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石川 迪夫*; 柳原 敏; 小崎 完*; 立花 光夫
原子炉解体; 安全な退役のために, 341 Pages, 1993/04
原研で実施されたJPDRの解体作業、解体技術の開発、世界の廃炉プロジェクトの概要等を、一般の人々に分かりやすく解説したものである。また、内容は以下の各章から構成されている。第1章,JPDRの廃炉のはじまり、第2章,放射能のありか、第3章,JPDRの廃止措置、第4章,問題は放射性廃棄物、第5章,廃炉費用とシステム工学、第6章,世界の廃炉プロジェクト、第7章,まとめ、付録I,JPDRの建設・運転の経緯、付録II,解体工法に関する技術開発、付録III,廃棄物の処理に関する技術開発。
石川 迪夫; 柳原 敏
Nucl. Eng. Int., 33(408), p.27 - 28, 1988/00
JPDR解体計画において、炉内構造物を解体するためにロボットマニピュレータと水中プラズマアーク切断技術を開発した。これらの技術は、1988年1月から3月にかけてJPDR実地解体試験に適用され、3種類の炉内構造物の解体に成功した。また、鋼構造物切断技術として、水中アークソー切断技術、ディスクカッター切断技術、成型爆薬切断技術の開発を行い、モックアップ切断試験により、これらの技術が実地解体に適用可能であることを確認した。
田中 貢; 柳原 敏; 石川 迪夫; 川崎 稔
Proc. Int. Conf. on Decommissioning of Major Radioactive Facilities, p.25 - 31, 1988/00
原研では、将来の商用発電炉の廃止措置を考慮して、JPDR解体計画を1981年より実施している。本計画の第1段階では、原子炉解体に必要な技術として、遠隔切断技術の開発も行った。これらは、鋼構造物の解体に適用する、水中プラズマアーク切断技術、水中アークソー切断技術、ディスクカッター切断技術、成型爆薬切断技術であり、また、コンクリート解体に適用する、機械的切断技術、水ジェット切断技術、制御爆破技術である。これらは、1986年から実施されている、JPDR解体実地試験に適用され、その有用性が実施されるとともに、原子炉の解体に関する多くのデータが収集されるものと期待される。
石川 迪夫
エネルギー・レビュー, 7(4), p.44 - 47, 1987/04
反応度事故研究の進展及び現状を基に、チェルノブイル事故を検討した資料で、高卒技術者を対象としたものである。反応度事故特有の用語解説も合わせて行った。
石川 迪夫; 川崎 稔; 横田 光雄; 江連 秀夫; 星 蔦雄; 田中 貢
CONF-871018-Vol.1, p.3 - 18, 1987/00
JPDR解体計画における水中切断装置のモックアップ試験結果、解体工事の進捗状況、解体届の内容について報告する。
石川 迪夫; 川崎 稔
エネルギーレビュー, 7(6), p.2 - 6, 1987/00
先ず、原子炉の廃止措置の方法について密閉管理、遮蔽隔離、解体撤去の3方式の概要を説明し、わが国では解体撤去方式を原則とするなどの国の基本的な考え方を示す。原研は、この考え方のもとに原子炉解体技術の開発に着手したが、この計画は大きく2段階にわかれ、前半約5年間で原子炉解体に必要な種々の技術を開発し、後半約5年間においてそれらの技術を適用してJPDRの解体実地試験をおこなう。
浅香 英明; 藤木 和男; 小林 健介; 秋元 正幸; 鴻坂 厚夫; 石川 迪夫
日本原子力学会誌, 28(11), p.1045 - 1055, 1986/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)加圧水型軽水炉(PWR)の外部電源喪失時のATWS事象を過渡熱水力解析コードRETRAN-02により解析した。解析の目的は、ATWS時の圧力挙動、炉心熱伝達について調べること、また重要なパラメータである減速材密度反応度フィードバック及び伝熱管露出時の蒸気発生器熱伝達の両者についての感度解析を行ってその影響を評価することである。解析の結果、炉心でDNBが発生すること、過渡変化の比較的初期より1次系内で飽和状態が生じること、自然循環が停滞する場合があり、その際、伝熱管露出部の熱伝達の影響が大きいこと、等が見出された。またRETRAN-02コードのPWR、ATWS事象に対しての適用性は充分あると判断される。
石川 迪夫; 若林 利男*; 塩沢 周策; 望月 弘保*; 大西 信秋
原子力工業, 32(12), p.17 - 31, 1986/00
