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論文

Enhancement of hydrogen generation, radionuclides release at time of resumption of water injection after cooling interruption for several hours during Fukushima Daiichi NPP accident

日高 昭秀; 氷見 正司*; Addad, Y.*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故で炉心溶融を起こした原子炉燃料のほとんどは原子炉圧力容器外に落下した。その溶融過程や放射性物質の放出挙動は、現在でも十分に解明されていない。主な不確実性として、溶融炉心が最初に冷却された後も、数時間以上の冷却停止が何回か起きたことが挙げられる。注水再開前のデブリは高温になっていたと考えられ、ドイツのQUENCH実験では、水蒸気枯渇状態において酸化した金属が還元され、注水再開時に発生する水蒸気によって酸化が促進し、温度上昇と水素発生量の増加が観測された。1号機でも同様の事象が起きた可能性があり、3/14 21時30分頃に正門付近で観測された$$gamma$$線線量の増加は、3/14 20時に再開した注水と温度上昇に伴うFPの放出促進で、同日21時に観測された中性子は、冷却水が溶融プールに接触した際に溶融物・冷却材相互作用により放出された$$^{242}$$Cmの自発核分裂で説明可能である。また、3/15 2時30分に注水が再開した3号機でも水素発生は増加し、発生した水蒸気とともに4号機の原子炉建屋に運ばれた結果、3/15早朝の4号機水素爆発の主な誘因となった可能性がある。

論文

A Laboratory investigation of microbial degradation of simulant fuel debris by oxidizing microorganisms

Liu, J.; 土津田 雄馬; 北垣 徹; 香西 直文; 山路 恵子*; 大貫 敏彦

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 2 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所(FDNPP)の廃止措置を行う上で、燃料デブリの現状を把握することは非常に重要な課題の一つである。事故直後に行われた炉内への海水注入および現在まで続く地下水の流入により、FDNPP周辺環境中の微生物の炉内への侵入が予想される。また、今後予定されている燃料デブリの取り出し作業において、人や機材などの出入りに伴う大気の流入により、新たな微生物の侵入も考えられる。これらの微生物の代謝活動は、炉内構造材の腐食や燃料デブリの分解などの原因となる可能性があり、燃料デブリの現状を正しく把握する上で考慮する必要がある。そこで、本研究では模擬燃料デブリを液体培地中で細菌と混合培養することにより、微生物の代謝による燃料デブリへの影響を観察した。

論文

Chemical trapping of Sr vapor species by Zircaloy cladding under a specific chemical condition

Mohamad, A.*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 黒崎 健*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

福島原子力発電所事故では、炉心への海水注入により揮発性のSrCl$$_{2}$$が生成し、不揮発性グループに分類されていたSrが、燃料から放出され、ステンレス鋼やジルカロイ(Zry)のような原子炉構造材と化学反応を引き起こした可能性がある。そして、このような反応は、炉内のSr分布に変化をもたらすと考えられたため、SrとZryとの化学反応に関する実験を行った。その結果、燃料からの放出直後にSr蒸気が化学的にジルカロイ被覆管にトラップされ、デブリの酸化物相中に優先的に保持される可能性のあることが分かった。

論文

Experimental investigation on boron oxidative vaporization processes from zirconium-boron and iron-boron alloys in a high temperature steam atmosphere

井元 純平; 三輪 周平; 逢坂 正彦

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

シビアアクシデント時に生成されるBWR制御材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼やジルカロイとの混合溶融体からのホウ素(B)放出モデルの構築に向けて、溶融体中の代表組成であるFe-B及びZr-B合金からのB酸化蒸発過程を実験的に調べた。ZrB$$_{2}$$からのB酸化蒸発は、酸化によりB$$_{2}$$O$$_{3}$$とZrO$$_{2}$$を生成し、続いてB$$_{2}$$O$$_{3}$$と水蒸気との反応による揮発性H-B-O蒸気種が生成することで生じることが示唆された。一方、Fe$$_{2}$$B及びFeBの場合、両者のB酸化蒸発過程は同様であり、Fe-B合金の酸化により生成するB$$_{2}$$O$$_{3}$$のほか、Fe-B合金の複雑な酸化物であるFe-B-O化合物の分解により生成するB$$_{2}$$O$$_{3}$$によりBの蒸発が生じることが示唆された。

