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廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-062, 121 Pages, 2023/03
JAEA-Review-2022-062.pdf:4.78MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「ジオポリマー等によるPCV下部の止水・補修及び安定化に関する研究」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、PCV底部の止水及び補修を目的として、改良したジオポリマーや超重泥水によりジェットデフレクター等を止水し、併せてドライウェル下部を補修する施工法を提案する。また、堆積状況など未解明な状況にある現場施工の選択肢を増やすため、止水・補修材の対象部位周辺への局所的施工のみならず、ペデスタル外の広範囲にわたる施工についても検討し、最新の熱流動シミュレーション法により、工法実現性を評価する。広範囲に施工する場合には、ペデスタル外に流出した燃料デブリや堆積物は止水・補修材で被覆されて廃棄体となる。このため、燃料デブリの成層化状態等性状を実験及び解析により把握した上で、廃棄体を安定化する方策を検討するとともに、核種浸出性を含めた廃棄体の長期寿命を評価する。
岩澤 譲; 杉山 智之; 阿部 豊*
Nuclear Engineering and Design, 386, p.111575_1 - 111575_17, 2022/01
被引用回数：3 パーセンタイル：66.21(Nuclear Science & Technology)In severe accidents in a light water reactor, the relocated molten core (so-called corium or melt) can form a debris bed. The debris bed coolability is a critical issue for prevention and mitigation of the molten core-concrete interactions. Agglomeration has a serious impact on assessment of debris bed coolability if agglomeration forms massive debris (so-called agglomerated debris) by merging of melt particles with others when the melt particles accumulate on a floor. This paper presents the results of melt jet-breakup experiments for agglomerated debris formation using a simulant metallic melt. The experiments injected a melt jet of a low-melting point metal through a circular nozzle into a test section filled with coolant water. The particles were generated due to the melt jet-breakup accumulated on to a catcher, which is a flat plate made of stainless steel, installed in the test section. A high-speed video camera imaged particle formation and accumulation on the catcher plate. Agglomerated debris was confirmed by morphological investigation of the recovered debris. The experimental results revealed the effects of the melt jet injection conditions (melt temperature, coolant temperature, and coolant depth) on the mass fraction of agglomerated debris. On the basis of the experimental results, we proposed a simple correlation to estimate the mass fraction. The simple correlation successfully reproduced the mass fraction of agglomerated debris obtained in the DEFOR-A test [Kudinov et al., Nucl. Eng. Des., 301 (2013), 284-295]. The experimental data base presented in this paper makes further contributions to the modeling and validation of mechanistic models or simulation tools for agglomerated debris formation.
林 眞琴*; 大城戸 忍*; 鈴木 裕士
Quantum Beam Science (Internet), 4(2), p.18_1 - 18_12, 2020/06
In materials with a surface treatment such as shot peening, the residual stress gradient in the surface layer is severe. When measuring the residual stress distribution near the surface with a severe stress gradient by the neutron diffraction method, the gauge volume must be removed from the measurement sample. However, when the gauge volume deviates from the sample, a pseudo peak shift occurs and accurate stress distribution cannot be evaluated. Therefore, it is necessary to evaluate the pseudo peak shift in advance under the same conditions, as in the case of actual residual stress measurement, using a sample in an unstressed state. In this study, the stress distributions in the surface layer of a type 304 stainless steel plate and bar with simulated stress-corrosion cracks which were subjected to water jet peening - giving a surface layer residual stress equivalent better than that of normal shot peening - were evaluated considering the pseudo peak shift. As a result, the residual stress distributions in the surface layer were measured in good agreement with the measurement result obtained by the sequential polishing X-ray diffraction method. It was clarified that the residual stress distribution in the near surface with steep stress gradient can be evaluated by the neutron diffraction method.
阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*
JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10
JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB
本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。
中村 保之; 岩井 紘基; 手塚 将志; 佐野 一哉
JAEA-Technology 2015-055, 89 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-055.pdf:17.54MB
東京電力福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)は炉心溶融に至ったと報告されており、炉内構造物は原形を留めておらず、溶融燃料と混在し複雑狭隘な状態にあると想定される。このような状態の中、燃料デブリ等の取出しに向けて、熱影響が少なくスタンドオフを長く取れるアブレイシブウォータージェット(以下「AWJ」)切断技術について、2012年度から3カ年で切断試験を実施し技術開発を進めてきており、燃料デブリ等の取出しに有効な工法であることを確認した。初年度の成果は、既報告書"JAEA-Technology 2013-041 アブレイシブウォータージェット切断工法による炉内溶融金属等の取出しに向けた技術開発"で報告済みであるが、本報告書は、これを含む3ヵ年の集大成として取り纏めたものである。AWJ切断技術は、切断時に使用するアブレイシブが二次廃棄物として発生するものの、圧力容器下部等に堆積した厚み等の不明な燃料デブリや炉内構造物の取出しが可能であることを切断試験により確認し、実機に適用できる見通しを得た。
島田 紘行*; 深尾 太志*; 南 寛威*; 鵜飼 正敏*; 藤井 健太郎; 横谷 明徳; 福田 義博*; 斎藤 祐児
Journal of Chemical Physics, 141(5), p.055102_1 - 055102_8, 2014/08
被引用回数：17 パーセンタイル：53.74(Chemistry, Physical)The N K-edge X-ray absorption near edge structure (XANES) spectra of the purine-containing nucleotide, guanosine 5'-monophosphate (GMP), in aqueous solution are measured under various pH conditions. The spectra show characteristic peaks, which originate from resonant excitations of N 1s electrons to 
orbitals inside the guanine moiety of GMP. The relative intensities of these peaks depend on the pH values of the solution. The pH dependence is explained by the core-level shift of N atoms at specific sites caused by protonation and deprotonation. The experimental spectra are compared with theoretical spectra calculated by using density functional theory for GMP and the other purine-containing nucleotides, adenosine 5'-monophosphate, and adenosine 5'-triphosphate. The N K-edge XANES spectra for all of these nucleotides are classified by the numbers of N atoms with particular chemical bonding characteristics in the purine moiety.
柴本 泰照
JAERI-Research 2005-016, 127 Pages, 2005/08
JAERI-Research-2005-016.pdf:4.54MB
