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論文

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident analysis considering the thermal stratification and containment leakage

中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08

At the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, it has been reported that several units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment. However, the detailed accident progression of such a containment failure, which includes core melt, reactor vessel failure and following containment vessel behavior, has still large uncertainties. Especially for the unit 2 and 3, they had succeeded in the initial core cooling, but at last lost their cooling system and fell into severe accident to release the fission product into the environment. Nowadays, several information has been obtained by the internal inspection into the containment of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants. To clarify the uncertainties in the accident scenario, considering the information and several insights already accustomed by previous research, the latest accident scenario in unit 2 and unit 3 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident are suggested and tested by the severe accident analysis code, MAAP in this study. It is shown that unit 2 and 3 both accident scenario would have resulted in the thermal stratification in suppression pool which encouraged the containment pressure response in the early phase of the accident. In addition, containment vessel leakage would have occurred and affected the containment depressurization.

論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

Formulation of material property formula for calculation of damage in reactor pressure vessel during accident evaluation

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 12 Pages, 2024/05

From the results of the internal investigation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2, it was confirmed that part of the fuel assembly (upper tie plate) had fallen to the bottom of the pedestal periphery. From this result, it could be presumed that RPV has a hole large enough for the upper tie plate to drop. However, internal investigations have not revealed where the holes are located at the bottom of the RPV. One of failure mode of the RPV lower head would be assumed to be mechanical failure. In this failure, it is assumed that the RPV lower head will be damaged due to the accumulation of creep damage caused by core material above the creep temperature of the RPV substructure materials falling into the lower plenum. Such damage evaluation is performed by thermohydraulic-structure coupled analysis. In the analysis during accident, the RPV lower head is exposed to high temperature conditions. Therefore, the material properties of the RPV material in the high temperature range are required for evaluation by analysis. In this study, we obtained the strength data of RPV material form the creep temperature range to near the melting point and formulated the material property formulas (elastoplastic stress-strain, creep strain, creep rupture) necessary for mechanical failure evaluation.

論文

Development of 3D view application debrisEye for decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二; 永井 英一*; 安松 智博*; 中島 悟*; 荻野 翔矢*; 溝上 伸也*

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 11 Pages, 2024/05

Internal investigations of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) have been conducted, and the internal situation is gradually becoming clearer. In addition, trial debris removal has been conducted and much information is being obtained. The information obtained from the trial debris removal is managed in the decommissioning fundamental research database (debrisWiki), which was established by JAEA and TEPCO. However, it is difficult to understand the entire accident progress only from individual data. Therefore, we developed a 3D view application (debrisEye) for 1F decommissioning. debrisEye was created by Unity. For the CG displayed in debrisEye, pre- and post-accident conditions were constructed. The pre-accident status was created using design information and point cloud data from periodic inspections. The post-accident status was created mainly from the results of the internal investigation. For areas where internal investigations have not yet been obtained, the information in the estimation diagram was reflected. CG displayed on debrisEye can be viewed from any viewpoint and angle using the functionality contained in debrisEye. It is also possible to clipping at any cross section and to show or hide each part. debrisEye can be linked to and used with debrisWiki to write information in any location, thus displaying the analysis results and location of the debris collected. Visual linking of debris analysis results with on-site information is expected to facilitate understanding of accident progress and improve efficiency of decommissioning work.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris conditions in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12

Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO$$_{2}$$ fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.

論文

令和4年度開始「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(原子炉圧力容器の損傷状況等の推定のための技術開発)」2022年度最終報告

山下 拓哉; 下村 健太; 永江 勇二; 山路 哲史*; 溝上 伸也; 三次 岳志; 小山 真一

廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 53 Pages, 2023/10

令和4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(原子炉圧力容器の損傷状況等の推定のための技術開発))の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業費事務局ウェブサイトにて公開される。

報告書

事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB

発電用原子炉である軽水炉において、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム、炭化ホウ素、ステンレス鋼、ニッケル合金、低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率、比熱、密度)や材料特性(熱膨張係数、ヤング率、ポアソン比、引張、クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。

報告書

ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る報告書

下村 祐介; 佐藤 拓也; 福井 康太; 工藤 健治; 吉岡 龍司

JAEA-Review 2018-023, 220 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-023.pdf:15.6MB

