB
本報告書は、MK-Ⅲ総合機能試験の一環として実施された2次主循環ポンプ関係の試験結果について取りまとめたものである。2次主循環ポンプ関係試験は、MK-Ⅲ改造工事により主中間熱交換器、主冷却器を交換し、かつ、2次主循環ポンプ電動機、速度制御盤、抵抗器盤を更新したことから、2次主冷却系統全体の特性を把握するために実施した。本試験はMK-Ⅲ改造工事後の2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備の機能が満足していることを確認する目的のものであり、以下の6項目を実施した。(1)SKS-205-1: 2次主循環ポンプ特性試験・流量制御試験、(2)SKS-205-2: 2次主循環ポンプ特性試験・フローコーストダウン特性試験、(3)SKS-205-3: 2次主循環ポンプ特性試験・連続運転試験、(4)SKS-205-4: 2次主循環ポンプ特性試験・振動測定試験、(5)SKS-212: 2次純化系電磁ポンプ流量制御試験、(6)SKS-213: 2次アルゴンガス系圧力制御試験。試験結果はいずれも判定基準を満足し、MK-Ⅲ改造工事後における2次主循環ポンプ、2次純化系電磁ポンプ、2次アルゴンガス系統設備がMK-Ⅲ運転に必要な機能を満たしていることを確認した。
寺門 嗣夫; 星野 勝明; 鈴木 伸也; 伊東 秀明; 青木 裕; 大戸 敏弘
JNC TN9410 2004-008, 55 Pages, 2004/03
JNC-TN9410-2004-008.pdf:1.82MB
高速実験炉「常陽」では、原子炉の起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を実現し、より一層の運転信頼性を図ることを目的として、ファジィ推論による制御棒操作自動化システムの開発を進めている。制御棒操作自動化システムを実機に据付ける前段階として、MK-Ⅱ原子炉運転時に開発した「制御棒操作自動化オフラインシステム」についてMK‐Ⅲ性能試験中に操作ガイド機能の基礎データを採取し、その適用性を検討した。評価結果は以下の通りである。(1) 制御棒操作量表示機能のうち臨界近接モードは、MK-Ⅲにて臨界点が2
104cpsに変更となったことから、規定ファジィ制御部の構造を一部変更する必要がある。(2) その他の制御モード(核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降)については、出力変化率、系統温度変化率がMK-Ⅱと同じであることから、MK-Ⅲ運転においても良好にガイドを提供できる。(3) 機器運転ガイド機能については、MK-Ⅲ原子炉運転マニュアルを反映したソフトウェアの変更が必要である。 (4) オフラインシステムのハードウェア機能を維持するため、当該システムの更新が必要である。
寺門 嗣夫; 鈴木 伸也; 青木 裕; 大久保 利行
JNC TN9410 99-021, 51 Pages, 1999/10
高速実験炉「常陽」では、原子炉プラントの起動から停止までの全ての運転領域にわたる原子炉出力の自動制御化を目指し、「常陽」制御棒操作自動化システムの開発を進めている。本システムを実機へ適用する前段階として、制御棒操作自動化オフラインシステム(運転員に制御棒操作等をガイドするシステム)を製作し、実機信号を用いて検証した。制御棒操作自動化オフラインシステムは、運転員に対し、所定の原子炉出力までの出力上昇、下降に必要な制御棒操作量を提供する制御棒操作ガイド機能と、原子炉起動、停止の過程での機器の操作指示メッセージを提供する機器運転操作ガイド機能がある。このうち制御棒操作ガイド機能における制御棒操作量の演算には、ファジィ推論を用いており、「常陽」の運転領域毎に分割した臨界近接、核加熱、系統昇温、出力上昇、出力下降のそれぞれに対応する制御モードを有している。制御棒操作自動化オフラインシステムの検証試験により、得られた成果は、以下の通りである。(1)制御棒操作ガイド機能は、原子炉の起動、停止操作において、所定の出力変化率での出力上昇、下降並びに目標出力での整定に見合う適切な制御棒操作量をガイドすることができ、良好であった。(2)機器運転操作ガイド機能は、原子炉の出力変化に伴う各種機器の操作タイミングに応じて、的確に操作をガイドすることができ、良好であった。(3)制御棒操作自動化システムについては、制御棒操作自動化オフラインシステムの検証試験を通して、実機適用に必要な技術的課題を提起することができた。(4)これらのことから、「常陽」実機に対し制御棒操作自動化システムが適用できる見通しを得た。
田村 政昭; 星野 勝明; 森本 誠; 鈴木 伸也; 道野 昌信; 小貫 修; 舟木 功
PNC TN9440 96-007, 39 Pages, 1996/03