高温の融体の表面に注がれる水の沸騰は、融体中に水が侵入することで伝熱面積が拡大することとあいまって、高効率の熱伝達を提供する。本研究は、融体中に水が強制注入される場合(冷却材注入モード)について、融体と水との間の力学的・熱的相互作用を支配する現象を解明し、将来の工業上の応用に資することを目的としている。同現象は冷却材注入モード以外の他の燃料-冷却材相互作用(FCI)の結果として生じることも指摘されており、FCI素過程の解明に資することも期待できる。本研究では、実験的なアプローチとして、高速度撮影中性子ラジオグラフィ並びに新たに開発したプローブを採用し、融体-水-蒸気混相流の可視化と計測を行った。このような手段によっても、実験的に得られる情報には依然として限界があるが、関連現象から得られる知見との比較を含め、実験データの詳細な分析を行った。その結果、本現象の特徴である高効率な熱伝達を安定に達成させる条件について、安定性を支配する因子を明らかにし、その成立条件を示すことに成功した。さらに、本現象のような流体自由表面の移動を伴う現象の解明に有用な、界面付近の速度場・圧力場を界面形状の時間変化から算出する方法を開発した。
竹内 末広; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 吉田 忠
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 513(3), p.429 - 438, 2003/11
被引用回数：3 パーセンタイル：27.66(Instruments & Instrumentation)原研(東海)タンデム加速器では加速電圧を18-20MVに改善するため加速管をコンプレスドジオメトリー型の新加速管に更新する計画をすすめている。新加速管に交換することで加速ギャッブ数が増え加速電圧を改善できる可能性がある。しかし、大型加速器では一般に交換後のコンディショニングには1-2か月の長い期間を要する。そこで、加速管内面をあらかじめ高圧純水洗浄により洗浄し、放電の源となる、あるいは放電を助長する絶縁体表面の汚れや微粒子を除去することにより、放電活動を抑制し短期間で期待する電圧にすることを考えた。高圧純粋洗浄した従来の加速管1MV分6本をタンデム加速器で高電圧試験を行い、また新加速管3MV分6本を高圧純粋洗浄し加速管メーカーのNEC社の3MV試験装置で高電圧試験を行った。結果は、どちらも定格電圧を短時間で越え、かつ放電は従来の加速管と比べ極めて少なかった。新加速管3MVの試験ではコンディショニングは加速管が安定に近い状態で進み24時間内に高度に安定な状態に達した。これで加速電圧の改善計画に明るい展望が開けた。本文では洗浄効果,セラミックスの表面などについての研究成果を述べており、放電活動は絶縁体表面の汚れや微粒子が主な原因であったことを明らかにしている。
竹内 末広; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 石崎 暢洋; 松田 誠; 月橋 芳廣; 神田 将; 田山 豪一; 阿部 信市; 吉田 忠
第14回加速器科学研究発表会報告集, p.308 - 310, 2003/00
原研タンデム加速器は端子電圧を改善するためコンプレスドジオメトリの加速管に更新した。更新にあたって加速管内を高圧純水洗浄するアイデアを検証するための種種の簡単な試験と1MV及び3MVの高電圧試験を行った。その結果加速管セラミック表面は剥がれやすい微粒子がかなり付着していて、高圧純水洗浄等で清浄化することで高電圧性能が飛躍的に改善されることがわかった。加速管更新については経過を述べる。
越塚 誠一*; 池田 博和*; Liu, J.*; 岡 芳明*
JAERI-Tech 2002-013, 60 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-013.pdf:3.16MB
原子炉のシビアアクシデントにおいて、高温の溶融炉心が低温の冷却水と接触すると蒸気爆発を生じる可能性がある。そこで、蒸気爆発素過程の解明のため、溶融液滴を包む蒸気膜の崩壊時を模擬し、溶融すずの単一液滴に周囲から水ジェットが衝突する体系で粒子法による3次元シミュレーションを行った。シミュレーション結果では、溶融物がフィラメント状に液滴から飛び出してくる様子が捉えられた。これはCiccarelli-FrostのX線高速写真と非常によく一致している。ただし、X線写真に見られるような急激な細粒化が生じるためには、液滴接触時に自発核生成による高速沸騰が必要である。溶融炉心液滴の場合には、水ジェットが溶融液滴に接触する際に界面温度は溶融物の凝固点以下になるので、急激な細粒化は生じにくく、従って大規模な蒸気爆発も発生しにくいと考えられる。次に、蒸気爆発の圧力波伝播過程の1次元解析コードを開発した。熱的細粒化には液液接触時の自発核生成のモデルを採用した。本コードを用いて蒸気爆発における圧力波伝播の1次元テスト計算を行い、従来のコードによる計算結果とよく一致した。
