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論文

A New measuring method for elemental ratio and Vickers hardness of metal-oxide-boride materials based on Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS)

阿部 雄太; 大高 雅彦; 岡崎 航大*; 川上 智彦*; 中桐 俊男

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05

制御材に炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)を用いている原子炉(福島第一原子力発電所等)では、酸化物の約2倍の硬度を持つホウ化物が生成されているため、金属,酸化物及びホウ化物を判別しながら燃料デブリを取り出すのが効率的である。本報告は、レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を用いた元素分析を用いて、金属,酸化物及びホウ化物を判別し、硬度計測方法への適用性を評価した。BWRの炉心溶融・移行挙動を解明するためのプラズマ加熱試験体(CMMR試験体)を用いた。測定は、EPMAによる試験体表面の元素マッピング情報および半定量情報を基に測定箇所を選定した後に、LIBS計測結果とビッカース硬度を比較した。その結果、Zrの結合状態に由来するLIBS蛍光発光強度の変化が確認され、材料硬度評価手法への応用が示唆された。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

塩化カルシウムを用いた金属ナトリウムの消火/処理方法の開発

阿部 雄太; 永井 桂一; 真家 光良*; 中野 菜都子*; 川島 裕一*; 武末 尚久*; 斉藤 淳一

第23回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 5 Pages, 2018/06

ナトリウム火災ではナトレックスで窒息消火させるが、消火能力の向上や純ナトリウムの安定化を目指した消火手法を考案した。もんじゅ等の高速炉やナトリウム施設の廃止では大量ナトリウム処理でのアルカリ廃液及び水素管理が課題となる。ナトリウムは電気陰性度が他の金属より小さいため高い化学的活性度である。Na$$^{+}$$を塩化カルシウムのCl$$^{-}$$とイオン結合させ、中性かつ安定な塩化ナトリウムを生成する消火/処理方法を考案した。基礎的特性(熱分析, 元素分析等)と小規模試験から、適用が期待できる結果を得た。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Application of nontransfer type plasma heating technology for core-material-relocation tests in boiling water reactor severe accident conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020901_1 - 020901_8, 2018/04

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するために、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mm (height))を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用性が確認できた。また我々は、中規模の模擬燃料集合体(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR事体に関する試験を実施予定である。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

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。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

Surface modification effects on hydrogen absorption property of a hydrogen storage alloy by short pulse laser irradiation

阿部 浩之; 下村 拓也; 徳平 真之介*; 島田 幸洋*; 竹仲 佑介*; 古山 雄太*; 西村 昭彦; 内田 裕久*; 大道 博行; 大島 武

Proceedings of 7th International Congress on Laser Advanced Materials Processing (LAMP 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/08

短パルスレーザー(ナノ秒,フェムト秒)を水素吸蔵合金表面層に照射し、水素吸蔵能向上を目指す表面改質実験を行った。レーザー条件をパルス幅100fsec、エネルギー0.2-3.4mJ/pulseとして、水素吸蔵合金LaNi$$_{4.6}$$Al$$_{0.4}$$合金に照射することで表面の局所構造を変化させ、この吸蔵合金の初期水素吸蔵反応とレーザー照射との相関について調べた。その結果、フルエンスで2.0mJ/cm$$^{2}$$付近でのレーザー照射したサンプルは未照射サンプルに比べ、1.5-3.0倍水素吸蔵初期反応速度が速くなり水素吸蔵能が向上することを見いだした。これによりレーザー照射は水素吸蔵材料の表面改質に有効であると結論づけられる。

報告書

セルフウェステージ現象解明のための試験手法の開発; セルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)の開発と試験手順の検討

阿部 雄太; 下山 一仁; 栗原 成計

JAEA-Technology 2014-026, 40 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-026.pdf:33.12MB

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器内に配置されている伝熱管に生じた微細な貫通き裂(初期欠陥)から水/蒸気がリークすると、ナトリウムと水との化学反応に伴い、初期欠陥自体が自己損耗により拡大するセルフウェステージ現象が起こる。セルフウェステージ現象が継続すると、初期欠陥孔が拡大し、伝熱管群内の健全な伝熱管へ影響を及ぼす程度の水リークに進展する。このため、原子力機構では、安全評価を目的として多次元ナトリウム-水反応解析コードを用いたセルフウェステージ解析手法を開発している。過去のセルフウェステージ試験ではクラック型孔の試験体等が用いられてきたが、再現性がある同形状の試験体を製作するのが困難であった。そのため、孔形状の再現性がよく現象の個々の要因の効果の評価が可能な試験が望まれていた。本報告書では、過去の試験において曖昧だった腐食影響因子をできるだけ分離して、セルフウェステージ解析手法の検証に資するための基礎データを取得することを目的としたセルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)の開発、微細孔型試験体の開発、試験概要と手順についてまとめた。

