A Project focusing on the contamination mechanism of concrete after the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03

To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.

New project on the analysis of contamination mechanisms of concrete at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

山田 一夫*; 丸山 一平*; 駒 義和; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 渋谷 和俊*; 粟飯原 はるか

Proceedings of International Waste Management Symposia 2019 (WM2019) (CD-ROM), 6 Pages, 2019/03

For the decommissioning of a Nuclear Power Station (NPS) after a severe accident, estimation of contamination depth and radioactivity level in concrete is essential. This paper outlines a recently begun project on the analysis of the contamination mechanisms of concrete in the Fukushima Daiichi NPS. For this analysis, data on various parameters are required, such as the materials used in the NPS, the environmental conditions of the exposed concrete, the conditions of exposure during the accident and until decommissioning, and the fundamental transport characteristics of nuclides in concrete. These aspects of this project are illustrated with some examples.

Flushing phenomena and flow structure by microwave heating

藤田 峻也*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 長南 史記*; 湯浅 朋久*; 八巻 辰徳*; 瀬川 智臣; 山田 美一

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

https://doi.org/10.1115/ICONE25-67354

核燃料サイクルにおける使用済み燃料の再処理の転換工程においてマイクロ波加熱脱硝法が使用されている。マイクロ波加熱では沸騰現象を伴うことから、突沸及び噴き零れを避ける運転条件を十分に把握する必要がある。マイクロ波加熱時の突沸現象を明らかにするため、突沸の発生について高速度カメラによる詳細な観察を実施した結果、マイクロ波照射により加熱が進行し単一気泡による突沸に至るケース、気泡の生成と停止が間欠的に起こり、最終的に単一気泡による突沸に至るケース、気泡生成を伴わず蒸発が進行するケースの3種類に分類できることを明らかにした。また、突沸を引き起こす単一気泡周辺の流れ構造の可視化に成功した。さらに、液体表面の微小気泡を観察し、その生成と成長に対する必要熱量とマイクロ波加熱に伴う放出熱量との比較評価を行い、突沸と微小気泡との関係性を明らかにした。

Influence of the heating method on the particle characteristics of copper oxide powders synthesized from copper nitrate aqueous solutions

瀬川 智臣; 深澤 智典*; Huang, A.-N.*; 山田 美一; 鈴木 政浩; 福井 国博*

Chemical Engineering Science, 153, p.108 - 116, 2016/10

https://doi.org/10.1016/j.ces.2016.07.008

使用済み燃料の再処理工程において、マイクロ波加熱直接脱硝法による硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から混合酸化物粉末(MOX原料粉末)への転換が行われている。金属硝酸塩水溶液の脱硝により生成される酸化物粉末の形態に対する加熱法の影響を明らかにするため、脱硝によりCu(NO)・3HO水溶液から生成された酸化銅粉末の形態に対する加熱法の影響について研究を行った。得られた粉末の中位径は加熱法に関らず、加熱速度が増加するにつれて減少することが明らかとなった。マイクロ波加熱法は顕著に粒子径が減少し、粒子の形状及び表面の不規則性が増大した。一方、マイクロ波と電気ヒータのハイブリッド加熱法では、最も表面が滑らかで球形の粒子が得られた。また、ハイブリッド加熱法では、マイクロ波加熱よりもシャープな粒子径分布を得られることが明らかとなった。数値シミュレーションにより、ハイブリッド加熱法では、より低いマイクロ波出力で全体を均一に加熱できることが明らかとなった。さらに、加熱法に起因する粉末の形態特性に対し、シミュレーションによるバルクの温度分布とマイクロ波照射により誘起されるCuO粒子で局所的に発生するホットスポットの相違に基づく考察を行った。

The Criteria of flushing phenomena under microwave heating

八巻 辰徳*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 山田 美一; 藤井 寛一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(2), p.241 - 250, 2015/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.946567

日本ではマイクロ波加熱脱硝(MH)法により、使用済み燃料から回収したU-Pu混合硝酸溶液からU-Pu混合酸化物(MOX)粉末が得られる。このMH法によって得られたMOX粉末はFBR用MOX燃料として利用される。MH法では沸騰現象が伴うことから、将来に向けた量産規模の脱硝技術開発には、突沸及び噴きこぼれを避ける運転条件を把握する必要がある。そこで本研究では、マイクロ波加熱時の沸騰現象の解明を目的とし、解明への第一ステップとして蒸留水を用いた実験を実施した。突沸は単一気泡の発生がトリガーとなって突沸に発生に至ることが観測された。また、突沸現象の発生限界は、液体に吸収される熱量と液面から放出される熱量に相関することが明らかとなった。

Study on criteria of flushing phenomena in boiling transition by microwave heating

八巻 辰徳*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 山田 美一

Proceedings of the 22nd International Conference on Nuclear Engineering 2014 (ICONE-22), Vol.2A, p.V02AT09A011_1 - V02AT09A011_10, 2014/07

https://doi.org/10.1115/ICONE22-30091

核燃料サイクルにおける転換工程では、マイクロ波加熱直接脱硝法により使用済み燃料の硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液をMOX粉末に転換している。従来の平皿容器に比べて高速・大容量が期待された円筒容器では、マイクロ波加熱時に突沸による吹き零れ現象が発生し、装置設計の最適化や運転条件の安全性が求められることから、マイクロ波加熱時の突沸及び噴き零れのメカニズム解明を行った。水のマイクロ波加熱試験結果により、突沸の条件と蒸発により放出されるエネルギーと吸収電力量の関係を明らかにした。また、硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液の模擬溶液としてKCl水溶液及びKCl寒天を用いたマイクロ波加熱試験により、KClの濃度が増加するに従い、外表面が加熱され、流動構造が変化することがわかった。