立花 光夫; 白石 邦生; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-014, 42 Pages, 2001/03
動力試験炉(JPDR)の解体実地試験では、遠隔解体装置の実証と作業に関する各種データを収集することを目的に解体作業を行った。そこで、作業の内容を分析し、これらの知見を安全性の考慮に関するもの,廃棄物対策に関するもの,作業の効率化に関するものに分類・整理した。例えば、作業の効率化には、施設に関する情報が重要であること,遠隔解体装置の作業手順の検討や問題の解決にはモックアップ試験が有効であることなどの知見が得られた。これらの知見は、ほかの廃止措置作業をより安全で効率的に実施するために有効と考えられる。本報告書は、JPDRの解体作業に開発した遠隔解体装置を適用する際の主な対策、その結果、解体作業を通して得られた知見をまとめたものである。
中村 弘史; 井田 瑞穂*; 中村 博雄; 中村 秀夫; 江里 幸一郎; 秋場 真人
JAERI-Research 2000-068, 30 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2000-068.pdf:3.88MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、液体リチウムの噴流ターゲットを生成するため、金属製縮流ノズルを用いる。本研究では、ノズル製作時に必要とされる加工精度等を決定するため、ノズルの内面粗さが自由界面の乱れに与える影響について、内表面の加工粗さの異なる二種類のノズルを用いた水模擬実験による検討を行った。また、噴流周りの雰囲気圧力の影響についても調べた。その結果、表面加工粗さが▽(100
m)の場合、液面の乱れは大きく、流速が高速になると液滴の発生も観察されたが、▽▽▽(6.3m)の場合、液面の乱れは鏡面仕上げの場合と同程度であり、十分使用に耐えることを確認した。また、液面の乱れの雰囲気の影響は小さいことがわかった。
伊藤 和宏*; 辻 義之*; 中村 秀夫; 久木田 豊*
9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9)(CD-ROM), 16 Pages, 1999/00
液体金属ビームターゲットを模擬した、板状の高速水ジェット流(3.5~20m/s)の自由界面波の特性を、自由界面で屈折するレーザー光を用いて計測した。本光学計測法は最大33kHzの応答速度を有し、平均流速20m/sでノズルから噴出するジェット流の界面波の傾斜角変動を良く捉えることができた。界面波は周波数スペクトルに明瞭なピークとして現れ、ノズル出口からの距離とともに振幅が増加した。得られたデータを基に、ノズル近傍での波の間欠的な出現状況を統計的に整理した。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋; 勝田 博司
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.440 - 445, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.73(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の概念設計活動(CDA)の一環として行った、高速の液体リチウム板状ジェットターゲット流の熱流動特性に関する、水での模擬実験と数値解析の結果をまとめた。実寸大に模擬したジェット流では、試験条件内(流速≦17m/s,長さ約130mm)で安定した流れが得られ、数値解析により、熱的安定性を確認した。最近の実験で行った詳細な流速分布の計測から、遠心力による静圧分布のため、ジェット流の厚さ方向に自由渦流れと同様の流速分布が形成させると共に、この流速分布の影響が上流の吹き出しノズル内にまで及んでいることがわかった。2次元の正方メッシュを用いた解析を行い、このようなノズル出口付近の流速分布変化を良く予測できることを確認した。
中村 秀夫; 伊藤 和宏*; 久木田 豊*; 井田 瑞穂*; 加藤 義夫; 前川 洋
Eighth Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), 3, p.1268 - 1275, 1997/00
IFMIF装置の液体リチウムターゲットを水流で模擬し、その凹面壁を流下する高速の板状噴流の安定性を、約17m/s以下の流速で調べた。今回新たに採用した直列2段の2次元レデューサノズルは、内壁で剥離を生ずること無く、安定で均一な流速分布の噴流を生成した。噴流の表面には長さに沿って2次元、3次元の界面波が生じたが、全長130mmに渡り、大きさの変化は小さかった。噴流内の流速分布は、ノズル出口付近で自由渦の流速分布(半径に反比例)に変化し、この結果噴流の厚さが増加した。1次元運動方程式を用いた厚さ予測は、この変化を考慮に入れることで実験結果を良く予測した。