論文

高速炉蒸気発生器伝熱管周りに形成されるナトリウム-水反応ジェットの熱伝達特性

栗原 成計; 梅田 良太; 下山 一仁; 阿部 雄太; 菊地 晋; 大島 宏之

日本機械学会論文集,B, 79(808), p.2640 - 2644, 2013/12

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)では、伝熱管損傷時には隣接する伝熱管が高温の反応ジェットに覆われ、伝熱管材料の機械的強度が低下し、内圧により破損する可能性がある(高温ラプチャ)。高温ラプチャ評価では伝熱管壁温度(に相当する伝熱管壁応力)の予測精度が非常に重要であり、主要影響因子である反応ジェット-隣接(ターゲット)伝熱管熱伝達率の定量評価が不可欠となる。本報では、実機SGの運転条件を模擬したNa-水反応基礎実験を実施し、反応ジェットの熱影響を受けるターゲット伝熱管周囲で熱伝達率-ボイド信号データを計測し、ターゲット伝熱管周囲の熱的環境及び既往伝熱相関式の適用性を検討した結果について報告する。

論文

High-pressure Raman spectroscopy of transition metal cyanides

守友 浩*; 松田 智行*; 渕側 良太*; 阿部 雄太; 上岡 隼人*

Journal of the Physical Society of Japan, 80(2), p.024603_1 - 024603_5, 2011/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.08(Physics, Multidisciplinary)

Prussian blue lattice is known to show characteristic thermal response; coefficient($$beta$$ $$equiv$$ $$frac{d{it a}}{d{it T}}$$;${it a}$ is lattice constant) of the thermal expansion changes the sign from positive to negative with increase in ${it a}$. In order to comprehend the curious thermal response, we systematically investigated pressure-response of lattice for ${it A$_{x}$}$${it M$^{2+}$}$[Fe$$^{3+}$$(CN)$$_{6}$$]$$_{it y}$$${it z}$H$$_{2}$$O (${it A}$= Rb and Cs, M = Ni, Zn and Cd) by means of high-pressure Raman spectroscopy. We found that pressure coefficients ($$alpha$$ $$equiv$$ ${it d}$ $$hbar$$$$omega$$/${it dP}$ of the Raman shift ($$hbar$$$$omega$$) for the CN stretching modes are fairly suppressed in the $$M$$ = Cd compounds. The suppression of $$alpha$$ is interpreted in terms of the enhance rotational instability of the Fe(CN)$$_{6}$$ octahedra in the large-a region.

口頭

シアノ架橋金属錯体の高圧ラマン分光

渕側 良太*; 阿部 雄太; 松田 智行*; 上岡 隼人*; 守友 浩*

no journal, , 

シアノ架橋金属錯体$$A_x$$$$M$$[Fe(CN)$$_6$$]$$_y$$$$z$$H$$_2$$O($$A$$:アルカリ金属イオン,$$M$$:遷移金属)$$M$$とFeがそれぞれNaCl型に配置され、その間がシアノ基によって架橋された3次元ネットワーク構造を有している。このネットワーク構造は5$$AA$$程度のナノ空間を有しており、アルカリ金属イオン$$A$$とH$$_{2}$$Oに占有されている。この物質では、$$M$$=MnやZnで、$$sim$$2GPaの圧力印加により、構造相転移が誘起されFe(CN)$$_6$$八面体が協力的な回転が起こり、CN伸縮振動モードの異常が観測されている。こうしたCN伸縮振動モードの異常がシアノ架橋金属錯体の普遍的な性質かを明らかにするため、遷移金属$$M$$を変えた系統的な高圧ラマン散乱実験を行った。試料粉末は、溶液反応法により作成した。ICP分析により、組成をCs$$_{1.00}$$Cd[Fe(CN)$$_6$$]$$_{1.00}$$・0.5H$$_{2}$$Oと決定した。圧力媒体にはシアノ架橋金属錯体と反応しないダフニンオイルを利用し、励起光源にはYAGレーザーの二倍波(波長532nm)を利用し、CN伸縮振動モードの圧力印加特性を調べた。該当試料では、CN伸縮振動モード(A$$_{1g}$$モードとE$$_{g}$$モード)が圧力印加により、顕著なblue shiftが観測された。