本論文は、これまでにソ連から報告された事故概要をもとに、種々の解析コードを用いて行った事故シナリオに関する検討の結果についてまとめたものである。本検討では、反応度事故により炉心燃料がどのような状況になったか、黒鉛火災がどのような状況のもとで発生したか等について解析をもとに考察を加えた。
小林 健介; 飛岡 利明; 藤本 和男*; 鴻坂 厚夫; 石川 迪夫
IAEA-SM-280-38, 13 Pages, 1986/00
緊急技術助言対応システムは、緊急時に緊急技術助言組織に対して、技術助言に役立つ情報を提供することを目的としている。本システムの機能は次のとおりである:(1)原子力安全委員会に常備されている原子力発電所に関わる情報等の検索・表示、(2)事故時のプラント状態に関わる情報やモニタリング情報等に基づき、プラントの状態把握と核分裂生成物の環境放出の有無やその時期を予測する機能、(3)環境への影響評価を予測する機能、(4)防護対策を検討する機能。 原研では、科学技術庁の委託を受けて3年計画でこれを開発するための検討を行ない開発計画を立案したので報告する。
石川 迪夫; 吉村 富雄*; 星 蔦雄; 稲辺 輝雄
日本原子力学会誌, 23(12), p.930 - 938, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本研究は、軽水炉の安全評価上重要な事故後の炉心の冷却性問題を、これまでの燃料破損実験等で得られた実際的な燃料破損挙動を基にして考察したものである。LOCA,RIAおよびPCM時の燃料破損挙動は、NSRR,PBF,PNS等における実験結果から、次の7種の基本的な破損形態に分類できる。それらは、1)被覆管の溶融、脆化破損、2)UO
溶融破損、3)被覆管の高温バースト破損、4)被覆管の低温バースト破損、5)照射済燃料のUO膨胱破損、6)被覆管の照射脆化破損、7)TMI-2号炉の燃料破損である。このうち冷却性の一時的喪失が生じたのは2)、5)および7)の場合である。この3種の燃料破損は、安全評価基準の事故時の制限値を超える条件で、かつ燃料破損時にUOペレットは溶融しているか、または融点に近い高温状態にある場合にのみ起っている。
星 蔦雄; 岩田 耕司; 吉村 富雄*; 石川 迪夫
JAERI-M 8836, 50 Pages, 1980/04
PCI(Pellet-CladdingInteraction)対策燃料として米国GE社で開発されているジルコニウム内張り型燃料ならびに銅バリヤ型燃料についての反応度事故条件下における挙動を調べるためにNSRRで照射実験を行った。照射実験では上述2種類の燃料棒の他に、比較用としてこれまでのBWRで用いられている在来型燃料棒を照射した。照射実験の結果、同発熱量照射中の銅バリヤ型燃料の被覆管表面の温度は他の2者よりも若干高くなる事、しかし、破損しきい値ならびに破損挙動には3者間に大きな差異はない事が明らかとなった。
石川 迪夫
JAERI-M 8779, 75 Pages, 1980/03
本報告書は、1979年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、燃料パラメータ試験(特殊被覆材試験、ギャップガスパラメー夕試験)、冷却材パラメータ試験(強制対流試験、低サブクール強制対流試験)、USNRC燃料試験、欠陥燃料試験(浸水燃料試験)、特殊燃料試験(燃料メルトダウン試験)および高温高圧力プセル試験(特性測定および発熱量較正試験)の総計47回である。
石川 迪夫; 塩沢 周策
Journal of Nuclear Materials, 95(1-2), p.1 - 30, 1980/00
被引用回数：33 パーセンタイル：92.51(Materials Science, Multidisciplinary)本稿は、NSRRにおいて行われている反応度事故時における燃料挙動について、現在までに得られている結果をまとめたものである。 実験条件を変えて行った様々な燃料破損実験について、その破損挙動を大別すると、 1被覆管の溶融に起因する破損 2UO燃料の溶融に起因する破損 3高温における被覆管の内圧バースト破損 4低温における被覆管のバースト破損 の4種類を考えることが出来る。これら4種類の異なる破損形態について、その破損機構を材料的見知から考察した。
吉村 富雄*; 落合 政昭*; 藤城 俊夫; 石川 迪夫
JAERI-M 8152, 26 Pages, 1979/03
