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論文

Review of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station debris endstate location in OECD/NEA preparatory study on analysis of fuel debris (PreADES) project

仲吉 彬; Rempe, J. L.*; Barrachin, M.*; Bottomley, D.; Jacquemain, D.*; Journeau, C.*; Krasnov, V.; Lind, T.*; Lee, R.*; Marksberry, D.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 369, p.110857_1 - 110857_15, 2020/12

福島第一原子力発電所(1F)の各ユニットの燃料デブリの最終状態位置については、まだ多くは不明である。不確実性の低減に向けた最初のステップとして、OECD/NEAは、燃料デブリ分析予備的考察(PreADES)プロジェクトが立ち上げた。PreADESプロジェクトのタスク1の一環として、関連情報をレビューし、燃料デブリの状態の推定図の正確さを確認した。これは、将来の燃料デブリの分析を提案するための基礎となる。具体的にタスク1では2つのアクティビティを実施した。第一に、1Fでの廃止措置活動に資するTMI-2とチェルノブイリ原子力発電所4号機での重大事故の関連知識、プロトタイプ試験とホットセル試験の結果の知見を収集した。第二に、プラント情報とBSAFプロジェクトのシビアアクシデントコード分析からの関連知識が組み込まれている1F燃料デブリの原子炉内の状態に関する現状の推定図を見直した。この報告は、PreADESプロジェクトのタスク1の洞察に焦点を当て、1Fの将来の除染および廃止措置活動に情報を提供するだけでなく、シビアアクシデント研究、特にシビアアクシデントにより損傷した原子力サイトの長期管理に関する重要な視点を提供する。

論文

Comprehensive analysis and evaluation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 溝上 伸也*

Nuclear Technology, 206(10), p.1517 - 1537, 2020/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, the comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 2 was addressed as the subject to produce an estimated map of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in June 2018.

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Nuclear Technology, 206(9), p.1449 - 1463, 2020/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (BSAF) project, which started in 2012 and continued until 2018, was one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi. The project, divided into two phases addressed the investigation of the accident at Unit 1, 2 and 3 by Severe Accident (SA) codes until 500 h focusing on thermal-hydraulics, core relocation, Molten Corium Concrete Interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, Reactor Pressure Vessel (RPV) and Primary Containment Vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS signatures. The combination of code results and inspections (muon radiography, PCV inspection) has provided a picture of the current status of the debris distribution and plant status. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with Unit 1 and Unit 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RPV and into cavity floor, RPV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RPV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in detail further aspects of the Fukushima Daiichi accident.

論文

Main findings, remaining uncertainties and lessons learned from the OECD/NEA BSAF Project

Pellegrini, M.*; Herranz, L.*; Sonnenkalb, M.*; Lind, T.*; 丸山 結; Gauntt, R.*; Bixler, N.*; Morreale, A.*; Dolganov, K.*; Sevon, T.*; et al.

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1147 - 1162, 2019/08

The OECD/NEA Benchmark Study at the Accident of the Fukushima Daiichi NPS project (BSAF) has started in 2012 until 2018 as one of the earliest responses to the accident at Fukushima Daiichi NPS. The project addressed the investigation of the accident at Units 1, 2 and 3 by severe accident (SA) codes focusing on thermal-hydraulics, core relocation, molten core/concrete interaction (MCCI) and fission products release and transport. The objectives of BSAF were to make up plausible scenarios based primarily on SA forensic analysis, support the decommissioning and inform SA codes modeling. The analysis and comparison among the institutes have brought up vital insights regarding the accident progression identifying periods of core meltdown and relocation, reactor vessel (RV) and primary containment vessel (PCV) leakage/failure through the comparison of pressure, water level and CAMS measurement. The combination of code results and inspections has provided a picture of the current state of the debris distribution and plant state. All units present a large relocation of core materials and all of them present ex-vessel debris with units 1 and 3 showing evidences of undergoing MCCI. Uncertainties have been identified in particular on the time and magnitude of events such as corium relocation in RV and into cavity floor, RV and PCV rupture events. Main uncertainties resulting from the project are the large and continuous MCCI progression predicted by basically all the SA codes and the leak pathways from RV to PCV and PCV to reactor building and environment. The BSAF project represents a pioneering exercise which has set the basis and provided lessons learned not only for code improvement but also for the development of new related projects to investigate in details further aspects of the Fukushima Daiichi NPS accident.

