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論文

Prediction of the drying behavior of debris in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for dry storage

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

 パーセンタイル:100(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$$_{2}$$O$$_{3}$$, SiO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$ 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$$^{circ}$$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 1000$$^{circ}$$C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.

論文

Corrosion behaviour of FeCrAl-ODS steels in nitric acid solutions with several temperatures

高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10

事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60$$^{circ}$$C, 80$$^{circ}$$C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。

論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

報告書

第2期中期計画における原子力施設の廃止措置と技術開発

照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.

JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB

原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。

論文

Mechanical properties of fuel debris for defueling toward decommissioning

星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO$$_{2}$$ content range from 10% to 65%.

論文

Sludge behavior in centrifugal contactor operation for nuclear fuel reprocessing

坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 岡村 信生; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing the centrifugal contactor for spent fuel reprocessing. In this study, we investigated the sludge behavior in centrifugal contactors at three different scales. The operational conditions (the flow rate and rotor speed) were varied. Most insoluble particles such as sludge remained in the rotor via centrifugal force. The capture ratio of sludge in the contactor was measured as a function of particle size at various flow rates, rotor speeds, and contactor scales. The sludge adhered and accumulated inside the rotor as the operational time increased, and the operational conditions influenced the capture ratio of the sludge; a lower flow rate and higher rotor speed increased the capture ratio. The results confirmed that Stokes' law can be applied to estimate the experimental result on the behavior of the capture ratio for centrifugal contactors with different scales.

論文

Direction on characterization of fuel debris for defueling process in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

矢野 公彦; 北垣 徹; 池内 宏知; 涌井 遼平; 樋口 英俊; 鍛治 直也; 小泉 健治; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1554 - 1559, 2013/09

For the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), defueling work for the fuel debris in the reactor core of Unit 1-3 is planned to be started within 10 years. Preferential items in the characterization of the fuel debris were identified for the defueling work at 1F, in which the procedure and handling tools were assumed from information of 1F and experience of Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) accident. The candidates of defueling tools for 1F were selected from TMI-2 defueling tools. It was found out that they were categorized as 6 groups by their working principles. Important properties on the fuel debris for the defueling were picked up from considering influence of objective materials on their performance. The selected properties are shape, size, density, thermal conductivity, heat capacity, melting point, hardness, elastic modulus, and fracture toughness. In these properties, mechanical properties, i.e. hardness, elastic modulus, fracture toughness were identified as preferential items, because there are few data on that of fuel debris in the past severe accident studies.

論文

Applicability of single mode fiber laser for wrapper tube cutting

涌井 遼平; 北垣 徹; 樋口 英俊; 竹内 正行; 小泉 健治; 鷲谷 忠博

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing a fuel disassembly system with reliability for FBR fuel reprocessing. Laser technology has a high cutting performance and stable operation. However, it was hard to apply to the fuel disassembly system in our previous study, because of pin damage and dross adhesion between a wrapper tube and fuel pins. The advance of the laser cutting technology has recently attracted. Development of single mode fiber laser (SMFL) with small diameter of a beam spot has been especially reported. Then, we believed that it has become possible to prevent the dross adhesion in the disassembly. The main purpose of this study is to reevaluate an applicability of laser for the wrapper tube cutting by the basic cutting tests. Concretely, we researched whether cutting conditions such as SMFL etc, have the effects on dross adhesion and pin damage or not and tried to prevent these original matters. As the result, it was demonstrated that the kerf width of SMFL is still thinner than that of multi mode fiber laser (MMFL). The phenomenon is very important to decrease the amount of dross. Therefore, we confirmed that SMFL is suitable for prevention of the original matters and this experimental results shown the new feasibility method of wrapper tube cutting.