これまでにすでに提案された主中間熱交換器(IHX)の交換をはじめとするMK-3移行時の改造工事及び総合機能試験(SKS)基本計画に基づき、MK-3移行時のプラント状態を検討するため、第17部会に分科会を設け、関連する問題点の摘出と必要な対応策を起案するとともに、これらと整合性を有するプラント状態を策定した。分科会の活動を通して得られた検討結果は次の通りでである。1MK-3改造工事及び総合機能試験(SKS)工程と整合するプラント状態を設定した。基本的には、1次系:NAドレン(GL-8600MM)、予熱N2ガスブロワ運転(炉容器、補助系予熱)、補助系運転(必要に応じて)、カバーガス定圧(配管切断及び加工時)2次系:NA全ドレン、ダンプタンクのみ予熱保持、カバーガス定圧運転(配管切断及び加工時)2カバーガスの圧力制御と純度監視、1次系カバーガス圧力は30MMAQ以下(配管切断、取付時)に制御するため、定圧運転モード(15
30MMAQでの自動制御)で対応する。必要があれば010MMAQの範囲での手動圧力制御も考慮する。2、2次系カバーガス圧力は呼吸ガスヘッダにデジタルマノメータを設置し、2030MMAQで自動または手動制御を行う。3NAの純度管理については、工事期間中の原子炉容器及び2次系ダンプタンク内NAの適切な純化運転とサンプリングの方法がないことから、特に積極的な純度管理は実施しない。4、予熱N2ガスブロワは、これまでの運転実績を考慮し、4ヶ月毎の交互切替運転を行う。商用電源喪失対策としては特に実施しないが、長時間にわたる場合に非常用D/Gからの逆送電で、また「常陽」側での電源異常時には既設のバックアップラインから受電する。5、工事終了後の1次系内アルゴンガス置換は強制アルゴンガスパージで行う。
鈴木 伸也; 伊東 秀明; 田村 政昭
Proceedings of 3rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-3), 0 Pages, 1995/00
「常陽」は、昭和52年の初臨界以来、現在までに17年間にわたり順調に運転を行ってきた。この間、高速炉に特有なシステム構成に基づく燃料取扱設備は、多くの運転・保守経験を積み重ねており、それを設備の改善に反映することによって、大きな問題もなく約1800体の燃料取扱実績を得ている。例えば、ナトリウム蒸着による回転プラグの動作不良やプラグ類の引抜き抵抗増大等を経験したが、これらの事象解明に取り組み対策技術を確立した。主要な運転方法及び設備の改善実績やMK-3計画との関連で予定している将来の改造計画について報告する。
飯島 稔*; 鈴木 伸也; 畠中 孝司*; 村上 隆典*; 原 和之*; 岩井 広*; 寺門 嗣夫
PNC TN9410 89-138, 50 Pages, 1989/08
「常陽」一次、二次系カバーガス中の不純物濃度を常時監視するため、カバーガス純度連続監視装置が設置され、今日まで運転されてきた。これまでの運転経験をまとめると以下のとおりである。(1)本装置により、カバーガス系内の異常濃度上昇を早期に察知できた。(2)常時濃度監視ができるため、異常時の原因調査及び系内置換効果を観察する上で非常に役立った。(3)装置の各種改造を行い、測定性能等が向上し、データの信頼性が更に高くなった。
昭和62年)飯島 稔*; 原 和之*; 鈴木 伸也; 畠中 孝司*; 今井 勝友*; 堀米 利元*; 鈴木 実*
PNC TN9450 88-005, 136 Pages, 1988/05
本報告書は、運転経験のデータベース化を目的とし、「常陽」1、2次系ナトリウム及びアルゴンガスのサンプリング分析結果(昭和50年から昭和62年)をデータ集としてまとめたものである。本期間中における主な分析結果は、以下のとおりである。 (1) ナトリウム中の不純物は、1、2次系共にほぼ管理目標値を満足していた。 (2) 1次系アルゴンガス中の不純物のうち水素及びメタンは、主循環ポンプの点検及び燃料交換作業に伴い管理目標値を越える事があった。その他の不純物は、管理目標値を満足していた。(3) 2次系アルゴンガス中の不純物は、第6回定期検査時の水素を除き、全て管理目標値を満足していた。
伊藤 芳雄*; 鈴木 伸也; 河井 雅史; 中村 正人*; 則次 明広*; 藤原 昭和*
PNC TN9410 88-197, 60 Pages, 1988/02
本報告書は、高速実験炉「常陽」(以下「常陽」という)の教育訓練施設(建家)を有効に活用し、FBRの運転・保守教育訓練センターとして整備・拡充し、教育訓練の充実化を図ることを目的として、検討した結果についてまとめたものである。各電力会社の原子力発電所運転員教育訓練体系及び教育訓練手法、使用教材等について調査した結果、「常陽」と比較して基本的に大差ないことが分った。教育訓練施設の整備・拡充については、ハード面の充実、すなわちシミュレータの機能強化を図るとともに、教室、実習室、図書室等を設け教育訓練環境の整備が望まれる。また、教育訓練教材に関しては、現在ある資料を有効活用するとともに、パネル、スライド、VTR、機器の模型等視聴覚教材の整備を行う必要がある。しかし、これら整備・拡充はかなりの経費を必要とするため、「常陽」での今迄の経験及び他社の運転・保守訓練施設を参考にしつつ計画的に逐次実施していくことが重要である。
畠中 孝司*; 今井 勝友*; 鈴木 伸也; 永井 均*; 飯島 稔*; 原 和之*; 村山 隆典*
