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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

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。

論文

A Simple method to create gamma-ray-source spectrum for passive gamma technique

芝 知宙; 前田 茂貴; 相楽 洋*; 石見 明洋; 富川 裕文

Energy Procedia, 131, p.250 - 257, 2017/12

 パーセンタイル:100

福島第一原子力発電所から出る燃料デブリ中に含まれる核物質量測定技術の一つとして、パッシブガンマ測定法が開発されている。本研究では、パッシブガンマ測定法の開発に用いるシミュレーション用$$gamma$$線源の作成を行い、その線源を用いて収納缶に封入された燃料デブリから漏洩する$$gamma$$線のシミュレーションを行った。一般的に、シミュレーション用$$gamma$$線源の作成は多大な労力を要する。本研究ではORIGEN2コードの連続スペクトルと着目する$$gamma$$線の線スペクトルを融合し、簡便かつ精度の良いシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法を開発した。また、本手法は制動放射線を考慮に入れることができる。本手法で作成した$$gamma$$線源を用いて、Peg検出器の検出器応答を計算した。結果は実際の照射済み燃料の$$gamma$$線測定実験の結果と比較され、よく一致した。また、制動放射のX線は検出器応答にほとんど影響を及ぼさなかった。

論文

Distributions of density and fission products in the reaction product between irradiated MOX fuel and molten zircaloy-2

石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1274 - 1276, 2017/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

X線CTによってMOX燃料とジルカロイ反応生成物の2次元、3次元画像を取得した。また、Cs-137とEu-154のFP核種とCo-60の放射化核種の$$gamma$$線強度分布を取得した。2次元画像から、金属層領域において燃料と被覆管の平均密度が得られた。また、3次元画像から、燃料片とポアの状況を明確に把握することができた。$$gamma$$線測定より、Cs-137は未反応燃料領域と金属層領域内のポア部分において観察され、Eu-154は全ての領域に観察された。Co-60は金属層領域にのみ観察された。

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

Development of advanced PIE technique for fuel debris using X-Ray computer tomography

勝山 幸三; 石見 明洋; 田中 康介; 木原 義之

Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/11

燃料デブリの性状を把握するための分析技術開発の一環として、これまで高速炉燃料集合体の非破壊検査技術として開発してきたX線CT検査技術を燃料デブリの分析に適用するための技術開発に着手した。本報告では、実燃料デブリ分析への適用性を確認するために実施した模擬デブリ試料を用いたX線CT試験結果について報告する。試験の結果、燃料デブリ内の燃料部位の形状や位置が把握でき、さらに臨界評価等で重要となる空隙部の形状等も非破壊により把握できる見通しを得た。

論文

Fuel performance of hollow pellets for fast breeder reactors

石見 明洋; 勝山 幸三; 木原 義之; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.951 - 956, 2016/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

常陽MK-II炉心にて照射された中空ペレットについて、X線CT検査等の照射後試験を実施した。X線CT検査の結果、燃料スタック中央部付近において中空径が製造時よりも小さくなることを確認した。また、X線CT検査結果より中空ペレットのスエリング率を評価し、金相写真より評価した結果とほぼ一致していることを確認した。さらに、中実ペレットに比べ高い線出力で照射された中空ペレットのスエリング率及びFPガス放出率は、中実ペレットと同等であることを確認した。

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。

報告書

高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良

東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一

JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-057.pdf:36.91MB

高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。

論文

Research program for the evaluation of fission product and actinide release behaviour, focusing on their chemical forms

三輪 周平; 山下 真一郎; 石見 明洋; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 田中 康介; 永瀬 文久

Energy Procedia, 71, p.168 - 181, 2015/05

BB2013-2241.pdf:0.88MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:0.64

福島第一原子力発電所でのシビアアクシデントを経験した照射済み燃料材料の安全な取扱い技術の構築に向けて、原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用した幾つかの基礎研究を進めてきている。本論文では、基礎研究のうち、特に原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用することで効果的に研究を進めている3つの研究プログラムについて、全体概要の他、先行的に得られている試験結果や今後予定している計画を紹介する。

論文

Radial density distribution in irradiated FBR MOX fuel pellets

石見 明洋; 勝山 幸三; 中村 博文; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Nuclear Technology, 189(3), p.312 - 317, 2015/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

高解像度X線CT技術を開発し、照射済燃料集合体の高解像度CT画像を取得することが可能になった。さらに、CT値と密度の関係式を用いることで得られたCT画像によりMOX燃料ペレット中の径方向の密度分布を評価し、破壊試験により得られた組織観察結果と比較を行った。その結果、X線CTによって得られた径方向相対密度分布は、破壊試験にて観察された組織変化とよく一致していた。

報告書

X線CT検査技術による燃料集合体に発生する欠陥(傷,混入異物等)の撮像データ集

石見 明洋; 舘 義昭; 勝山 幸三; 三澤 進*

JAEA-Data/Code 2014-012, 72 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-012.pdf:82.93MB

日本原子力研究開発機構の集合体試験課(FMS)では、X線CT検査技術を用いて高速実験炉「常陽」等で照射された燃料集合体内部の健全性について確認を行ってきた。本技術は非破壊で欠陥等を観察することが可能であることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において福島第一原子力発電所から取出された燃料集合体の健全性を確認するための手法としてX線CT検査技術の適用を検討している。本報告では、燃料集合体の健全性確認として燃料集合体内の異物検知や燃料ピンの腐食(酸化)検知と欠陥検知へのX線CT検査技術の適用性を確認する基礎データを取得するために実施した模擬試験体等の撮像結果について取りまとめた。