NSRR実験における欠陥燃料シリーズの一つとして、被覆管にフレッテング腐食による損耗欠陥をもった燃料棒について実験を行い、燃料破損のしきい値、破損機構および燃料破損の結果生ずる機械的エネルギー等を調べた。これらの結果を健全被覆管の標準燃料についての結果と比較検討し、次の点を明らかにした。1)燃料破損のしきい値は、損耗の度合が小さな場合は標準燃料と変らないが、損耗度が大きくなると若干低下する。この時の破損機構は、標準燃料が被覆管内面の溶融に起因するクラックの発生であるのに対し、損耗被覆管燃料では損耗部の内圧破損である。2)損耗被覆管燃料では、圧力パルスおよび水塊上昇等の機械的エネルギーの発生を伴なう激しい壊れ方が標準燃料の場合はより低い発熱量で生ずる。損耗被覆管の加圧燃料と浸水燃料、および切削欠陥燃料についても実験結果の概要を報告する。
石川 迪夫; 稲辺 輝雄
Advances in Nuclear Science and Technology, Vol.11, p.285 - 335, 1979/00
本論文は、世界的な反応度事故に関する試験研究の推移、NSRR研究計画の必要性、NSRR炉の特徴と実験能力、NSRR実験の計画と方法、および1975年10月から1976年6月までに得られた軽水炉型燃料に対する実験結果、ならびに実験の将来計画を述べたものである。
石川 迪夫; 斎藤 伸三; 飛岡 利明
Energy Dev.Jpn., 2(1), p.13 - 41, 1979/00
軽水炉の事故あるいは異常時の燃料のふるまいについて各国において炉外実験に並行して炉内実験が行われている。本報は炉内安全性実験のこれまでの成果と今後の計画を事故のタイプに分類して解説したもので、日本原子力学会誌に掲載したものをEnergy Development in Japanの編集者からの依頼によって英訳しまとめた。
石川 迪夫
原安協だより, (48), p.15 - 19, 1979/00
近年、事故時の燃料ふるまいを究明するためのインパイル実験計画が、世界各国で盛んとなり、その成果に多大の注目が集められている。本稿は、世界における研究の現状や計画について述べると共に、これら研究の成果が安全評価上果たした役割りについても紹介するものである。
石川 迪夫; 星 蔦雄; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 吉村 富雄*
日本原子力学会誌, 20(10), p.710 - 717, 1978/10
被引用回数：0本報告は1977年に実施したNSRR燃料破損実験について、結果の概略をまとめたものである。この1年間に行った実験は、燃料破損に影響を及ぼすと考えられる燃料の諸因子を変化させた燃料パラメータ実験を中心に155回であった。このうち、濃縮度パラメータ実験と加圧燃料実験をほぼ完了し、前者では濃縮度の違いに基づく発熱歪が初期破損のしきい値に及ぼす影響を、後者では燃料棒初期内圧が破損挙動に及ぼす影響を明らかにした。冷却条件を変化させた実験としては、冷却水温パラメータ実験、流路チャンネル実験、バンドル実験があり、興味あるデータが得られた。浸水量パラメータ実験、燃料中心温度測定実験、ステンレス鋼被覆燃料実験およびフレッティング腐食燃料実験等についても概要を報告する。
星 蔦雄; 斎藤 伸三; 塩沢 周策; 丹沢 富雄*; 小林 晋昇; 落合 政昭*; 稲辺 輝雄; 石川 迪夫
日本原子力学会誌, 20(9), p.651 - 661, 1978/09
被引用回数：7反応度事故時における燃料挙動に関してNSRRを用いて実験的に究明を行った。実験は未照射1気圧PWR型燃料を常温・常圧の水を満たしたカプセルに組込み、パルス照射することによって行った。発熱量50~450cal/g,UOの実験より、燃料破損挙動に関して以下の点を明らかにできた。燃料の破損には、クラックおよび分断に特徴づけられる被覆材溶融破損と、微粒子化に特徴づけられるペレット溶融破損の2つの形態がある。前者は被覆管の内面溶融に始まり、ペレットとの一体化および酸化による脆化を経て、被覆材の急冷時の熱的な力によって起こり、そのしきい発熱量は約260cal/g,UOである。一方、後者はペレットの溶融と被覆材の強度低下によって起こり、そのしきい値は約380cal/g,UOであり、この場合には、破壊力が発生する。酸化、変形については両者ともペレットと被覆管との接触が主要な因子となり、その発生のしきい値は共に約140cal/g,UOである。
石川 迪夫
第11回原子力安全研究総会発表会講演論文集, p.115 - 134, 1978/00
本稿は、第11回原子力安全研究総合発表会での講演要旨をまとめたものである。事故時の燃料挙動についての研究は、最近、事故条件を忠実に模擬したインパイル実験が盛んとなり、これらの研究間での国際協力もまた活発となってきている。本稿は、これら各国の研究内容と研究相互間の関連について概説すると共に、今日迄PBF及びNSRRで実施された実験結果に基づいて、LOCA,RIA,PCM各事故時の燃料挙動について論じたものである。