平成27年9月11日、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター廃棄物管理施設の固体集積保管場IIにおいて、アスファルト固化体封入ドラム缶(アスファルトドラム缶)4缶からアスファルトの漏えい跡が確認された。また、その後の点検において、平成27年11月10日にアスファルトドラム缶1缶からアスファルトの漏えい跡が発見された。さらに、平成27年12月2日には、アスファルトドラム缶1缶に、アスファルトの漏えい跡は無いが上蓋の腐食が激しいものが確認された。アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい跡について、原因の調査と対策を検討するため、「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る検討作業部会」を設置し、対応が進められた。具体的な検討事項は、(1)アスファルトドラム缶からのアスファルトの漏えい原因の特定、(2)アスファルトドラム缶の腐食(錆)発生原因の特定、(3)アスファルトドラム缶のアスファルト漏えい及び腐食(錆)の再発防止対策である。本報告書は、当該作業部会でまとめられた報告書「ドラム缶からの漏えい跡原因調査及び対策に係る報告書」を基に、その後の書類調査によって明らかになった内容を含めて再構成したものである。

論文

New precise measurements of muonium hyperfine structure at J-PARC MUSE

Strasser, P.*; 阿部 充志*; 青木 正治*; Choi, S.*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 勝彦*; et al.

EPJ Web of Conferences, 198, p.00003_1 - 00003_8, 2019/01

 被引用回数:15 パーセンタイル:98.57(Quantum Science & Technology)

High precision measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium is a stringent tool for testing bound-state quantum electrodynamics (QED) theory, determining fundamental constants of the muon magnetic moment and mass, and searches for new physics. Muonium is the most suitable system to test QED because both theoretical and experimental values can be precisely determined. Previous measurements were performed decades ago at LAMPF with uncertainties mostly dominated by statistical errors. At the J-PARC Muon Science Facility (MUSE), the MuSEUM collaboration is planning complementary measurements of muonium HFS both at zero and high magnetic field. The new high-intensity muon beam that will soon be available at H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation for high-field measurements, and the latest results at zero field are presented.

論文

New muonium HFS measurements at J-PARC/MUSE

Strasser, P.*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 勝彦*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 237(1), p.124_1 - 124_9, 2016/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:89.58(Physics, Atomic, Molecular & Chemical)

At the Muon Science Facility (MUSE) of J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex), the MuSEUM collaboration is planning new measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium both at zero field and at high magnetic field. The previous measurements were performed both at LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility) with experimental uncertainties mostly dominated by statistical errors. The new high intensity muon beam that will soon be available at MUSE H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation, and the results of a first commissioning test experiment at zero field are presented.

論文

Surface modification effects on hydrogen absorption property of a hydrogen storage alloy by short pulse laser irradiation

阿部 浩之; 下村 拓也; 徳平 真之介*; 島田 幸洋*; 竹仲 佑介*; 古山 雄太*; 西村 昭彦; 内田 裕久*; 大道 博行; 大島 武

Proceedings of 7th International Congress on Laser Advanced Materials Processing (LAMP 2015) (Internet), 4 Pages, 2015/08

短パルスレーザー(ナノ秒,フェムト秒)を水素吸蔵合金表面層に照射し、水素吸蔵能向上を目指す表面改質実験を行った。レーザー条件をパルス幅100fsec、エネルギー0.2-3.4mJ/pulseとして、水素吸蔵合金LaNi$$_{4.6}$$Al$$_{0.4}$$合金に照射することで表面の局所構造を変化させ、この吸蔵合金の初期水素吸蔵反応とレーザー照射との相関について調べた。その結果、フルエンスで2.0mJ/cm$$^{2}$$付近でのレーザー照射したサンプルは未照射サンプルに比べ、1.5-3.0倍水素吸蔵初期反応速度が速くなり水素吸蔵能が向上することを見いだした。これによりレーザー照射は水素吸蔵材料の表面改質に有効であると結論づけられる。

論文

Demonstration of heat resistant fiber Bragg grating sensors based on femtosecond laser processing for vibration monitoring and temperature change

西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也; 寺田 隆哉; 大道 博行

Journal of Laser Micro/Nanoengineering, 9(3), p.221 - 224, 2014/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nanoscience & Nanotechnology)

