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報告書

福島第一原子力発電所の使用済燃料プールにおける特異な環境履歴を経験した使用済燃料集合体部材の長期健全性に及ぼす腐食の影響評価

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部

JAEA-Technology 2014-020, 52 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-020.pdf:21.21MB

本研究では、燃料集合体の長期健全性評価上重要かつ優先的に評価すべき部位・腐食事象を独自に選定するために、使用済燃料プールで経験した特異な環境によりFA構成部材において発生が懸念される腐食事象を幅広く抽出し、優先的に評価すべき部位及び腐食事象の絞り込みと対応する長期健全性評価手法案について検討した。燃料集合体健全性については、「燃料被覆管の密閉性」と「燃料集合体の構造健全性」の二つの観点からそれらの性能が維持・担保されているかを確認することとし、「燃料被覆管の密閉性」に関しては、ジルカロイ-2の海水腐食による強度低下が無いことを実証し、プール内で長期保管した場合でも「燃料被覆管の密閉性」が保たれる見込みを示した。一方、「燃料集合体の構造健全性」については、ジルカロイ-2とステンレス鋼の異種金属接触箇所を対象として、長期的な腐食挙動を実験的に予測する手法の概念を検討した。また、予測手法の妥当性検証のために異種金属接触模擬材を用いた塩水浸漬試験により本手法の妥当性を予備的に検討した。

報告書

BWRシビアアクシデント時のソースターム評価手法高度化のための核分裂生成物化学形評価に関する研究; 平成25年度成果

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部; 技術開発部

JAEA-Technology 2014-014, 60 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-014.pdf:57.06MB

本報告書は、シビアアクシデント時に燃料から放出される核分裂生成物の化学を解明してソースターム評価手法の高度化につなげるための研究について、研究スコープをより詳細化・明確化して研究計画を提示するとともに、これまでに得られた成果について記載したものである。BWR制御棒材B$$_{4}$$Cが含まれる体系でのソースタームにおけるCs及びI化学解明に資するため、核分裂生成物等放出速度評価、核分裂生成物等の化学形評価及び核分裂生成物等に係る基礎データ整備の3つの研究項目を設定した。装置整備を進めるとともに、非放射性の模擬物質を用いた沈着CsIに対するB蒸気の化学反応の影響等に関する試験を行い、基礎的な知見を取得した。

報告書

パッシブ$$gamma$$線測定を用いた核物質測定における核分裂生成物の核物質への随伴性検討

大洗研福島技術開発特別チーム

JAEA-Testing 2014-002, 16 Pages, 2014/06

JAEA-Testing-2014-002.pdf:10.27MB

福島第一原子力発電所(1F)デブリ中の核物質測定技術の一つとして、核物質に随伴して$$gamma$$線を放出する核分裂生成物(FP)をモニター核種としたパッシブ$$gamma$$線測定技術の開発が開始された。TMI-2の分析結果より、モニター核種の候補として$$^{154}$$Eu及び$$^{144}$$Ceが選定されている。この開発の一環として、Ceの核物質への随伴性評価に資する基礎データを取得することを目的として、照射済燃料の溶融ジルカロイ(Zry)による液化・高温化学反応を模擬した高温反応試験及び化学平衡計算を行いCeの挙動について評価を行った。高温反応試験の結果、燃料と溶融Zryの反応部境界においてCeが高濃度化していることを確認した。化学平衡計算の結果、燃料の液化・高温化学反応の進行過程においてCeが一時的に濃化する領域が形成される現象が起こることが分かった。

報告書

福島第一原子力発電所事故に係る圧力容器/格納容器の健全性評価技術の開発; 人工海水への照射済燃料成分の溶出と炭素鋼の腐食に及ぼす影響因子の評価

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部

JAEA-Research 2014-007, 32 Pages, 2014/06

JAEA-Research-2014-007.pdf:9.33MB

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の格納容器(PCV)、原子炉圧力容器、ペデスタル等の主要構造物は、炉心溶融事象と応急措置的な冷却のために注入された海水の影響により、熱的・化学的・機械的に厳しい環境に曝されている。今後のPCV内の継続的冷却と燃料デブリ取出し作業時の水張りを展望すると、主要構造物の全部あるいは一部は長期にわたり水浸漬状態になると予想される。炉心に注入された冷却水はデブリ等と接触して成分を溶解し、同時に滞留している水と混合して汚染水になる。そこで、50$$^{circ}$$C程度の低温期におけるデブリ等から汚染水への核分裂生成物の移行に着目した。「ふげん」照射済燃料を使用した浸漬試験を行い、核分裂生成物、アクチニド等の溶出特性を評価した。PCVはその内側に存在する核分裂生成物を包蔵する重要な障壁であり、汚染水との接触による腐食特性が注目される。汚染水を想定した人工海水を調整し、50$$^{circ}$$Cにおける浸漬試験と電気化学試験により、PCV構成材料である炭素鋼の腐食特性を評価した。評価にあたっては、影響因子として溶存する核分裂生成物(特に、セシウム)と放射線の化学的効果を考慮した。

報告書

東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に係わる廃棄物処理・処分技術開発; 平成24年度成果報告書

核サ研福島技術開発特別チーム 廃棄物処理処分技術開発グループ; 原科研福島技術開発特別チーム 廃吸着材処理技術開発グループ; 大洗研福島技術開発特別チーム 廃ゼオライト保管挙動評価グループ

JAEA-Review 2013-064, 77 Pages, 2014/03

JAEA-Review-2013-064.pdf:8.23MB

東京電力福島第一原子力発電所においては、平成23年の事故に伴って種々の物質が汚染され、また、原子炉1$$sim$$4号機の廃止措置に向けての対応がなされており、放射性廃棄物の処理・処分に関する技術開発が求められている。原子力機構は、事故で発生した廃棄物の処理・処分に関して、事故の直後から事業所・部門が連携して技術開発に取り組んできた。本報告書では、平成24年度までに得られた成果の概要を報告する。

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