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坪田 陽一; Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Suteau, C.*; Lallot, Y.*; Bouland, A.*; Roulet, D.*; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 6 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ取出しを安全に実施するためには、燃料デブリの切断時に発生する放射性微粒子の定量評価が必要である。我々はウラン含有のIn/Ex-Vessel組成を持つ模擬燃料デブリを作製し、それらを加熱した際に生じるエアロゾルの物理、化学的特性を評価した。それらを基に1F-Unit2の燃料デブリを加熱法の代表例であるレーザー切断した際に生じるエアロゾルの同位体組成と放射能を推定したところ、
Pu、
Am、
Cmを主とするプルトニウムが
核種として、Pu、
Cs-Ba、
Sr-Yが
核種としての着目核種であることが分かった。
Porcheron, E.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Berlemont, R.*; Bouland, A.*; Lallot, Y.*; 坪田 陽一; 池田 篤史; 三次 岳志
Proceedings of International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM2023) (Internet), 5 Pages, 2023/10
福島第一原子力発電所(1F)の損傷した原子炉の廃止措置における重要な課題である燃料デブリの切断作業における放射性エアロゾルの発生と飛散を評価する目的で行われたURASOLプロジェクトにおいて、模擬燃料デブリの加熱および機械的切断に伴い生成するエアロゾルの質量濃度、リアルタイム数密度、質量基準の粒径分布、形態、および化学的特性の観点からの特性評価について報告する。加熱試験においては温度上昇に伴う粒径増大が観察され、粒子数密度に関しては劣化ウランを用いた模擬燃料デブリを用いた例がHf含有模擬燃料デブリを用いた試験よりも小さい数密度であった。機械的切断においてはエアロゾルの空気動力学的質量中央径は、放射性試料と非放射性試料でほぼ同程度(約3.7
4.4
m)であった。
Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Gu
var, C.*; Testud, V.*; Brackx, E.*; Porcheron, E.*; Bouland, A.*; Berlemont, R.*; 池田 篤史
Science Talks (Internet), 6, p.100215_1 - 100215_9, 2023/05
One of the important challenges for the decommissioning of the damaged reactors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is the fuel debris retrieval. The URASOL (URAnium and aeroSOL) project has been undertaken by the French consortium laboratories consisting of ONET, CEA, and IRSN for JAEA. It aims at acquiring basic data on the generation and characteristics of radioactive aerosols from the thermal or mechanical processing of fuel debris simulant. Prototypic fuel debris samples were fabricated based on the average of the lower head compositions computed in the OECD/BSAF benchmark. Samples were heated in an induction furnace to simulate thermal cutting and released aerosols were collected during three temperature ramps using impactors. The collected aerosols were chemically analyzed by ICP-AES and ICP-MS. Iron and tin are the major elements found in these aerosols, followed by chromium and silicon. Significant releases of tellurium, barium and cerium were observed.
長谷川 邦夫; Strnadel, B.*; Li, Y.; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 144(6), p.061202_1 - 061202_6, 2022/12
被引用回数：2 パーセンタイル：18.01(Engineering, Mechanical)配管の肉厚が薄いとき、未貫通亀裂は貫通亀裂になりやすく、冷却材の漏洩の可能性が高まる。ASME Code Section XIでは、薄肉配管に対して貫通亀裂の最終許容角度が定められている。この最終許容角度は、もし未貫通亀裂が貫通亀裂になったとき、塑性崩壊しないように設けられている。この安定性を保つために貫通亀裂の塑性崩壊応力が許容応力と組み合わされている。しかしながら、薄肉配管の貫通亀裂の最終許容角度が求められない。この論文は貫通亀裂の塑性崩壊応力と未貫通亀裂の許容応力を比較する。これらの応力の比較により、貫通亀裂の最終許容応力式を導いた。この角度を、厳密解として表すとともに、オプションとして種々な運転状態における近似解で表すことができた。
長谷川 邦夫; Strnadel, B.*; Lacroix, V.*; Udyawar, A.*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104722_1 - 104722_5, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：15.39(Engineering, Multidisciplinary)周方向亀裂を有する高靭性配管が引張り荷重を受けるときの塑性崩壊応力は極限荷重クライテリアで予測される。この極限荷重クライテリアはASME Code Section XIで与えられており、未貫通亀裂の許容膜応力は、塑性崩壊応力と安全率の組み合わせで決定される。ここで、許容応力は亀裂角度が大になると減小する。亀裂角度が大になると、未貫通亀裂である許容応力は貫通亀裂より大になる。このような許容応力は不安定になり、特に薄肉配管にとっては健全性を損なう恐れがある。このような懸念を払拭するために最大亀裂角度を設定する必要がある。本報告は、貫通亀裂の塑性崩壊応力を基にして、許容応力に最大許容亀裂角度の設定を提案するものである。
Porcheron, E.*; Leblois, Y.*; Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Molina, D.*; Suteau, C.*; Berlemont, R.*; Bouland, A.*; Lallot, Y.*; Roulet, D.*; et al.