論文

Development of the source term PIRT based on findings during Fukushima Daiichi NPPs accident

末廣 祥一*; 杉本 純*; 日高 昭秀; 岡田 英俊*; 溝上 伸也*; 岡本 孝司*

Nuclear Engineering and Design, 286, p.163 - 174, 2015/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:16.19(Nuclear Science & Technology)

日本原子力学会のシビアアクシデント評価委員会は、福島第一原子力発電所事故で得られた知見を踏まえ、事故を起こした原子炉におけるデブリの分布や現状を精度よく把握すること、また計算コードによるシビアアクシデントの予測能力を高度化する上で重要な事象を抽出することを目的として、熱水力とソースタームに係る重要度ランク表を作成した。そのうち、ソースタームに係る重要度ランク表(ST PIRT)については、事故進展に従って3つの時間区分と、格納容器内外など9つの区画に区分して専門家が議論と検討を重ね、摘出した68の現象に対して重要度の評価を行うことにより作成した。本報は、作成したソースターム重要度ランク表、及びそれぞれの区分で高い重要度と評価された事象について記載する。

論文

稠密格子ロッドバンドルでの気液二相流流量配分に関する研究

大貫 晃; 柴田 光彦; 玉井 秀定; 秋本 肇; 山内 豊明*; 溝上 伸也*

日本混相流学会年会講演会2003講演論文集, p.35 - 36, 2003/07

原研で開発を進めている低減速軽水炉の熱流動設計では、サブチャンネル解析コード等による解析的な評価を中核に据えている。そのため、ボイドドリフトモデルをはじめとする物理モデルの稠密格子体系への適用性を検証する必要がある。本研究では19本稠密格子ロッドバンドル体系での気液二相流流量配分実験を行い、サブチャンネル解析コードの適用性を評価/検証する。チャーン流条件で取得した液相及び気相の流量配分実験結果をサブチャンネル解析コードNASCAにより評価した結果、液相流量分布は妥当に予測したが気相流量分布は過小評価した。ボイドドリフトモデルの適用性をさらに検討する必要がある。

口頭

東京電力福島第一発電所事故におけるセシウムの化学的挙動に関する検討,1; セシウム化学チームの構成と研究計画

溝上 伸也; 逢坂 正彦; 伊東 賢一*; 唐澤 英年*; 本多 剛*

no journal, , 

平成28-29年度「廃炉・汚染水対策事業費補助金(総合的な炉内状況把握の高度化)」事業の一環として実施したセシウム化学チームの研究目的、研究スコープについて概要を紹介する。

口頭

東京電力福島第一発電所事故におけるセシウムの化学的挙動に関する検討,10; 球状Cs含有粒子の生成メカニズムに関する現象論的考察

伊東 賢一*; 鈴木 晶大*; 大石 佑治*; 中森 文博*; 曳田 史朗*; 野崎 謙一朗*; 本多 剛*; 溝上 伸也

no journal, , 

福島県および首都圏で観測された球形のセシウム含有粒子(以下、不溶性Cs粒子)は、構成成分および高温からの急冷を必要とする組織上の特徴から、福島第一原子力発電所2号機原子炉圧力容器(RPV)で生成したと考えられる。事故進展との関係を含め、不溶性Cs粒子の生成メカニズムを現象論的に考察した。