PNC TN9410 88-183, 61 Pages, 1988/01
本報告書は従来では手計算で行ってきた炉容器熱変位量の計算をパソコンを利用したプログラムを用いて100MW原子炉出力上昇、下降時の各プラント状態及び床下メンテナンス移行における熱変位量に関するデータをまとめ、検討を行ったものである。検討結果の主要結論は以下のとおりである。(1) 100MW第1第13サイクルまでの原子炉出力上昇及び下降時における炉容器熱変位量は運転制限値である3㎜を越えたことはなかった。 (2) 炉容器熱変位量は原子炉出口温度の変化に追従して推移し、その割合は核加熱時GL-4470㎜が約50%と最も大きくその後出力上昇に伴ってGL-5675㎜、GL-7200㎜と移っていく。また出力下降時についてはその逆となる。(3) 床下メンテナンス移行時の炉容器熱変位量実績値は約6㎜であった。これは炉容器に大きな周方向の温度差が生じるためであると考えられる。(4) 炉容器熱変位量の計算式は温度差の絶対値から求めるものでありプラント状態によっては熱変位量制限値に大きく影響するため方向性等を考慮した合理的な見直しも必要と思われる。
伊東 秀明*; 鈴木 伸也; 永山 哲也*; 原 邦夫*; 磯崎 和則*; 星野 勝明*; 黒沢 龍一*
PNC TN941 85-27, 206 Pages, 1985/02
「常陽」の1次オーバフロー系統の運転は,昭和51年2月のナトリウム中総合機能試験に始まり,昭和58年8月の100MWt第4サイクル終了までに,約55,000時間の運転実績を得ている。この期間におけるオーバフロー系統の機能は十分に仕様を満足するものであった。一方,オーバフロー系統の戻り配管部への熱衝撃については,これを避けるための運転手法をこれまでに得た種々の知見に基づいて改良し,熱衝撃を完全に避けることができた。しかし,本運転手法は商用電源喪失で原子炉が停止した場合、その再起動に1016時間を要するため,効率的なプラント運用を考慮すれば,短時間で再起動し得る系統設備の改造が必要となろう。▲
皆藤 泰昭; 鈴木 伸也
no journal, ,
「常陽」の運転員は原子炉施設保安規定、及びその下部要領である運転要領に基づきまとめられた「学習カリキュラム資料(Education Curriculum Document)」により、計画的に教育訓練を行っている。今回は、運転員教育訓練の内容とその実績及び効果について報告する。プラントを安全に運転するためには運転員が高度な知識や技能を備え持つことが重要である。また、これらの真価が問われるのは異常時であり、異常の兆候や状態をあらかじめパターン化して認識しておくことで、迅速な対応へと結び付けることが可能になる。これら体系化した教育・訓練を実施することで、運転員の知識の定着化及び能力向上の場を提供することができた。異常発生後の進展予測や要因特定に至るまでのプロセスは、個々の運転員の知識,思考により大きく左右される。この思考力を強化するうえでシミュレータ訓練は有効なツールであり、シミュレータを用いた実践的な訓練を通して個々の運転員に操作経験を積ませることができた。また、異常時措置マニュアルの教育と合わせ、理解度を確認するためのツールとして用いることにより、運転員の力量の維持・向上に寄与することができた。
伊東 賢一*; 鈴木 晶大*; 大石 佑治*; 中森 文博*; 曳田 史朗*; 野崎 謙一朗*; 本多 剛*; 溝上 伸也
no journal, ,
福島県および首都圏で観測された球形のセシウム含有粒子(以下、不溶性Cs粒子)は、構成成分および高温からの急冷を必要とする組織上の特徴から、福島第一原子力発電所2号機原子炉圧力容器(RPV)で生成したと考えられる。事故進展との関係を含め、不溶性Cs粒子の生成メカニズムを現象論的に考察した。
前田 宏治; 溝上 暢人*; 鈴木 晶大*; 伊東 賢一*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
no journal, ,
福島第一原子力発電所1号機格納容器の底部から採取した泥状の試料に対し、放射性固体微粒子に着目してSEMなどによる分析を実施した。
山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 伸也*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置において、原子炉内・格納容器内の燃料デブリや核分裂生成物等の状況を推定・把握することは不可欠であるが、高線量下にある現場を直接観察することは、現時点でも困難な状態である。このため、現状の考えうる状態を可視化すべく、廃炉・汚染水対策事業費補助金(総合的な炉内状況把握の高度化)では、事故時および事故後の測定データの分析、試験により得られた知見、事故進展解析の結果といった個別の検討課題の成果に加え、現場調査により得られる様々な情報やこれまでに得られた成果を有効に活用するというアプローチをとることで、炉内・格納容器内の状態を総合的に分析・評価した。
