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論文

Suggestion of typical phases of in-vessel fuel-debris by thermodynamic calculation for decommissioning technology of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station

池内 宏知; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1349 - 1356, 2013/09

For the decommissioning of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), characterization of fuel-debris in cores of Unit 1-3 is necessary. In this study, typical phases of fuel-debris generated in reactor pressure vessel were suggested by means of thermodynamic calculation using compositions of core materials and core temperatures. At low ogygen potential where metallic zirconium remains, (U,Zr)O$$_{2}$$, UO$$_{2}$$, and ZrO$$_{2}$$ were formed as oxides, and oxygen-dispersed Zr, Fe$$_{2}$$(Zr,U), and Fe$$_{3}$$UZr$$_{2}$$ were formed as metals. With an increase in zirconium oxidation, the mass of those metals, especially Fe$$_{3}$$UZr$$_{2}$$, were decreased, but the other phases of metals hardly changed qualitatively. Consequently, (U,Zr)O$$_{2}$$ is suggested as a typical phase of oxide, and Fe$$_{2}$$(Zr,U) is suggested as that of metal. This result can contribute to the characterization of debris in 1F, which will be also revised by considering the effect of iron content in RPV.

論文

Deep-sea record of impact apparently unrelated to mass extinction in the Late Triassic

尾上 哲治*; 佐藤 保奈美*; 中村 智樹*; 野口 高明*; 日高 義浩*; 白井 直樹*; 海老原 充*; 大澤 崇人; 初川 雄一; 藤 暢輔; et al.

Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 109(47), p.19134 - 19139, 2012/11

 被引用回数:27 パーセンタイル:28.78(Multidisciplinary Sciences)

日本の上部三畳系深海底堆積物から、天体衝突の証拠である「Niに富むマグネタイト粒子」、「スフェルール」、「白金族元素異常」を報告した。特に白金族元素のひとつであるイリジウムは41.5ppbという高い値を示し、恐竜の絶滅で有名な白亜紀/古第三紀(K/Pg)境界に匹敵する異常値であることが示された。堆積物中に含まれる微化石(放散虫、コノドント)の検討から、天体衝突の起こった年代は三畳紀後期ノーリアン中期(約2億1200$$sim$$1600万年前)であることが明らかになった。この時代は天体衝突クレーターが数多く報告されている時代として知られており、カナダのManicouaganクレーター(直径100km)が本研究で発見した天体衝突イジェクタ層を形成したクレーターとして可能性が高いと考えられる。本発見を契機として、今後世界各地のノーリアン中期の地層から、Manicouaganクレーターに由来すると思われる天体衝突の証拠が見つかると考えられる。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

口頭

「常陽」炉内干渉物の遠隔回収技術開発

芦田 貴志; 岡崎 義広; 宮本 一幸; 野口 好一; 伊東 秀明

no journal, , 

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の試料部の切り離し機構の設計不備により、保持部と試料部が分離できない状態のまま回転プラグを操作したことから、同試料部が炉内燃料貯蔵ラック上に突き出た状態で変形し、炉心上部機構(以下、UCSという)の下面の整流板が、同試料部との接触により破損・変形していることが判明している。このため、「常陽」の再起動には、UCSの交換及び変形した同試料部(以下、炉内干渉物という)の回収が必須となっている。炉内干渉物は、突き出た部分が変形していることから、燃料交換機では取り扱えないため、専用の把持機能を有した回収装置が必要となる。本報告では、炉内で変形した炉内干渉物の回収方法について述べる。

口頭

Development of high performance clarification system for FBR dissolver liquor

竹内 正行; 北垣 徹; 野口 芳宏*; 鷲谷 忠博

no journal, , 

A high performance clarification system has been discussed for advanced aqueous reprocessing of FBR spent fuel. In this study, the new clarification system based on the hybrid of centrifuge and filtration was proposed to get the high separation ability of the component of whole insoluble sludge. The clarification tests of simulated solid species were carried out to evaluate the clarification performance using small-scale test apparatus of centrifuge and filter unit. The density effect of solid species on the collection efficiency was mainly evaluated in the centrifugal clarification test. In the filtration test using ceramic filter with pore size of 0.2um, on the other hand, permeability and filtration rate were evaluated in addition to the filtration efficiency. It was evaluated that the collection efficiency of solid species on the new clarification system was estimated as nearly 100 percent.

口頭

福島第一原子力発電所の圧力容器内デブリの化学形態に関する熱力学的検討

池内 宏知; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*

no journal, , 

原子力機構における燃料デブリの取出し及びその後の処置の技術開発では、取り出し機器の設計及び処置方法の選択肢評価に必要となるデータを提供するため、模擬デブリを用いて物性、化学的反応性等の特性データを取得することとしている。これらの特性はデブリの種類によって異なると考えられるため、燃料デブリが取りうる化学形態、組成等の性状を把握したうえでのデータの取得が必要である。本検討では、優先的にデータを取得するべきデブリを特定するため、熱力学平衡計算を用いて圧力容器内で生成し得るデブリの化学形態を簡易的に推定した。

口頭

事故進展解析と熱力学平衡計算の併用による圧力容器内デブリの生成状況の検討

池内 宏知; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*

no journal, , 

福島第一原子力発電所2・3号機の燃料デブリの取出しにおいては、圧力容器内に分布する燃料デブリの種類やその堆積の状況に応じて、工具や経路を適宜検討していく必要がある。これまでに外部機関等で実施されてきた事故進展解析コードを用いた燃料の溶融・崩落挙動の解析から、燃料デブリの堆積の状況については予察できる。しかし、堆積場所に応じてデブリがどのような化学形を取るかについて検討した例は無い。本報では、炉内で生成し得る燃料デブリの化学形とその分布状況について、事故進展解析結果と熱力学平衡計算から概略評価した結果について報告する。

口頭

Chemical form estimation of in-vessel fuel debris by thermodynamic calculation with melt progression analysis

池内 宏知; 野口 芳宏*; 近藤 賀計*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

no journal, , 

For the defueling from Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) Units 1 to 3, estimation of chemical forms of fuel debris in the reactor pressure vessel (RPV) is necessary. Due to lack of actual information of 1F-core damaged status, the chemical forms had been estimated with the help of thermodynamic equilibration. However, after core degradation, material distribution is quite different from that before the accident. This effect should be considered in the chemical form estimation. In this study, chemical forms of in-vessel fuel debris were roughly evaluated based on the result of melt progression analysis (SA analysis). The case of Unit 2 was especially focused on due to its earliest schedule of defueling.

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