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 5 Pages, 2022/10
福島第一原子力発電所(1F)の事故炉廃止措置における重要な課題の一つが、燃料デブリの取り出しである。ONET Technologies, CEA, IRSNからなるフランスのコンソーシアムがJAEA/CLADSのために実施したURASOLプロジェクトは、燃料デブリ模擬物質の熱的・機械的加工による放射性エアロゾルの生成と特性に関する科学的基礎データの取得に取り組んでいる。VITAE施設で行われる加熱試験はレーザーによる熱的切断の代表的な条件を模擬している。機械的切断では、FUJISAN施設においてコアボーリング試験を実施した。燃料デブリ模擬物質は、非放射性試験と放射性試験のために開発されている。化学的特性評価と粒径情報の取得は、デブリ取り出しで発生する可能性のある放射性粒子の特性推定のために実施された。これらの情報は1Fにおける燃料デブリ取り出し作業において放射線防護上の対策を評価するうえで重要な情報である。
Quaini, A.*; Goss, S.*; Payot, F.*; Suteau, C.*; Delacroix, J.*; Saas, L.*; Gubernatis, P.*; Martin-Lopez, E.*; 山野 秀将; 高井 俊秀; et al.
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
CEAと原子力機構は、現在の実施体制の下で新しいサブタスク、炉心混合物質における相互作用の動力学、炉心混合物質の物性、UO
-Fe-B
C系の高温熱力学データ、BC-SS速度論およびBC-SS共晶材料の再配置(凍結)に関する実験的研究、SIMMERコードシステムのBC/SS共晶および動力学モデル、混合物の液相化速度をモデル化するための方法論を定義した。この論文は、以前の実施協定の下での日仏協力で得られた主要な研究開発結果と、現在の協定の下での実験的および分析的ロードマップについて説明する。
Johnson, M.*; Delacroix, J.*; Journeau, C.*; Brayer, C.*; Clavier, R.*; Montazel, A.*; Pluyette, E.*; 松場 賢一; 江村 優軌; 神山 健司
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
シビアアクシデントに関する日仏共同実験の一環として、ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内下部プレナムへ溶融燃料が流出した時の燃料-冷却材相互作用について、その解明に向けた研究を実施している。MELT施設では、ナトリウム中へ流出したキログラム単位の模擬溶融炉心物質が急冷される様子をX線で可視化することができる。現在準備中のSERUA施設では、融体と冷却材の接触境界面温度が上昇した場合の沸騰熱伝達を評価するためのデータ取得を予定している。この論文では、これらの施設を活用した実験協力の現状について紹介する。
Bouydo, A.*; Dulieu, P.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Mare
, V.*
Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/07
Flaw assessment according to Fitness-For-Service (FFS) codes is usually based on equations describing the impact of a single flaw in piping or pressure vessels components. However, when multiple flaws are detected, interaction rules are to be taken into account to evaluate whether these flaws should be combined into a larger flaw or should be evaluated as separate ones. In recent years, numerous works have be done to evaluate the conservatism of the interaction rules required by FFS code and, if needed, establish new characterization rules. These new characterization rules are based on the distance between flaws, their depths their lengths or a combination of these three parameters in order to reflect the level of interaction between adjacent flaws. A comparison, focusing on multiple surface planar flaws, between ASME B&PV Section XI current combination rules, other Fitness-For-Service codes and other interaction rules established by fellow authors in presented in this paper.