耐熱FBGセンサをフェムト秒レーザー加工により製作し、原子炉配管の高温に適用した。このセンサを鋼板表面に実装し、共振条件での振動試験を実施した。本センサの耐熱性能は600$$^{circ}$$Cである。安定化波長可変レーザーを使用して原子炉の日常点検のモニタとして利用できることを試験した。このセンサを繰り返し歪み計測を行なえるよう振動鋼板に取り付けた。溶接、ロウ付け、半田付け、そして貴金属接着剤など、各種の取り付け方法について議論した。

論文

New instrumentation using a heat resistant FBG sensor installed by laser cladding

西村 昭彦; 寺田 隆哉; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

2007年より、原子力機構ではレーザー・光技術を用いた構造健全性の監視技術開発を実施してきた。超短パルスレーザー加工によるFBGセンサが最有力手段である。耐熱性を最も有効に活かすためにレーザー肉盛り加工により埋め込みを行った。ステンレス鋼材に溝加工を施した。熱源にはQCWレーザーを使用し、フィラーワイヤを溶接した。溶接ビードは良好なものとなった。FBGセンサはしっかりと固定されたが、反射スペクトルに劣化は認められなかった。FBGセンサは衝撃や音響振動を効果的に検出することができた。加熱により6nmの反射ピークのシフトが得られ、これは600度の温度上昇に相当する。FBGセンサを固定するための小型レーザー肉盛り装置についても紹介を行った。

論文

Demonstration of heat resistant Bragg grating by femtosecond laser processing for vibration monitoring

西村 昭彦; 竹仲 佑介*; 古山 雄大*; 下村 拓也; 寺田 隆哉; 大道 博行

Proceedings of 1st Smart Laser Processing Conference 2014 (SLPC 2014), 4 Pages, 2014/04

耐熱FBGセンサがフェムト秒加工により製作された。これらセンサを原子炉配管に適用するために、高温での振動試験が試みられた。このFBGセンサは600$$^{circ}$$Cでの耐熱性能を示した。波長可変レーザーを用いた周波数安定化検出システムが試験された。これは原子炉での日常点検における構造健全性の確認に役立つ。このFBGセンサは振動により歪が誘起された鋼板の上に取り付けられた。FBGセンサの金属モールドのため、溶接、ロウ付け、貴金属微粒子接着剤について考察を行った。

論文

Current status and future prospects of "J-KAREN"; High contrast, high intensity laser for studying relativistic laser-matter interactions

桐山 博光; 森 道昭; 岡田 大; 下村 拓也; 中井 善基*; 田上 学; 近藤 修司; 金沢 修平; 余語 覚文; 匂坂 明人; et al.

JPS Conference Proceedings (Internet), 1, p.015095_1 - 015095_5, 2014/03

原子力機構関西光科学研究所で開発を進めている高コントラスト、ペタワット級チタンサファイアチャープパルス増幅(CPA)レーザーシステムの設計及び動作特性について報告を行う。2つの可飽和吸収体と低利得光パラメトリックチャープパルス増幅手法(OPCPA)を用いた前置増幅器を用いることで、サブナノ秒の時間領域において1.4$$times$$10$$^{12}$$の高いコントラストを達成した。最終段増幅器出力は28Jであり、パルス圧縮を行うことで、600TWの高いピーク出力がポテンシャルとして可能である。また、0.1Hzの繰り返しでペタワット以上の出力が可能なシステムへのアップグレードについても簡素に報告する。

論文

Measurements of electron-induced neutrons as a tool for determination of electron temperature of fast electrons in the task of optimization laser-produced plasma ions acceleration

榊 泰直; 西内 満美子; 前田 祥太; 匂坂 明人; Pirozhkov, A. S.; Pikuz, T.; Faenov, A.*; 小倉 浩一; 深見 智代; 松川 兼也*; et al.