口頭

東京電力福島第一発電所事故におけるセシウムの化学的挙動に関する検討,11; 福島第一原子力発電所の原子炉格納容器内で採取された試料の分析

前田 宏治; 溝上 暢人*; 鈴木 晶大*; 伊東 賢一*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所1号機格納容器の底部から採取した泥状の試料に対し、放射性固体微粒子に着目してSEMなどによる分析を実施した。

口頭

東京電力福島第一原子力発電所炉内状況把握の解析・評価,115; 総合的な分析・評価のまとめ; 2号機

山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 伸也*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃止措置において、原子炉内・格納容器内の燃料デブリや核分裂生成物等の状況を推定・把握することは不可欠であるが、高線量下にある現場を直接観察することは、現時点でも困難な状態である。このため、現状の考えうる状態を可視化すべく、廃炉・汚染水対策事業費補助金(総合的な炉内状況把握の高度化)では、事故時および事故後の測定データの分析、試験により得られた知見、事故進展解析の結果といった個別の検討課題の成果に加え、現場調査により得られる様々な情報やこれまでに得られた成果を有効に活用するというアプローチをとることで、炉内・格納容器内の状態を総合的に分析・評価した。

口頭

東京電力福島第一原子力発電所炉内状況把握の解析・評価,113; 総合的な分析・評価のまとめ; 3号機

溝上 伸也*; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 酒井 健*; 山下 拓哉; Pellegrini, M.*; 鈴木 博之*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の1$$sim$$3号機は、津波により冷却機能を喪失しただけではなく、直流電源の喪失により計測器の測定値の取得が困難となったため、事故進展そのものに関する情報が不足しており、また、過酷事故解析コードによる計算結果も不確かさが大きいことから、事故後の原子炉・格納容器の状況を把握することは非常に困難であった。また、1Fで実施される調査は、廃炉のための作業に関連するものとして実施されており、線量情報を除けば、情報の統一的な管理がなされておらず作業ごとに情報が散在している状況であった。そのため、廃炉・汚染水対策事業費補助金(総合的な炉内状況把握の高度化)では、事故時および事故後の測定データの分析、試験により得られた知見、事故進展解析の結果といった個別の検討課題の成果に加え、現場調査により得られる様々な情報を各号機の主要な区画ごとに収集し、検討成果と現場情報との整合性を比較し、総合的に分析・評価することで炉内・格納容器内の状態を推定し、その結果を、視覚的にわかりやすい燃料デブリ分布の推定図、FP分布の推定図、線量分布の推定図の形でまとめた。本発表では、代表図として燃料デブリ分布の推定図を解説する。

口頭

東京電力福島第一原子力発電所炉内状況把握の解析・評価,114; 総合的な分析・評価のまとめ; 1号機

酒井 健*; 溝上 伸也*; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 山下 拓哉; Pellegrini, M.*; 鈴木 博之*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃止措置において、原子炉内・格納容器内の燃料デブリや核分裂生成物等の状況を推定・把握することは不可欠であるが、高線量下にある現場を直接観察することは、現時点でも困難な状態である。このため、現状の考えうる状態を可視化すべく、廃炉・汚染水対策事業費補助金(総合的な炉内状況把握の高度化)では、事故時および事故後の測定データの分析、試験により得られた知見、事故進展解析の結果といった個別の検討課題の成果に加え、現場調査により得られる様々な情報やこれまでに得られた成果を有効に活用するというアプローチをとることで、炉内・格納容器内の状態を総合的に分析・評価した。

口頭

東京電力福島第一発電所事故におけるセシウムの化学的挙動に関する検討,12; 1号機原子炉格納容器で採取された試料の核種分析

森下 一喜; 大西 貴士; 前田 宏治; 溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所1号機格納容器内から採取された堆積物を硝酸に浸漬して得られた溶液の分析を実施した。その結果、これまでに報告されている堆積物の分析結果と類似傾向にあることを確認した。また、堆積物には微量のPu, Am, Cm等も含まれていることがわかった。

