A Project focusing on the contamination mechanism of concrete after the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山田 一夫*; 丸山 一平*; 芳賀 和子*; 五十嵐 豪*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; Kiran, R.*; 大澤 紀久*; 柴田 淳広; 渋谷 和俊*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposia 2021 (WM2021) (CD-ROM), 10 Pages, 2021/03

To properly decommission the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the contamination levels and mechanisms for the concrete structures must be assessed. In this review, we outline the results of this study and present the objectives of a future study called "Quantitative Evaluation of Contamination in Reinforced Concrete Members of Fukushima Daiichi NPP Buildings Considering the Actual Environment Histories for Legitimate Treatments", which will run from October 2020 to March 2023. The experimental results from the first project indicate that concrete carbonation, Ca leaching, and drying conditions affected the adsorption of Cs and Sr and their penetration depths. Additionally, the studies showed that -nuclides precipitated on the surface of the samples because of the high pH of concrete. A reaction transfer model was developed to further assess the adsorption characteristics of Cs and Sr in carbonated cement paste and concrete aggregates. The model used real concrete characteristics from the FDNPP materials and historical boundary conditions at the site, including radionuclide concentrations and penetration profiles within the turbine pit wall. The water suction by dried concrete was evaluated with the consideration of the structure change of cement hydrates by X-ray CR and H-NMR relaxometry. In the new project, the studies will also include concrete cracks for more realistic contamination estimations.

再処理工場のホット試験期間中におけるTRU廃棄物の処理実績

新谷 貞夫*; 安 隆己; 庄司 賢二; 福島 操; 栗田 和彦*; 渋谷 淳; 倉田 英男; 林 允之; 山本 正男

PNC TN8440 87-190, 35 Pages, 1987/08

PNC-TN8440-87-190.pdf:2.43MB

再処理工場におけるTRU廃棄物の分類は、現在までの所良い結果を得ている。TRU廃棄物の発生量は、使用済燃料を処理している時よりも、保守補修作業等に伴う発生が著しい。発生元における廃棄物の減容及び分類について一層の協力が望まれる。同時にTRU廃棄物の管理及び処理処分に適切に対応するため、区域の見直し等の検討と調査を継続して行う。

The fire and explosion incident of the bituminization facility and lessons learned from the

五十嵐 寛; 中田 啓; 渋谷 淳; 山内 孝道; 高橋 武士; 岸和田 勝実

Topical Meeting on Safety of the Nuclear Fuel, , 

1997年3月11日に動燃東海再処理工場のアスファルト固化処理施設において火災が発生し、その10時間後に爆発が発生した。本報告は事故の概要と事故原因究明の取り組み状況および原因究明を通じて得られた教訓について報告するものである。原因究明にあたっては、火災爆発事故の原因につながる物質を調べるためにアスファルト固化処理施設内に残された廃液等の分析を行った。火災原因についてはエクストルーダ内の摩擦熱および空気巻き込み等による硝酸塩とアスファルト等の酸化還元反応による温度上昇が考えられる。爆発原因については数十種類の高沸点の炭化水素からなる混合ミストがドラムより発生し、アスファルト充填室に充満し爆発に至ったものと考えられる。事故の環境への影響については敷地境界外における預託実効線量当量が10^-310^-2mSVと推測された。事故の教訓としては、消化、換気系の運転操作上の問題、建屋内拡散と体内摂取防

ITER超伝導導体の技術課題と取り組み

布谷 嘉彦; 名原 啓博; 高橋 良和; 押切 雅幸; 堤 史明; 高村 淳; 中瓶子 伸二; 渋谷 和幸*

no journal, , 

国際合意されたITERの責任分担において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)及びトロイダル磁場コイル用の超伝導(NbSn)ケーブルインコンジット導体を担当している。実規模での導体の性能試験をスイスのSULTAN試験装置により、特に、CSコイルの運転に対応する繰り返し通電による電磁力サイクルが性能に与える影響の評価を行っている。素線変形を少なくするために、CS導体では撚線の撚りピッチが長い(NTP)仕様での設計を当初考えたが、NTPの導体は連続通電に対して特性が低下することがわかった。しかし、撚りピッチを短くしたころ、特性低下が認められなかった。これは撚りピッチを短くしたことにより、素線間の機械的結びつきが強くなり、撚線の剛性が高まったためと理解されている。その他、ITER超伝導導体製作における技術課題とその取り組みについて概説する。

ITER中心ソレノイド(SC)コイル用ジャケットの非破壊検査

高橋 良和; 諏訪 友音; 名原 啓博; 尾関 秀将; 布谷 嘉彦; 押切 雅幸; 堤 史明; 高村 淳; 渋谷 和幸*; 中瓶子 伸二; et al.

no journal, , 

ITER計画において、原子力機構は中心ソレノイド(CS)コイル用導体の調達を担当し、製作したCS導体をコイル製作担当の米国に送付することになっている。CSコイルは高さ約12m、外径約4mで、6個のモジュールを積み重ねた構造を有する。導体の単長は最大910mであり、通電電流値は13Tの磁場中において40kAである。導体はケーブル・イン・コンジット型と呼ばれるもので、576本のNbSn素線と288本の銅素線で構成される撚線を、矩形の中に円形の穴がある高マンガン鋼(JK2LB)製ジャケットに挿入し、ジャケットを圧縮成型したものである。圧縮成型される前のジャケットは、外寸法51.3mm、穴の直径35.3mm、単長7m、重さ約90kgである。このジャケットは、出荷前に非破壊検査により、最大許容サイズの欠陥がないことを確認する必要がある。内及び外表面の欠陥は、渦電流探傷(ECT)法 で、内部の欠陥は、超音波探傷(UT)法で行われる。今回は、表面のECTについて、その技術と検査実績を報告する。