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鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。
Zhou, Q.*; 斉藤 拓巳*; 鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 鈴木 俊一*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.461 - 472, 2021/04
被引用回数：6 パーセンタイル：65.59(Nuclear Science & Technology)During the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the dismantling of massive fuel debris is important for the defueling process. The production and dispersion of radioactive microparticles highly depends on the cutting technique implemented. Previous studies have been conducted on the development of cutting techniques and the treatment of radioactive particles generation during the cutting process. Besides, adequate understanding of the microparticle products during the cuttings of fuel debris is of vital necessity. Nowadays, geopolymer application is proposed as a covering material during the fuel debris retrieval in order to keep the structural integrity of damaged components. In this study, the microparticle products during mechanical and laser cutting of fuel debris simulants (Hafnium oxide and Tungsten(IV) oxide pellets) and geopolymer material were investigated. The cuttings have been carried out for samples of the simulants, geopolymer, and simulants with geopolymer covering. The generated particles were collected and investigated by laser diffraction particle size analyzer and Scanning Electron Microscope with X-ray spectrometry. Particles with diverse sizes and morphologies were observed from the products of each sample. It also appears that particles with unique sizes and morphologies can generate from the laser cuttings due to the thermal effect of laser cutting.
仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10
被引用回数：2 パーセンタイル：20.93(Nuclear Science & Technology)Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. Al
O
, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000
C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.
(Zr,U)の機械的性質評価星野 貴紀; 池内 宏知; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
過去の知見や解析結果から、福島第一原子力発電所の燃料デブリは酸化物だけでなく金属相の存在も示唆されている。そこで、炉内に存在する主な金属成分であるFe, Zrを主とした金属相の機械的性質を取得した結果、FeZr型金属デブリは酸化物と同等の機械的性質と見做せることを確認した。
鈴木 誠矢; 仲吉 彬; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
燃料デブリに乾式保管を適用するためには、乾燥処理により水素発生の原因となる水分を可能な限り取り除く必要がある。本報では、模擬物質を用いて、燃料デブリの乾燥条件の検討に必要となる含水・乾燥特性データを取得した。
仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
福島第一原子力発電所からの燃料デブリ取出し後の処置方策は未定であるが、何れの方策でも中長期の収納・保管が必須となる。乾式保管は経済的にも取扱に関しても望ましいと考えられ、事前に保管中における燃料デブリに同伴する水分の放射線分解に起因する水素発生などの影響を評価しておくことが必要と考えられる。そのために、乾式保管の前処理の乾燥工程で、燃料デブリの物理形状や化学形態などがデブリの乾燥挙動に与える影響を理解することが重要となる。燃料デブリは、緻密なもの、クラックを有するもの、多孔質なもの、粒子状のものなど様々な形態で存在している。クラックや気孔はデブリの含水量及び乾燥に影響を与える重要な因子であると推定され、加えて乾燥温度はもちろん重要となる。気孔率, 細孔径分布を変化させたAlO, SiO, ZrO, UOセメントペーストペレットが用意された。同時熱分析装置を用いて、Heガス掃気(50cc/min.)または減圧(30分で200Pa)下で様々な温度(200, 300, 1000C)で100min.加熱しながら、含水試料から水分が蒸発することによる重量変化を測定した、得られた結果から乾燥特性曲線を評価した。
鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
取出した燃料デブリを中長期的に安定して保管するために、乾式による方法が検討されている。乾燥に時間を要することが予想される粉粒体について、模擬物質を用いて乾燥工程の検討に有益となる乾燥特性を取得し、粉粒体の粒径や乾燥前の含水状態などが乾燥特性に及ぼす影響を把握した。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
温度変動による燃料デブリの経年変化挙動を評価するため、熱膨張率および破壊じん性により代替物質を選定し、周期的な温度変動下でのクラック長さの変化を評価した。実際の燃料デブリが受けるとされる環境よりも過酷な温度変動条件ではあるものの、温度変動の影響により単位面積当たりの総クラック長さが増加することを確認した。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
温度変動による燃料デブリの経年変化挙動を評価するため、熱膨張率および破壊じん性により代替物質を選定し、周期的な温度変動下でのクラック長さの変化を評価した。実際の燃料デブリが受けるとされる環境よりも厳しい温度変動条件ではあるものの、温度変動の影響により単位面積当たりの総クラック長さが増加することを確認した。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
ウランを含む溶融固化体の周期的温度変動(以下、熱サイクル)によるクラックの挙動の評価を試みた。その結果、UO-SUS溶融固化体は熱サイクルによる総クラック長さの増加を確認したものの、(U,Zr)O-SUS系 については明確な傾向が確認できず、熱サイクル前の物理形状の違いが影響することが示唆された。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、冠水状態で存在する燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への評価を評価するため、模擬試験体を用いて実施した試験結果を報告する。
荒井 陽一; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材(以下、水ガラス吸収材)の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への影響を評価するために実施した模擬試験体を用いた試験概要や予備検討に関して報告する。
山崎 誠志*; 松浦 由幸*; 荒井 陽一; 鈴木 誠矢
no journal, ,
燃料デブリの取出し作業において、再臨界を防止するために中性子吸収材の投入が検討されている。その候補の一つに、非溶解性である固化型中性子吸収材の開発が進められている。この中性子吸収材について、回収した燃料デブリへの影響として、乾燥プロセスに与える影響が懸念されており、乾燥試験が実施されてきた。中性子吸収材の構造分析による観点から乾燥メカニズムを調査した結果について報告する。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材(以下、水ガラス吸収材)の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への影響を評価するために実施した模擬試験体の寸法等のパラメータ試験に関して報告する。