論文

高レベル放射性物質研究施設(CPF)における保全活動への取組み,1; 高レベル放射性物質閉じ込め用負圧コントロール弁の経年劣化への対応

小林 雄樹; 高橋 哲郎; 篠崎 忠宏; 小笠原 甲士; 小泉 健治; 中島 靖雄

日本保全学会第7回学術講演会要旨集, p.161 - 166, 2010/07

当該施設の負圧制御弁は、他施設等でも使用実績もあり信頼性の高い機器であるが、施設の運転開始以来25年以上稼働を続け、経年劣化による安定な負圧維持機能への影響が見受けられるようになってきた。そこで、負圧制御機能を確実にし、施設の安定運転を図るため、負圧制御弁駆動部の更新を実施してきている。本発表では、更新作業を通じて得られた知見(作業上の課題への対応,構成部品の劣化状況,故障要因の推定)について報告する。

論文

Development of short stroke shearing technology for FBR fuel pin

樋口 英俊; 小泉 健治; 平野 弘康; 田坂 應幸*; 鷲谷 忠博; 小林 嗣幸*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.244 - 251, 2010/04

高速炉燃料の効率的な溶解に有効と考えられる燃料片の小粒径化を目的とした短尺せん断技術を開発している。燃料片を効率的に小粒径化するせん断条件等を把握するため、せん断速度,ギャグ固定圧力等をパラメータとして、工学規模の試験装置を用いて、模擬FBR燃料ピン束の短尺せん断試験を実施した。本試験で得られたせん断片の測定データ(せん断片の長さ及び開口率,燃料片の粒度分布)から、短尺せん断の基礎特性を把握するとともに、短尺せん断による燃料片の小粒径化の見通しを得た。

論文

Design and fabrication of the FBR fuel disassembly system

北垣 徹; 田坂 應幸; 樋口 英俊; 小泉 健治; 平野 弘康; 鷲谷 忠博; 小林 嗣幸*

Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/06

文部科学省公募研究として、平成18年度から4年計画で実施中の「FBR燃料集合体を対象とした解体・せん断技術開発」において、平成18年度に実施した基本設計に基づき解体システム試験装置を製作した。本報ではこの解体システム試験装置の概略と、模擬燃料集合体を用いた動作試験の概要について報告する。

論文

Design study of mechanical disassembly system for FBR fuel reprocessing

遠矢 優一; 鷲谷 忠博; 小泉 健治; 森田 眞一

Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/07

実用化戦略調査研究の一環として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では高速炉酸化物燃料の再処理における合理的な解体システムを検討している。解体技術として、レーザビーム方式及び機械方式の2種類について検討を進めた結果、レーザビーム方式ではYAGレーザを適用することにより良好な切断性能及び設備の小型化が確保できることを確認したが、レーザ切断時における燃料ピンの損傷や溶着の発生が課題とされた。そこで、溶着を回避できる機械式解体方式に着目した。機械式解体システムでは、燃料集合体ラッパ管及び燃料ピン束の切断に切断砥石を使用し、ラッパ管を引抜くことで燃料ピンと分離する。模擬燃料集合体を用いた基礎試験を実施し、切断砥石の切断性能及び耐久性、並びにラッパ管の引抜性能を評価した結果、本システムが適用可能であることを確認した。また、実プラントにおける本装置の構造概念を確立した。

論文

System performance test of mechanical decladding system for FBR fuel reprocessing

小泉 健治; 鷲谷 忠博; 青瀬 晋一

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

サイクル機構では、高速炉酸化物燃料の再処理プロセスにおける新しい前処理技術として、機械式脱被覆システムを開発している。模擬燃料ピン(SUS316製被覆管+アルミナ製燃料ペレット)を用いた基礎試験を実施し、各工程機器(機械式粉砕装置、分級搬送装置、磁気分離装置、溶融分離装置)の基本性能として破砕刃物耐久性、ラッピングワイヤ及び燃料分離性能を確認するとともに、システムとしての成立性を確認した。

論文

Design of Electrodes in Geometrical Control Type Electrolyzer for Oxide Electrowinning Process

岡村 信生; 小泉 健治; 鷲谷 忠博; 青瀬 晋一

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/05

None

論文

高速炉燃料再処理における新脱被覆システムの開発

鷲谷 忠博; 小泉 健治; 菅井 孝一*; 菅沼 隆; 青瀬 晋一

サイクル機構技報, (25), p.33 - 44, 2004/00

実用化戦略調査研究(FS)の一環として,酸化物電解法による乾式再処理の前処理工程用脱被覆システムを開発中である。乾式再処理では酸化物燃料を溶融塩中へ溶解し易くするため,使用済燃料を粉体化して取り出す脱被覆システムが必須であるが,既存の技術では高速炉燃料の特性,処理能力等の観点から実用化が困難であり,新しい脱被覆システムが必要であった。本脱被覆システムは,燃料ピンの破砕工程,ハルと燃料の分離工程及びハルに付着した燃料の洗浄工程から構成される。破砕工程において解体後の燃料ピンが機械式破砕機により粉砕され,続く分離工程で磁気分離機によりハルと燃料成分に分離されて燃料成分のみが次の溶融塩電解槽へ移送される。ここで分離されたハルは,ハル洗浄工程において高周波誘導加熱により溶融され,金属成分のハルと酸化物の燃料要素に分離される。ここで分離回収された燃料成分は,再度,主工程に戻されるシステムとなっている。