Review of Scientific Instruments, 85(2), p.02A705_1 - 02A705_4, 2014/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:10.58(Instruments & Instrumentation)

高強度レーザーとプラズマの相互作用によるイオン発生において、電子特性の計測は不可欠である。そのため、様々な計測手法が提案されているが、今回我々は、光核中性子反応による中性子を計測することで、精度よく電子特性の計測を行う新規性の高い手法を提案する。この手法は、イオン加速エネルギー計測と共にピークパワー1$$times$$10$$^{21}$$W/cm$$^{2}$$のJ-KARENレーザーによって実証された。イオン加速エネルギーと本手法による計測結果は極めて相関をもつことがわかり、改良を重ねて行けば非常に良い計測器になり得ることがわかった。

論文

Observation of preformed plasma generated from a thin-foil target for laser-driven proton acceleration

匂坂 明人; Pirozhkov, A. S.; 西内 満美子; 小倉 浩一; 榊 泰直; 余語 覚文; 森 道昭; 桐山 博光; 岡田 大; 金沢 修平; et al.

レーザー研究, 42(2), p.160 - 162, 2014/02

強度レーザーと薄膜との相互作用により、高エネルギーの粒子,硬X線,高次高調波,テラヘルツ波などが発生する。特にレーザー駆動陽子線については、医療用などの小型イオン源への利用が期待されている。今回、日本原子力研究開発機構設置のチタンサファイアレーザー(J-KAREN)を用い、薄膜ターゲットから発生した陽子の計測を行った。ターゲット表面から発生したプリプラズマの大きさは、自然増幅光のメインパルス以前部分のパルス幅を短くすることで減少した。ターゲット裏面の垂直方向に発生する陽子の最大エネルギーは、プリプラズマの大きさを制御することにより増加した。

論文

Insertable pulse cleaning module with a saturable absorber pair and a compensating amplifier for high-intensity ultrashort-pulse lasers

余語 覚文; 近藤 公伯; 森 道昭; 桐山 博光; 小倉 浩一; 下村 拓也; 井上 典洋*; 福田 祐仁; 榊 泰直; 神野 智史; et al.

Optics Express (Internet), 22(2), p.2060 - 2069, 2014/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:47.06(Optics)

We demonstrate the performance of an efficient insertable pulsecleaning module that uses a saturable absorber pair with a compensatingmulti-pass amplifier. The module is implemented with a conventional CPATi:sapphire laser system. It suppresses the amplified spontaneous emission (ASE) level of the pulse pedestal by about three orders of magnitude whilepreserving the output pulse energy and repetition-rate of the overall lasersystem. The effectiveness of the cleaning module is confirmed in laserdrivenproton acceleration experiments. At the 10$$^{9}$$ W/cm$$^{2}$$ pedestal level, the surface structure and electrical resistivity of an insulator target (100 nmsilicon nitride) are preserved prior to the arrival of the intense ultrashortpulse.

論文

Generation of 50-MeV/u He ions in laser-driven ion acceleration with cluster-gas targets

福田 祐仁; 榊 泰直; 金崎 真聡; 余語 覚文; 神野 智史; 反保 元伸*; Faenov, A. Ya.*; Pikuz, T. A.*; 林 由紀雄; 神門 正城; et al.

Proceedings of SPIE, Vol.8779 (Internet), p.87790F_1 - 87790F_7, 2013/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Biomedical)

後方散乱を利用することで、CR-39の検出限界を超える高エネルギーイオンを検出可能な新しいイオンビーム診断法を開発したこの新しいビーム診断法と磁場型エネルギー分析装置とを組合せて、クラスターターゲットを用いたレーザー駆動イオン加速実験に適用し、核子あたり50MeV/uにまで加速されたヘリウムイオンビーム生成を確認した。

論文

Ultra-intense, high spatio-temporal quality petawatt-class laser system and applications

桐山 博光; 下村 拓也; 森 道昭; 中井 善基*; 田上 学; 近藤 修司; 金沢 修平; Pirozhkov, A. S.; Esirkepov, T. Z.; 林 由紀雄; et al.

Applied Sciences (Internet), 3(1), p.214 - 250, 2013/03

 被引用回数:15 パーセンタイル:47.32(Chemistry, Multidisciplinary)

ペタワット級超高強度レーザーの利用研究に向けてのレーザー高度化技術開発として、原子力機構で開発を進めている高度に時間・空間制御されたペタワット(PW)級チタンサファイアチャープパルス増幅レーザーシステム(J-KARENレーザーシステム)の紹介を、招待論文(Invited paper)として行う。また、本レーザーシステムにより創出された粒子加速、高輝度X線発生などの研究成果についても報告を行う。

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