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Drying characteristics of simulated debris in a pretreatment process for dry storage

乾式貯蔵のための前処理工程での模擬デブリの乾燥特性

仲吉 彬 ; 鈴木 誠矢; 岡村 信生 ; 渡部 雅之; 小泉 健治 

Nakayoshi, Akira; Suzuki, Seiya; Okamura, Nobuo; Watanabe, Masayuki; Koizumi, Kenji

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Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, SiO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$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, 1000$$^{circ}$$C)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。

Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant 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$$_{2}$$O$$_{3}$$, SiO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$ and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have some porosities and pore. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (200, 300, and 1000 $$^{circ}$$C) using a thermal gravity measurement, 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.

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