長谷川 邦夫; Li, Y.; Kim, Y.-J.*; Lacroix, V.*; Strnadel, B.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 141(3), p.031201_1 - 031201_5, 2019/06
被引用回数：1 パーセンタイル：4.88(Engineering, Mechanical)2個の欠陥が近接して存在する場合は、これらの欠陥は1つの欠陥に合体される。この合体評価は多くの国の維持規格に採用されているが、具体的な合体クライテリアは異なっている。一方、2個の周方向欠陥を有するステンレス鋼配管の曲げ試験が行われており、塑性崩壊荷重は求められている。また、解析的な式も導かれている。本研究では、これらの実験と解析結果から得られる塑性崩壊応力を合体クライテリアから導かれる塑性崩壊応力と比較した。その結果、合体クライテリアを用いた塑性崩壊応力は、実験や解析結果と極めて異なることが分かった。
長谷川 邦夫*; Strnadel, B.*; Li, Y.; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051204_1 - 051204_7, 2018/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)Subsurface flaws are sometimes found as blowholes near free surfaces of structural components. It can be easily expected that the stress intensity factor at the tip of the subsurface flaw increases with decreasing the ligament distance. Fitness-for-service (FFS) codes provide flaw-to-surface proximity rules which are transformation from subsurface to surface flaw. Although the concept of the proximity rules of the FFS codes are the same, the specific criteria for the rules on transforming subsurface flaws to surface flaws are different amongst FFS codes. This study demonstrates the proximity criteria provided by the FFS codes and indicates that the increment of the stress intensity factors before and after the transformation from subsurface to surface flaws. In addition, it is shown that remaining fatigue lives for pipes with flaws are strongly affected by the location at the transformation from subsurface to surface flaws.
長谷川 邦夫; Li, Y.; Kim, Y.-J.*; Lacroix, V.*; Bohumir, S.*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07
複数の欠陥が近接して検出された場合、この欠陥は欠陥間の距離を欠陥の深さあるいは長さと比較して合体の可否が判断される。ステンレス鋼に2個の同一欠陥を設けた配管の崩壊曲げ試験結果があり、この実験結果と基準に則った方法で計算した崩壊応力を比較した。その結果、実験結果は欠陥間の距離が増大すると崩壊応力が増加するのに対して、計算結果はその逆となった。一方、2個の欠陥が独立と判断された場合は崩壊応力は急激に増加する。深さを基準にした合体は非保守的となり、長さを基準とした合体は極めて保守的であることを見出した。
Lacroix, V.*; Dulieu, P.*; Blasset, S.*; Tiete, R.*; Li, Y.; 長谷川 邦夫; Bamford, W.*; Udyawar, A.*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
When multiple flaws are detected in pressure retaining components during inspection, the first step of evaluation consists of determining whether the flaws shall be combined into a single flaw or evaluated separately. This combination process is carried out in compliance with proximity rules given in the Fitness-for-Service (FFS) Codes. However, the specific criteria for the rules on combining multiple flaws into a single flaw are different among the FFS Codes. In this context, revised and improved criteria have been developed, to more accurately characterize the interaction between multiple subsurface flaws in operating pressure vessels. This improved approach removes some of the conservatism in the existing ASME Code approach, which was developed in the 1970s based on two flaws interacting with each other. This paper explains in detail the methodology used to derive improved flaw proximity rules through three-dimensional FEM and XFEM analyses. After the presentation of the calculations results and the improved criteria, the paper also highlights the multiple conservatisms of the methodology using several sensitivity analyses.
Dulieu, P.*; Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Strnadel, B.*
Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 10 Pages, 2018/07
When multiple surface flaws are detected in pressure components, their potential interaction is to be assessed to determine whether they must be combined or evaluated independently of each other. This assessment is performed through the flaw characterization rules of Fitness-For-Service (FFS) Codes. However, the specific combination criteria of surface flaws are different among the FFS Codes. Most of the time, they consist of simple criteria based on distance between flaws and flaw depth. This paper aims at proposing alternative characterization rules reflecting the actual level of interaction between surface planar flaws. This interaction depends on several parameters such as the relative position of flaws, the flaw sizes and their aspect ratio. Thanks to numerous threedimensional XFEM simulations, best suited combination criteria for surface planar flaws are derived by considering the combined influence of these parameters.