Prototype manufacturing of small tritium target inside JAEA

田中 滋; 阿部 雄一; 川邊 勝; 沓掛 忠三; 荻沼 義和; 山田 正行; 鈴木 卓美; 山西 敏彦; 今野 力

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.338 - 341, 2010/08

日本原子力研究開発機構内で核融合中性子工学用中性子源(FNS)で使用している小型トリチウムターゲット製作のR&Dを行っている。トリチウムターゲットは銅基盤にチタンを蒸着し、そのチタンにトリチウムを吸着させたものである。チタンは酸素に活性であり、空気に触れると直ちに数mの酸化膜を形成する。最初はこの酸化膜がトリチウム吸着を妨げていると考え、アルゴンガスによるチタン表面の放電洗浄を行った。しかし数多くの重水素吸着テストを通して、トリチウム吸着を妨げているのは酸化膜というよりも空気中の水分であることがわかった。このため次の手順が必要である。(1)トリチウム吸着容器内のアウトガスを十分行うこと。(2)チタンが蒸着された基盤の取扱は湿度を3%以下に保つこと。(3)チタンが蒸着された基盤は真空中で保管すること。この方法で製作したトリチウムターゲットのFNS加速器の重陽子ビーム照射によるDT中性子発生量は、チタン表面を放電洗浄したものと同じであった。これにより小型トリチウムターゲットの製作条件は確立した。

アスファルト固化処理施設躯体の耐力評価

山田 登志郎*; 森川 博司*; 石田 雅利*; 瀬戸 裕*; 山本 佳史*; 澤本 佳和*

JNC TJ8410 98-002, 124 Pages, 1998/11

JNC-TJ8410-98-002.pdf:3.82MB

本報告書は、平成9年3月11日に発生したアスファルト固化施設の火災・爆発事故に対して、当該施設で生じた爆発威力の推定に関して必要となる当該施設の主要な構造壁(床)の静的降伏及び終局耐力の評価を目的としたものである。鉄筋コンクリート床板の降伏及び終局耐力を評価する際には、簡易手法による評価と有限要素法(FEM)による評価が考えられる。簡易手法により降伏耐力を評価する場合には、基礎微分方程式による解法が比較的有効とされている。また、終局耐力については床板内に生じる扁平アーチ状の圧縮膜作用(アーチアクション)をなんらかの形で取り入れる降伏線理論で評価することを試みる。ただし、複雑な境界条件を持つ床板に対しては簡易手法の適用が困難であることや、異なった解析法での同一床板のクロスチェックを行うことは、解析法の妥当性の検証に有効であることから、一部の床板については、FEMによる評価も実施した。その結果、既従の実験及びアスファルト固化施設の一部構築壁(床)の耐力評価について、簡易手法とFEMによるクロスチェックを行うことによ、両手法の妥当性及び簡易手法の適用範囲を検証した。特に既従の実験の耐力評価では、簡易手法による終局耐力の評価では実験結果を30%の誤差範囲内で、またFEMでは15%程度高い値で評価できることが分かった。以上よりFEM以外にも、壁の形状が簡単なものについては、アーチアクション等の効果を取り入れることにより簡易手法により壁の耐力評価がある程度行えることが分かった。

鉄筋コンクリート壁の耐力評価

山田 登志郎*; 石田 雅俊*; 澤本 佳和*

PNC TJ8100 97-001, 83 Pages, 1997/11

PNC-TJ8100-97-001.pdf:1.98MB

本報告書は、3月11日に発生したアスファルト固化処理施設の火災・爆発事故に対して、当該施設で生じた爆発威力の推定に関し必要となる当該施設の主要な構造壁(床)の静的降伏及び終局耐力の評価を目的としたものである。鉄筋コンクリート床板の降伏及び終局耐力のうち、前者については基礎微分方程式による解法が比較的有効とされているが、後者についての代表的な評価法には、K.W.Johansonによって体系化された降伏線理論があるが、床板内に生じる扁平アーチ状の圧縮膜作用(アーチアクション)が考慮されていないため、その正確な評価が困難とされている。ここではこのアーチアクションの効果を何らかの形で降伏線理論に取り入れ鉄筋コンクリート床板の終局耐力を評価することを試みる。ただし、複雑な境界条件を持つ床板に対しては本方法の適用が困難であることや、異なった解析法での同一床板のクロチェックを行うことは、解析法の妥当性の検証に有効であることから、一部の床板については、降伏耐力の評価も含め有限要素法による評価も実施した。その結果、上記クロスチェックを行うことにより、両手法の妥当性を示した。またアーチアクション等の効果を取り入れることにより、簡易手法を用いて、壁の降伏・終局耐力の評価をある程度行えることがわかった。本報告書は、鹿島建設が動力炉・核燃料開発事業団の委託により実施した研究の成果である。

Experimental results of 40-kA NbAl cable-in-conduit conductor for fusion machines

高橋 良和; 杉本 誠; 礒野 高明; 中嶋 秀夫; 安藤 俊就; 押切 雅幸*; 細野 史一*; 和田山 芳英*; 佐々木 知之*; 塙 博美*; et al.

IEEE Transactions on Magnetics, 30(4, Part2), p.2531 - 2534, 1994/07

核融合実験炉のトロイダル磁場コイル用導体として、40kA級NbAlケーブル・イン・コンジット型導体を開発し、その超電導評価試験を行った。この導体は、ITER-CDAの要求磁界11.2Tにおいて、46kAまで通電することができた。また、導体の臨界電流値は、素線のそれと比較すると、製作作業中及びクールダウン中における劣化は認められなかった。また、NbAlは機械的特性が従来のNbSnに比べて優れていることから、NbAlは、近い将来、トロイダル磁場コイル用導体の第一候補となると考えられる。