検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Suggestion of typical phases of in-vessel fuel-debris by thermodynamic calculation for decommissioning technology of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station

池内 宏知; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1349 - 1356, 2013/09

For the decommissioning of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), characterization of fuel-debris in cores of Unit 1-3 is necessary. In this study, typical phases of fuel-debris generated in reactor pressure vessel were suggested by means of thermodynamic calculation using compositions of core materials and core temperatures. At low ogygen potential where metallic zirconium remains, (U,Zr)O$$_{2}$$, UO$$_{2}$$, and ZrO$$_{2}$$ were formed as oxides, and oxygen-dispersed Zr, Fe$$_{2}$$(Zr,U), and Fe$$_{3}$$UZr$$_{2}$$ were formed as metals. With an increase in zirconium oxidation, the mass of those metals, especially Fe$$_{3}$$UZr$$_{2}$$, were decreased, but the other phases of metals hardly changed qualitatively. Consequently, (U,Zr)O$$_{2}$$ is suggested as a typical phase of oxide, and Fe$$_{2}$$(Zr,U) is suggested as that of metal. This result can contribute to the characterization of debris in 1F, which will be also revised by considering the effect of iron content in RPV.

報告書

ROSA-V/LSTF グラフィック/ネットワーク表示システム

近藤 昌也; 笠原 陽一郎*; 野口 芳宏*; 國枝 紀*; 大崎 秀機; 安濃田 良成; 久木田 豊

JAERI-Tech 96-004, 74 Pages, 1996/02

JAERI-Tech-96-004.pdf:3.46MB

原研ではROSA-V/LSTF装置を用いて加圧水型原子炉(PWR)の冷却水喪失事故(LOCA)をはじめとする各種事故時の現象を実機圧力・実時間で模擬した実験を行っている。装置には2400点に及ぶ計測系が設置されているが、装置内の現象は各機器間の流動が複雑に絡み合ったものとなるため、データの解読には多くの経験と時間を要する。そこで、実験中に装置内の冷却水分布、温度分布及び流動を実時間でグラフィック表示するためのシステムを作成した。本システムにより実験実施中に現象の推移を把握し、運転操作のための判断や、実験の成否の判断を的確に行うことが可能になった。また、本システムを用いて実験後に再生表示を行うことにより、実験結果の解釈や国際協力における意志疎通などに役立っている。

口頭

Development of high performance clarification system for FBR dissolver liquor

竹内 正行; 北垣 徹; 野口 芳宏*; 鷲谷 忠博

no journal, , 

A high performance clarification system has been discussed for advanced aqueous reprocessing of FBR spent fuel. In this study, the new clarification system based on the hybrid of centrifuge and filtration was proposed to get the high separation ability of the component of whole insoluble sludge. The clarification tests of simulated solid species were carried out to evaluate the clarification performance using small-scale test apparatus of centrifuge and filter unit. The density effect of solid species on the collection efficiency was mainly evaluated in the centrifugal clarification test. In the filtration test using ceramic filter with pore size of 0.2um, on the other hand, permeability and filtration rate were evaluated in addition to the filtration efficiency. It was evaluated that the collection efficiency of solid species on the new clarification system was estimated as nearly 100 percent.

口頭

福島第一原子力発電所の圧力容器内デブリの化学形態に関する熱力学的検討

池内 宏知; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*

no journal, , 

原子力機構における燃料デブリの取出し及びその後の処置の技術開発では、取り出し機器の設計及び処置方法の選択肢評価に必要となるデータを提供するため、模擬デブリを用いて物性、化学的反応性等の特性データを取得することとしている。これらの特性はデブリの種類によって異なると考えられるため、燃料デブリが取りうる化学形態、組成等の性状を把握したうえでのデータの取得が必要である。本検討では、優先的にデータを取得するべきデブリを特定するため、熱力学平衡計算を用いて圧力容器内で生成し得るデブリの化学形態を簡易的に推定した。

口頭

事故進展解析と熱力学平衡計算の併用による圧力容器内デブリの生成状況の検討

池内 宏知; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*

no journal, , 

福島第一原子力発電所2・3号機の燃料デブリの取出しにおいては、圧力容器内に分布する燃料デブリの種類やその堆積の状況に応じて、工具や経路を適宜検討していく必要がある。これまでに外部機関等で実施されてきた事故進展解析コードを用いた燃料の溶融・崩落挙動の解析から、燃料デブリの堆積の状況については予察できる。しかし、堆積場所に応じてデブリがどのような化学形を取るかについて検討した例は無い。本報では、炉内で生成し得る燃料デブリの化学形とその分布状況について、事故進展解析結果と熱力学平衡計算から概略評価した結果について報告する。

口頭

Chemical form estimation of in-vessel fuel debris by thermodynamic calculation with melt progression analysis

池内 宏知; 野口 芳宏*; 近藤 賀計*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

no journal, , 

For the defueling from Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) Units 1 to 3, estimation of chemical forms of fuel debris in the reactor pressure vessel (RPV) is necessary. Due to lack of actual information of 1F-core damaged status, the chemical forms had been estimated with the help of thermodynamic equilibration. However, after core degradation, material distribution is quite different from that before the accident. This effect should be considered in the chemical form estimation. In this study, chemical forms of in-vessel fuel debris were roughly evaluated based on the result of melt progression analysis (SA analysis). The case of Unit 2 was especially focused on due to its earliest schedule of defueling.

6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1