口頭

福島第一原子力発電所1号機格納容器内から採取された堆積物の核種分析

森下 一喜; 大西 貴士; 前田 宏治; 溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所1号機格納容器内から採取された堆積物を硝酸に浸漬して得られた溶液の分析を実施し、これまでに報告されている堆積物の分析結果と類似傾向にあることを確認した。また、堆積物には微量のPu, Am, Cm等も含まれていることがわかった。この堆積物の分析結果について報告を行う。

口頭

Analysis results on samples obtained inside PCV and relatively high dose materials in Fukushima Daiichi unit 1 to 3

溝上 暢人*; 鈴木 晶大*; 前田 宏治; 伊東 賢一*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機のPCV内からいくつかの放射性物質のサンプルを採取した。東京電力はこれらのサンプルの取得、分析施設への運搬を行うとともに、関係機関と共に詳細分析に取り組んでいる。SEMとTEMなどを用いて分析した結果、ウラン含有微粒子は、高温のコリウムから力学的プロセスによって分離されたと考えられるものと、蒸発およびその後の凝縮しことを示唆するものの2つのグループに分けられる。前者の粒子は、各号機の燃料デブリに共通な組成的特徴を有している可能性がある。両方のグループとも原子炉建屋内でのアルファ汚染(アクチニドによる)を引き起こす可能性がある。

口頭

福島第一原子力発電所の原子炉格納容器内等で採取された試料の分析,3; 格納容器内等で採取された試料の核種分析

佐々木 新治; 前田 宏治; 森下 一喜; 大西 貴士; 佐藤 一憲; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*

no journal, , 

燃料デブリの性状把握の一環として、格納容器内等で採取された試料の特性把握のため、SEM-WDSでの元素分析、放射線分析及び化学分析を実施した。測定結果から、号機による傾向の違いが確認された。

口頭

東京電力福島第一原子力発電所事故におけるセシウムの化学的挙動に関する検討,13; 2号機オペレーティングフロアから採取された試料の化学分析

森下 一喜; 大西 貴士; 前田 宏治; 溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所2号機オペレーティングフロアから採取された養生シートに付着した物質に関して、構成元素等の基礎的なデータを得るために化学分析を実施した。その結果、原子炉構造材由来と考えられるFe, Mn, Cu等の元素、燃焼燃料に由来するTe, Cs及びUが検出された。

口頭

福島第一原子力発電所の炉格納容器内等で採取された試料分析,6; 燃料デブリ取出しに向けた分析結果の活用方法

倉田 正輝; 間所 寛; 奥村 啓介; 佐藤 一憲; 溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ取出し工程の設計や取出し作業の安全な進捗に向けて、燃料デブリやその他の堆積物や破損物等の分析にニーズを有している課題を抽出し、課題解決に必要となる特性や事象に分解しとりまとめた。抽出した特性や事象について、それらの評価のために必要となる分析手法と取得できる知見について検討を行った。さらに、サンプル分析で得られる限定的なデータを用いて、燃料デブリの広い領域の評価につなげられるかについて予備的に検討した。

口頭

福島第一原子力発電所格納容器内から採取したウラン含有粒子の微細組織分析

溝上 暢人*; 伊東 賢一*; 鈴木 晶大*; 佐藤 一憲; 倉田 正輝; 平井 睦*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)では廃炉作業の進捗とともに、高線量環境などの課題から取得が困難であった1$$sim$$3号機原子炉格納容器(PCV)内から、サンプルが取得されるようになっている。このようなサンプルについて、日本原子力研究開発機構(JAEA)及び日本核燃料開発(NFD)のホットラボへ輸送し様々な分析を実施している。本報告では、サンプル中のウラン含有粒子の性状に着目したSEM, TEMを用いた分析の結果と、粒子生成メカニズムの推定に関する検討の結果を紹介する。

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