Lacroix, V.*; Bouydo, A.*; 勝又 源七郎*; Li, Y.; 長谷川 邦夫
Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
This paper summarizes the steps leading to the improvement of the ASME Code Section XI subsurface-to-surface proximity rule. Based on fatigue crack growth calculations and refined investigations, the paper proposes a new limit value for the surface proximity factor. As a result, a proposal for modification of the ASME Code Section XI, Appendix C is provided. The paper is used for the technical basis of this proposal.
Lacroix, V.*; Li, Y.; Strnadel, B.*; 長谷川 邦夫*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(2), p.024701_1 - 024701_6, 2016/04
被引用回数：6 パーセンタイル：29.19(Engineering, Mechanical)日本を含めた多くの国の原子力設備の維持管理に係る規格では、機器の表面近傍にある内部欠陥について、表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。しかし、その詳細は互いに異なり、根拠も不明確である。この背景を踏まえ、内部欠陥の応力拡大係数に対する機器の自由表面による干渉効果を求めるとともに、この干渉効果が疲労き裂進展速度に与える影響を明らかにした。そして、この疲労き裂進展速度の観点から新しい接近性ルールを提案した。
長谷川 邦夫*; Li, Y.; Lacroix, V.*; Strnadel, B.*
Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07
日本を含めた多くの国の原子力設備の維持管理に係る規格では、機器の表面近傍にある内部欠陥について、表面欠陥に置き換える接近性ルールがある。しかし、その詳細は互いに異なり、根拠も不明確である。この背景を踏まえ、内部欠陥の応力拡大係数に対する機器の自由表面による干渉効果を求めるとともに、この干渉効果が疲労き裂進展速度に与える影響を明らかにした。そして、この疲労き裂進展速度の観点から新しい接近性ルールを提案した。
松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12
被引用回数：17 パーセンタイル：71.13(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。
Zani, L.*; Pizzuto, A.*; Semeraro, L.*; Ciazynski, D.*; Cucchiaro, A.*; Decool, P.*; della Corte, A.*; Di Zenobio, A.*; Dolgetta, N.*; Duchateau, J. L.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.216 - 219, 2008/06
被引用回数：5 パーセンタイル：34.49(Engineering, Electrical & Electronic)幅広いアプローチ活動のフレームワークの下で、EUと日本がJT-60U装置を超伝導化するJT-60SA計画を決定した。このうち、全部で18個からなるトロイダル磁場コイルはEUが担当することとなり、フランス,イタリア,ドイツのメーカから調達される。EUは、設計・製作及び輸送までを、責任を持って行う。本論文では、TFコイルの主要な技術定格について、これまでの設計活動から得られた結果から包括的に発表する。導体形状はケーブルインコンジットであり、巻き線はダブルパンケーキである。これらは運転中の機械的剛性を高めるためのものである。超伝導導体に関する内部構造、すなわち超伝導特性,撚り線パターン,ボイド率,ジャケット構造,ジョイント構造、及びコイルケースなどの外部構造の仕様が示される。圧力,温度,ヘリウムガス流量などの運転パラメータにも言及する。さらに、これら設計仕様の確定に使用した解析技術について議論し、将来計画についても述べる。
吉田 清; 木津 要; 土屋 勝彦; 玉井 広史; 松川 誠; 菊池 満; della Corte, A.*; Muzzi, L.*; Turt
, S.*; Di Zenobio, A.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.441 - 446, 2008/06
被引用回数：24 パーセンタイル：71.96(Engineering, Electrical & Electronic)国際熱核融合実験炉(ITER)のサテライトトカマク装置として、現在のJT-60のトカマク本体を超伝導化する装置JT-60SAが、日本とEU間の共同プロジェクト「幅広いアプローチ」の中の「サテライトトカマク」プロジェクトとして合意された。JT-60SAで使用する超伝導コイルは18個のトロイダル磁場(TF)コイル,4個の中心ソレノイド(CS)モジュール,7個の平衡磁界(EF)コイルから構成される。TF容器は、TF巻線を収納するほか、すべてのコイルの荷重を支持する主要な構造体である。4個のCSモジュールは、タイプレートで一体化して、板バネでTF容器に取り付けられる。EFコイルはそれぞれが板バネでTF容器に取付けられる。CSの最大磁界は9TのためNb
Sn素線を用い、TFとEFコイルの最大磁界は6.5T以下であるのでNbTiを採用する。本論文は、JT-60SA用超伝導コイルの要求性能,使用環境と概念設計の概要について示す。