口頭

高速炉蒸気発生器における伝熱管破損事象に関する研究,24; セルフウェステージ現象解明実験手法の開発

阿部 雄太; 下山 一仁; 梅田 良太; 菊地 晋; 栗原 成計; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉(SFR)蒸気発生器(SG)の伝熱管に生じた貫通亀裂から水/蒸気が漏えいすると、ナトリウム(Na)と水との化学反応に伴い伝熱管外表面より腐食が進行する(セルフウェステージ)。セルフウェステージが継続すると、貫通亀裂での腐食進行が内壁に達し水/蒸気の漏えい量が増大するため、プラントが停止するとともに伝熱管群に大きな損傷を与える。このため、SFRの安全評価を目的に、多次元Na-水反応解析コードを用いたセルフウェステージ解析手法を開発している。本研究では、セルフウェステージ解析手法の基本検証に必要なデータを取得するため、セルフウェステージ試験装置(SWAT-2R)を新たに製作し、リーク孔を加工した実機伝熱管を用いた実験手法について報告する。

口頭

高速炉蒸気発生器における伝熱管破損事象に関する研究,25; Na側熱伝達計測基礎実験による反応ジェット-伝熱管熱伝達率の評価,1

栗原 成計; 梅田 良太; 下山 一仁; 阿部 雄太; 菊地 晋; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器伝熱管破損時における隣接伝熱管高温ラプチャ現象解明を目的として、主要影響因子である反応ジェット-伝熱管間の熱伝達率データを基礎実験により取得した。

口頭

高速炉蒸気発生器伝熱管周りに形成されるナトリウム-水反応ジェットの熱伝達特性

栗原 成計; 梅田 良太; 下山 一仁; 阿部 雄太; 菊地 晋; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム(Na)冷却高速炉の蒸気発生器(SG)では、伝熱管を介してNaと水との熱交換が行われるため、伝熱管損傷時には、Na中に高圧の水/蒸気が漏えいし、Naと水との発熱反応(Na-水反応)により特有の高温・高アルカリ環境(反応ジェット)が形成される。水漏えい規模によっては、隣接する伝熱管が高温の反応ジェットに覆われ、伝熱管材料の機械的強度が低下し、内圧により破損する可能性がある(高温ラプチャ)。高温ラプチャ評価では伝熱管壁温度(に相当する伝熱管壁応力)の予測精度が非常に重要であり、主要影響因子である反応ジェット-隣接伝熱管熱伝達率の定量評価が不可欠となる。実機SGの運転条件を模擬したNa-水反応基礎実験を実施し、Na側熱伝達率とボイド信号の応答性を計測することで、ターゲット伝熱管周りの熱的環境を推察できること、適切な外表面熱流束を与えることで、浜田らの簡易二相伝熱モデルが高温高圧の運転条件でも適用可能であることを確認した。

口頭

短パルスレーザーを利用した材料表面改質による水素吸蔵合金の吸蔵能変化

阿部 浩之; 徳平 真之介*; 下村 拓也; 島田 幸洋*; 竹仲 佑介*; 古山 雄太*; 西村 昭彦; 大道 博行; 内田 裕久*; 大島 武

no journal, , 

ナノ秒やフェムト秒といった短パルスレーザーを利用し、水素吸蔵合金の水素吸蔵能向上を目指すための表面改質実験を行った。本研究ではレーザー(パルス幅100fsec、エネルギー0.2$$sim$$3.4mJ/pulse)をLaNi$$_{5}$$系のLaNi$$_{4.6}$$Al$$_{0.4}$$合金に照射することで表面の局所構造を変化させた。その結果、レーザー照射した試料は未照射試料に比べ、1.5$$sim$$3.0倍程度吸蔵能が向上することを見いだした。これよりレーザー照射は水素吸蔵材料の表面改質に有効であると結論できた。

口頭

An Experimental program addressing core material relocation behavior during severe accident using non-transfer type plasma heating

佐藤 一憲; 中桐 俊男; 阿部 雄太; 石見 明洋; 永江 勇二

no journal, , 

BWR体系でのシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動には大きな不確かさがある。この課題に対応するために、非透過型プラズマトーチを用いた新たな高温実験技術を開発中である。われわれは小規模試験体を用いた予備試験を実施し、試験対象物の溶融を実現した。試験体に対するX線トモグラフィーにより非破壊検査手法として過渡後の詳細な物質分布の状況を把握できることが示された。また過渡後の試験体に対し多様な測定手法を用いて対象物質の特性を調べた。これらの結果から目標とする試験への本技術の適用性について良好な見通しを得た。

口頭

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,2; H27年度の成果とまとめ

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 永江 勇二; 石見 明洋

no journal, , 

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm$$times$$高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験を行い、燃料の一部溶融を確認することなどにより、本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

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