野口 宏
日本原子力学会誌, 39(11), p.915 - 916, 1997/00
特集「トリチウムの影響と安全管理」の第2章である。本特集の基礎情報として、環境中トリチウムの発生源である天然、核実験、医療・産業・研究、原子力等を起源とするトリチウムのインベントリと発生量をまとめた。大気中核実験起源のトリチウムは環境中トリチウムの最大の発生源であったが、年々そのインベントリは減少している。医療や産業起源のトリチウム発生量は少ないと考えられる。将来的には原子力利用に伴うトリチウムの割合が増加する可能性があるが、ITERは大量のトリチウムインベントリを有するものの、平常時の環境への放出量は他の原子力施設に比べて大きくなることはないと考えられる。
小川 益郎; 功刀 資彰
Fusion Engineering and Design, 29, p.233 - 237, 1995/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.27(Nuclear Science & Technology)トカマク真空容器への冷却材侵入事象は、核融合実験炉で過酷な結果を生じる最も重要な事象のうちの1つである。冷却材侵入事象(ICE)は、真空容器内での冷却材配管破断に始まり、真空中への水侵入、高温プラズマ対向壁との水の衝突、化学反応を伴う蒸発へと進展する。このとき圧力上昇によって真空容器が破れ、放射性物質が真空容器外へ洩れ出る可能性がある。それ故、ICE時のこの圧力上昇を評価する必要がある。そこで、真空中での水の蒸発と高温面での水の蒸発による圧力上昇を調べるため、真空容器内への水噴出に関する実験を行った。小破断を模擬して水噴出口の直径は、0.5,1.0,2.0,5.0mmとし、噴出圧力を0.2~0.6MPaまで変えた。真空中での水噴出の水力学的挙動を調べ、水性の凍結を確認した。また、300Kまでの過熱度に対して、高温壁面上での水の蒸発による圧力上昇速度特性を得た。従来の相関式は本実験結果を予測できなかった。
藤木 和男; 上家 好三; 清木 義弘; 横田 光雄
Proc. of the Int. Conf. on Dismantling of Nuclear Facilities; Policies-Techniques, p.219 - 232, 1992/00
JPDR解体計画は1981年より開始され、86年から原子炉施設の実地解体(Phase-II)が進んでいる。原子炉中心部の放射化した機器、構造物の撤去、解体には、技術開発された各種の遠隔解体システムが適用され、安全に解体が進められた。金属構造物については、既に90%程の機器が撤去されている。これらの解体作業を通じ、工法、解体システム毎の性能や使用経験等、多くの情報が蓄積されている。本論文は、放射化構造物の解体、撤去を中心に、これまでの作業の特徴とその比較をまとめたものである。
中村 寿; 奈良崎 智正*; 柳原 敏
Nuclear Technology, 86, p.168 - 178, 1989/08
被引用回数：8 パーセンタイル：67.25(Nuclear Science & Technology)機械的及び水ジェット切断技術はJPDRの生体しゃへい体の解体技術として開発が進められており、1990年から1991年にかけて生体しゃへい体の放射化した部位の解体に適用される計画である。機械的切断技術は、ダイヤモンドブレードによる切断及びコアビットによる連続穿孔を組み合わせて切断を行う方法である。一方、水ジェット切断技術は、研磨材を混入した水ジェットを吹き付けて切断を行う方法である。本論文は、機械的切断技術及び水ジェット切断技術各々の技術開発の過程で行われた試験結果、切断システムを構成する装置、生体しゃへい体の解体手順について述べたものである。
横田 光雄; 八十島 治典; 八尋 暉夫*
2nd Pacific RIM Int. Conf. on Water JET Cutting, 11 Pages, 1989/00
原研では原子炉施設解体の技術開発を進めてきており、現在、開発した技術を用いてJPDR施設の解体を実施中である。水ジェット切断技術は、高圧の水に研磨材を混合しノズルから噴射して対象物を切断する技術であり、放射化した厚肉の鉄筋コンクリート構造物である放射線遮蔽コンクリートを解体するために開発された。まず基礎試験により切断性能、副次生成物の特性等のデータを得た後、JPDR放射線遮蔽体をブロックに解体撤去するとともに、副次生成物の回収・処理を行う水ジェット切断装置を製作した。更に本装置を用いてJPDR放射線遮蔽体を模擬したモックアップ試験を実施した。その結果、本装置は概ね必要な機能、性能を有しており、1990年に予定しているJPDR放射線遮蔽体の解体に適用可能なことが確認された。
