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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

Modelling of multi-physics phenomena in fast reactor design; Safety and experimental validation

二ノ方 壽*; Pellegrini, M.*; 上出 英樹; Ricotti, M.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13), Vol.2, p.151 - 166, 2015/04

高速炉の設計と安全確保に関するマルチフィジックス現象の数値モデルとシミュレーションに関する研究の現状を示す。強調すべき点は高サイクル熱疲労における構造-流動相互作用、ナトリウム-水反応現象、炉心損傷時の多相多成分熱流動を含む評価手法の実用的な検証プログラムにある。そのような手法と検証の一部を部分効果試験,総合試験を含めて示すとともに、解析誤差と不確定性に関する定量的な検証についても言及する。

論文

Development of a reactive transport code MC-CEMENT ver.2 and its verification using 15-year ${it in-situ}$ concrete/clay interactions at the Tournemire URL

山口 徹治; 片岡 理治; 澤口 拓磨; 向井 雅之; 星野 清一; 田中 忠夫; Marsal, F.*; Pellegrini, D.*

Clay Minerals, 48(2), p.185 - 197, 2013/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:90.88(Chemistry, Physical)

セント系材料によって引き起こされる高アルカリ環境は、放射性廃棄物処分場のベントナイト粘土緩衝材の力学的又は化学的特性を劣化させる可能性がある。長期に渡るコンクリート/粘土系の変化を評価するためには、物理-化学モデルと多くの入力パラメータが必要となる。この長期評価に信頼性を付与するためには、コンクリート/粘土系を対象とした、化学反応を伴う物質移行を解析するコードを開発し、検証する必要がある。この研究では、PHREEQCをベースとする、化学反応を伴う物質移行解析コード(MC-CEMENT ver.2)を開発し、原位置におけるコンクリート/粘土岩の接触部における鉱物変化の観察結果と計算結果を照合することにより、検証した。計算は鉱物の変化が1cm以内に限定されていること、カルサイトやCSHの生成、石英の溶解、粘土岩側での間隙率の低下及びコンクリート側での上昇などを再現した。これらの一致は、実験室規模、1年程度の実験に基づくモデルが、より長い時間に適用できる可能性を示している。計算で粘土の溶解や石コウの生成が再現されなかったことは、われわれのモデルに未だ改善の余地があることを示している。

口頭

Verification of a reactive transport model for long-term alteration of cement-clay systems based on laboratory experiments and in situ observations

山口 徹治; 光本 義文; 角脇 三師; 星野 清一; 前田 敏克; 田中 忠夫; 中山 真一; Marsal, F.*; Pellegrini, D.*

no journal, , 

セメント-粘土系の長期的な変化を評価することは、放射性廃棄物処分の安全評価上重要であり、物質移行と化学反応を連成解析するコードや要素モデルの開発を行ってきた。このようなモデルを用いる評価手法の妥当性を検証することが重要となっている。そこで本研究では、実験室実験と原位置における観察に基づいてモデルの検証を行った。砂混合ベントナイト試料をアルカリ変質させ、その試料に通水して透水係数を測定した。鉱物学的変化に伴う透水係数の変化をモデル計算したところ、透水係数の上昇を過大評価気味に再現した。また、仏国放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)のTournemire実験場において観察された、15年間に渡るセメント-粘土反応をモデル計算で再現してみた。鉱物学的変化が接触面から1cm以内に限定されていたこと,CaCO$$_{3}$$やCSHが生成していたこと,石英が溶解していたことなどの観察所見が、モデル計算で再現された。これは、われわれが1年程度の実験に基づいて開発してきたモデルが、より長期間の評価に適用できる可能性を示している。

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,109; 福島第一原子力発電所2号機, 3号機の炉心物質移行過程における炉心エネルギーの差とその影響

佐藤 一憲; 山下 拓哉; 吉川 信治; Li, X.; Pellegrini, M.*; 山路 哲史*; 小島 良洋*

no journal, , 

福島第一原子力発電所2号機と3号機の炉心エネルギーの差、及びその下部プレナム移行デブリの冷却特性、圧力容器バウンダリー破損、デブリのペデスタル移行挙動に与える影響を評価した。

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,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。

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