論文

Investigation of strand bending in the He-inlet during reaction heat treatment for ITER TF Coils

辺見 努; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 奥野 清; 小泉 徳潔; 石見 明洋; 勝山 幸三

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802704_1 - 4802704_4, 2014/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER計画において9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当する。TFコイルの巻線はNb$$_{3}$$Sn超伝導導体、ジョイント部及び冷媒入口部等から構成される。冷媒入口部近傍の超伝導導体は7Tの磁場中で68kAの電流容量が求められ、高い超伝導性能が要求され、Nb$$_{3}$$Sn素線の曲げ等による劣化を避ける必要がある。冷媒入口部では、超伝導体を生成するための熱処理において、ステンレス鋼製のジャケットとNb$$_{3}$$Sn撚線の熱膨張率の違いにより、圧縮方向の熱残留歪が生じる。また、ヘリウムを導入するために撚線とジャケットとの間に隙間が生じるが、熱残留圧縮歪により、この隙間においてNb$$_{3}$$Sn素線が座屈して曲げが生じ、超伝導性能が劣化する可能性がある。そこで、Nb$$_{3}$$Sn素線に曲げが生じた場合に変化する熱処理中の冷媒入口部の伸び及び熱処理後のジャケットの熱残留歪を測定し、素線の曲げの発生状況を調査した。加えて、原子力機構(大洗)の照射燃料集合体試験施設(FMF)に設置された高解像度X線CTを用いた非破壊検査による詳細な素線の曲げ観察を実施した。以上をまとめて、冷媒入口部近傍のNb$$_{3}$$Sn素線の曲げの発生状況を調査した結果について報告する。

報告書

超伝導転移端マイクロカロリメータによる燃料デブリの核種分析に係る研究; 高分解能測定実験及びシミュレーション計算(共同研究)

高崎 浩司; 安宗 貴志; 大西 貴士; 中村 圭佑; 石見 明洋; 伊藤 主税; 逢坂 正彦; 大野 雅史*; 畠山 修一*; 高橋 浩之*; et al.

JAEA-Research 2013-043, 33 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-043.pdf:13.81MB

福島第一原子力発電所の事故において、炉内燃料は部分的又は全体的に溶融していると見られており、燃料集合体を1単位とする通常の計量管理手法の適用は困難と考えられている。このため、廃炉措置において炉内燃料の取出から貯蔵を行うまでの透明性を確保し、かつ合理的に計量管理を実施できる手法を構築する必要がある。本研究開発では、計量管理のための燃料定量の技術の1つとして、従来のゲルマニウム半導体検出器に比べ優れたエネルギー分解能を有する超伝導転移端(TES)マイクロカロリーメーターを適用した燃料デブリ中の核燃料物質及び核分裂生成等の分析手法の適用を検討する。高分解能分析での特性を活用し、燃料デブリ中の核燃料物質及び核分裂生成物のスペクトルに係る詳細な情報が期待できる。本報告書では、TES検出器の原理、日本原子力研究開発機構での測定試験の状況、シミュレーション計算コードEGS5による実験データの解析及び燃料デブリの収納キャニスタの高分解能測定のシミュレーション計算について報告する。

論文

Upgrading of X-ray CT technology for analyses of irradiated FBR MOX fuel

石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(12), p.1144 - 1155, 2012/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

照射された燃料ペレット内の状態を把握するため、原子力機構で開発してきたX線CT技術の改良を行った。本技術の改良では、高感度Si半導体検出器の導入、コリメータスリットの微細化及びX線線源形状の最適化を行った。また、画像解析コードについても中心空孔解析手法の改良や密度識別手法を新たに導入した。本改良によって、照射済燃料集合体等の高解像度X線CT画像を取得することに成功した。また、中心空孔の解析精度が向上し、燃料ペレット内の密度識別についても可能になった。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; 原因調査及び照射後試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 石見 明洋; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2012-026, 21 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-026.pdf:2.31MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの使用期間を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、短絡状態を模擬した特性インピーダンス波形測定並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にて高エネルギーX線CT検査装置を用いた照射後試験(PIE)を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及びPIE結果をまとめたものである。

論文

Support system for training and education of future expert at PIE Hot Laboratories in Oarai JAEA; FEETS

逢坂 正彦; 堂野前 貴子; 市川 正一; 佐々木 新治; 石見 明洋; 井上 利彦; 関尾 佳弘; 三輪 周平; 大西 貴士; 浅賀 健男; et al.

Proceedings of 1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC), 2 Pages, 2012/03

原子力機構大洗ホットラボにおける原子力人材育成のためのサポート制度(FEETS)について紹介する。施設の特徴の整理及びユーザーニーズの調査結果に基づいて制度を構築した。FEETSによりサポートされた種々の人材育成プログラムについて紹介する。

論文

超高解像度高エネルギーX線CT検査装置の開発

勝山 幸三; 石見 明洋; 永峯 剛; 浅賀 健男

検査技術, 16(2), p.12 - 18, 2011/02

原子炉で使用した燃料集合体内部の健全性確認を非破壊で行える高エネルギーX線CT検査装置の高解像度化に成功した。これまで、燃焼により変化した燃料ペレットの状況の観察には破壊試験が必要であったが、本装置によって燃料集合体形状のまま短時間で観察することが可能となった。本装置は、原子炉燃料のみならず詳細な内部観察が必要とされる高密度・厚物の構造物の非破壊検査への適用も期待される。

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