論文

Development of Geometrical Control Type Electrolyzer for Oxide-Electrowinning Process

鷲谷 忠博; 小泉 健治; 小泉 務; 青瀬 晋一

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Energy and Fuel Cycle Systems (GLOBAL 2003) (CD-ROM), 5 Pages, 2003/00

酸化物電解法に適用する形状管理型電解槽の開発として、臨界安全形状に対応した電解槽形状の検討、CCIM技術の適用性について検討を行った。臨界評価計算の結果、厚み約16cmの円環型電解槽において工学的な成立性が見込めることが分かった。また、電解槽内の腐食環境の緩和対策として、CCIM技術の適用性を評価した結果、補助発燃体を用いることによって、円環型電解槽への適用性の見通しが得られた。

論文

Development of Geometrical Control Type Electrolyzer for Oxide-Electrowinning Process

鷲谷 忠博; 小泉 健治; 小泉 務; 青瀬 晋一

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Energy and Fuel Cycle Systems (GLOBAL 2003) (CD-ROM), 773 Pages, 2003/00

酸化物電解法に適用する形状管理型電解槽の開発として、臨界安全形状に対応した電解槽形状の検討、CCIM技術の適用性について検討を行った。臨界評価計算の結果、厚み約16cmの円環型電解槽において工学的な成立性が見込めることが分かった。また、電解槽内の腐食環境の緩和対策として、CCIM技術の適用性を評価した結果、補助発熱体を用いることによって、円環型電解槽への適用性の見通しが得られた。

論文

Evaluation of critial current performance of 13 T-46 kA steel-jacketed Nb$$_{3}$$Al conductor

小泉 徳潔; 東 克典*; 土屋 佳則; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 西島 元; 布谷 嘉彦; 安藤 俊就; 礒野 高明; et al.

Fusion Engineering and Design, 58-59, p.1 - 5, 2001/11

 パーセンタイル:100

13T-46kAステンレスコンジット導体Nb$$_{3}$$Alを開発し、その臨界電流性能を評価した。Nb$$_{3}$$Alは強度が高いために、ステンレスコンジットを使用しても、そこにかかる歪は0.4%以下と評価できる。これによる臨界電流の劣化度は10%と小さい。実験では、サンプル製作の都合上、Nb$$_{3}$$Alに熱歪がかからなかった。本サンプルの臨界電流値には劣化がなく、実際のコイルの導体でも、この測定値より10%程度低い臨界電流値となる。よって、臨界電流値は100kAと予想され、十分な裕度がある。

論文

Completion of CS insert fabrication

杉本 誠; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 松川 誠; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 西島 元; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.564 - 567, 2000/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:25.99(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER工学設計活動(EDA)の中心をなす開発計画であるCSモデル・コイル計画の中で、製作が行われていたCSインサート・コイルの製作がこのほど完了した。CSインサート・コイルはCSモデル・コイルの最内層に設置し、ITER実機と同じ磁束密度、電流、温度及びひずみ環境下で、超電導導体の性能試験を行うためのNb$$_{3}$$Sn-ClCC製コイルである。コイルの巻線、熱処理、絶縁施工、素子取付、支持構造物の製作・組付け等CSインサート・コイル製作進捗を報告する。

論文

Completion of the ITER CS model coil-outer module fabrication

安藤 俊就; 檜山 忠雄; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 礒野 高明; 杉本 誠; 河野 勝己; 小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.568 - 571, 2000/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:43.56(Engineering, Electrical & Electronic)

1992年より開始されたITER中心ソレノイド・モデル・コイル作製は7年の歳月をかけてようやく完成した。本コイル製作で習得した高度の技術、ITER建設に向けての課題について紹介する。

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