Neutron imaging of generated water inside polymer electrolyte fuel cell using newly-developed gas diffusion layer with gas flow channels during power generation

那須 三紀*; 谷内 浩*; 平山 尚樹*; 安達 宏法*; 柿澤 優*; 白勢 裕登*; 西山 博道*; 川本 鉄平*; 犬飼 潤治*; 篠原 武尚; et al.

Journal of Power Sources, 530, p.231251_1 - 231251_11, 2022/05

https://doi.org/10.1016/j.jpowsour.2022.231251

To accelerate the spread use of polymer electrolyte fuel cells (PEFCs), it is essential to increase power density and durability, while reduce costs. We have succeeded in developing an innovative gas diffusion layer (GDL) with gas flow channels (GDLFC) fabricated on a flat separator that enabled both cost reduction and high performance. In this study, neutron radiography was used to observe the distribution of liquid water during power generation. With using our GDLs and interdigitated (comb-shaped) gas flow channels, the distributions of liquid water were quantitatively imaged, influenced by the current density, the relative humidity, the oxygen utilization, and the water repellency of the GDL. The increase in linear velocity of the oxidant gases effectively suppressed the retention of liquid water at the cathode.

Result of dismantlement on the turbine systems in FUGEN

荒谷 健太; 瀧谷 啓晃; 香田 有哉; 石山 正弘; 手塚 将志; 水井 宏之

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

https://doi.org/10.1299/jsmeicone.2019.27.1548

「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却圧力管型の原子炉であり、炉心構造に特徴を有するものの、タービン設備をはじめとするその他の設備は軽水炉と類似の構成となっている。このため、国内の実用規模の水炉として初めて廃止措置に着手した「ふげん」の解体撤去工事は、今後本格化する軽水炉の廃止措置の先駆けとなる。また、「ふげん」においても、レベルは低いものの放射性物質に汚染されているタービン設備の解体撤去工事の経験とそこから得られる様々な知見等は、後年度に実施を計画している汚染レベルの高い原子炉周辺設備の解体撤去等に向けた貴重な経験と成果になり得るものである。このような背景の下、2008年度から開始した「ふげん」の廃止措置プロジェクトの第1段階において、原子炉冷却系統施設等の解体撤去工事に着手し、2017年度までに大型機器である主復水器や主蒸気管等の解体撤去を完了させるともに、約10年に亘る作業を通して、様々な解体撤去工事に係る作業工数等の解体管理データを取得・整備した。

Pipe cutting method at high radiation area in FUGEN

瀧谷 啓晃; 石山 正弘; 手塚 将志; 北山 尚樹

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/10

「ふげん」では、炉心解体に向けた準備及び炉内試料採取のための環境整備の一環として、2015年から2017年にかけて炉心周辺の系統である原子炉冷却系、重水系、ヘリウム系の配管を切断することで炉心の隔離を実施してきた。この隔離作業では、(1)高線量率エリア(空気中で15mSv/h、配管表面で最大10mSv/h)での作業時間の短縮、(2)重水系及びヘリウム系の内部には2030Bq/cmのトリチウムが含まれるため、切断作業中の作業エリアへのトリチウムの拡散防止、(3)原子炉の放射能の評価を考慮して、炉内構造物の汚染状況に与える汚染ヒュームの影響の最小化、といった3つの課題があった。本件は、これらの問題を考慮して、高線量率エリアで重水系及びヘリウム系の配管を切断する方法を検討し、その方法で隔離作業を実施した結果について報告するものである。

HBC foil beam study and long-term observation at the 3-GeV RCS in J-PARC

吉本 政弘; Saha, P. K.; 山崎 良雄; 川瀬 雅人; 佐伯 理生二; 林 直樹; 山本 風海; 發知 英明; 石山 達也; 金正 倫計; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 417, p.012073_1 - 012073_6, 2013/03

https://doi.org/10.1088/1742-6596/417/1/012073

J-PARC RCSでは荷電変換Hビーム入射方式のためにHBCフォイルを設置している。HBCフォイルの特性を調べるために、フォイルの寿命とフォイルによるビーム損失との観点から、HBCフォイルに関するビーム試験を実施した。荷電変換効率とフォイル散乱による損失との関係から、ユーザー運転に用いるフォイル厚さの最適化を行った。またユーザー運転中に合わせて、フォイルの寿命評価を兼ねた耐久試験を目的とした長期観測を実施した。1年以上経過してもフォイルに問題は見られなかった。

Study of stellar reactions in explosive hydrogen burning with CRIB

久保野 茂*; 寺西 高*; 野谷 将広*; 山口 英斉*; 齋藤 明登*; He, J. J.*; 若林 泰生*; 藤川 尚志*; Amadio, G.*; 馬場 秀忠*; et al.

Nuclear Physics A, 758, p.733 - 736, 2005/07

https://doi.org/10.1016/j.nuclphysa.2005.05.132

CRIBからの短寿命核ビームを用いて陽子非弾性散乱を測定した。これにより爆発的水素燃焼過程を理解するうえで重要なにおける共鳴状態の核物理パラメタを求めた。ビームによる非弾性散乱実験の結果も合わせて報告する。

Development of carbon/carbon composite control rod for HTTR, 2; Concept, specifications and mechanical test of materials

衛藤 基邦; 石山 新太郎; 深谷 清; 斎藤 保; 石原 正博; 塙 悟史

JAERI-Research 98-003, 34 Pages, 1998/01

JAERI-Research-98-003.pdf:1.26MB

HTTR用制御棒に炭素複合材料を適用することを目的として、制御棒の概念及び仕様の検討、候補材料の強度試験データの所得、及びボルト等の要素に自重によって発生する応力の評価を行った。本概念では制御棒は10個のユニットから成り、それらを炭素複合材料製M16ボルトで長手方向につなげる構造とした。引張、圧縮、曲げ、せん断等の機械的強度データを2種類の候補材料(アクロス社製AC250及び東洋炭素社製CX-270)について室温にて取得した。これらの強度データの平均値の1/3または1/5を暫定的設計強度とし、別途製作した外筒、M6ギルト、M8ボルト等の要素に発生する応力と比較したところ、安全率は、外筒の引張応力で66、M16ボルトの引張とせん断で各々8.8と8.5、端部支持用M8ボルトのせん断で2.43となり、機械的な健全性が明らかになった。

Technology development for decommissioning in FUGEN and current status

北村 高一; 佐野 一哉; 中村 保之; 松嶌 聡; 松尾 秀彦; 石山 正弘; 羽田 孝博; 手塚 将志

no journal, , 

実用規模水炉の日本国内初の廃止措置として、ふげんの廃止措置が2008年にスタートした。ふげんの廃止措置は4つの期間に分けて段階的に進め、2028年に終了する予定である。現在は比較的汚染レベルの低いタービン系機器の解体に着手している。ふげんは一般の軽水炉と異なり、炉心構造が狭隘複雑となっていること、減速材に重水を使用していることから、廃止措置を安全に進めていくために、原子炉本体解体の技術開発、重水系機器のトリチウム除去技術開発等を行っている。本報告では、原子炉解体の技術開発の検討においてアブレイシブウォータージェットを切断技術の一つとして進めている検討状況や、重水系からのトリチウム除去のための試験,炭素-14の汚染状況調査等についておもに紹介する。

Tritium removal test for decommissioning of FUGEN

松嶌 聡; 石山 正弘; 松尾 秀彦; 佐藤 有司

no journal, , 

「ふげん」は、重水減速沸騰軽水冷却型の原子炉であり、原子炉の運転に伴い減速材である重水が中性子を吸収し重水中にトリチウムを生成する。したがって、重水系・ヘリウム系の廃止措置を進めるにあたっては、解体作業での作業者の内部被ばくが問題となる。また、重水(トリチウム)が残留したまま解体作業を行った場合、内部被ばく防護のための装備が必要となり作業効率が悪くなることが予想される。さらに、環境へのトリチウム放出抑制,解体廃棄物中トリチウム含有量の低減等を考慮すると、解体作業の前に重水系・ヘリウム系内に残留する重水(トリチウム)を除去することが必要である。以上のことから、最適なトリチウム除去手法の確立が必要であり、そのための試験として重水精製装置の機器・配管及び重水系・ヘリウム系の機器である重水循環ポンプ熱交換器を対象としたトリチウム除去試験を実施した。試験の結果、当所想定していた手法である通気又は真空引きによるトリチウム除去は、いずれの方法も有効であることが確認された。さらに、真空引きと対象機器・配管の加熱を併用することにより効率的にトリチウムが除去できることを見いだした。

「ふげん」炉心隔離に係る高線量率エリアでの配管切断方法の検討と実証

瀧谷 啓晃; 松嶌 聡; 石山 正弘; 奥澤 和宏

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センター「ふげん」では、炉心解体に向けた他系統からの炉心の隔離及び原子炉構造材からの試料採取のための環境整備を目的として、平成27年度からカランドリアタンクに接続する配管を切断・閉止してきた。本作業における対象配管の一部は、系内に水蒸気状のトリチウムを内包し、かつ、高線量率エリア(数mSv/h)に設置されている。そのため、作業員の被ばくを最小限に抑えつつ、作業性を確保した切断方法について検討し、本作業に適用可能な切断方法の中でポータブルパイプ開先加工機を用いた切断方法が最適であると考え、当装置を用いた当該配管の切断を実施した。この結果、本作業に適用可能なその他切断方法と比較して、被ばくのリスク低減等の観点から、有効な切断方法であることが確認された。

高精度弾性波測定システムを利用した地下水流動変化の原位置計測

松井 裕哉; 石山 宏二*; 吉野 修*; 引間 亮一*; 佐ノ木 哲*; 林 邦彦*; 高橋 昌弘*; 里 優*

no journal, , 

本研究は、地下水流動状況変化の把握に対する高精度弾性波速度測定の適用性を検討するため、西松建設と原子力機構との共同研究として実施したものである。高精度弾性波速度計測は、瑞浪超深地層研究所における再冠水試験場所の近傍で実施し、再冠水試験坑道からの全排水開始時から約3ヶ月間実施した。計測の結果、地下水流動場の変化に伴う弾性波速度の変化が認められ、高精度弾性波測定が地下水流動場の変化の把握に適用できる見通しが得られた。