論文

A Structure discrimination method by deep learning with point cloud data

谷藤 祐太; 川端 邦明

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

This paper describes about the development of an environment recognition method with point cloud data collected in a dark place like Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). We reported the results of a feasibility study of the structure discriminations from LiDAR 3D point cloud data by a deep learning approach. Proposed method utilizes the image data of projected 3D point cloud as input for the classifier instead of coordinate data of 3D points directly. This idea realized to make shorten the learning time without large capacity of the memory for the computations. We selected five kinds of structures (Stairs, Pipe, Grating, Switchboard and Valve) commonly appeared in the general plant as a discrimination subjects for evaluating proposed method. As a result, the classifier showed an accuracy of 99.6% to five categories and we could confirm the validity of proposed method for the structure discrimination.

論文

3D structural reconstruction based on images obtained by survey task for decommissioning

羽成 敏秀; 川端 邦明

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所の廃炉作業において、作業を円滑に進めるために原子炉建屋内の状態を把握することは重要である。本発表では、福島第一原子力発電所で撮影された画像から復元された立体モデルの視認性を改善する方法について報告する。提案手法は、画像の品質を改善する前処理、立体復元を行うStructure from Motion (SfM)、視認性を向上させた立体モデルを生成する後処理の3つのプロセスから構成されている。提案手法を用いて、東京電力ホールディングスのHP上で公開されている水中ROVによる原子炉格納容器(PCV)内の調査動画から得られた時系列画像に対して立体復元を試みた。その結果から、時系列画像から構造物の大まかな立体復元が可能であることが確認できた。

論文

Support for the development of remote sensing robotic system using a water tank installed in the Naraha Remote Technology Development Center

西村 昭彦; 吉田 稔*; 山田 知典; 荒川 了紀

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 3 Pages, 2019/05

原子力機構は楢葉遠隔技術研究開発センターにおいて、遠隔センシングロボット技術の開発を支援している。センターに設置されている水槽を模擬的な原子炉格納容器に見立てた。光ファイバ干渉方式の小型の地震振動計が使用された。特別設計されたロボットシステムが地震計ユニットの設置のために試験された。本試験では地面の振動を利用して、水槽の振動応答関数を明らかにする準備を行った。

口頭

The Behaviour of materials in case of solidified absorber melt - oxidized BWR channel box interaction revealed after CLADS-MADE-01 test

Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; 永江 勇二; 倉田 正輝

no journal, , 

The paper summarizes the first results of a thorough SEM investigation uncovering the process of channel box wall penetration by Fe-Cr-Ni-B containing melt. The preliminary oxidation of channel box is shown to play an important role on severe accident progression resulted in the suppression of channel box massive destruction. Only one small droplet came out to the other side of channel box. The mechanism of local beginning of oxide layer destruction with subsequent Zircaloy-4 channel box penetration is under discussion.

口頭

Utilization of VRdose for decommissioning in the future dismantlement work

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 手塚 将志; 香田 有哉

no journal, , 

近年は廃止措置でもVRデバイスを使用するなどの先進機器を使用した事例も増えてきている。今後、汚染度合いが高い施設においては、遠隔操作機器を含むロボットの活用が期待されている。その際に、人間と機械の協調は重要なテーマの一つであり、廃止措置において十分にシミュレーションすることは重要である。本研究では、廃止措置が進行中の「ふげん」でのVRdoseを通じて得られた知見と評価シミュレーションや今後の可能性について論じる。

口頭

Rapid desorption of radioactive Cs from contaminated soil by high-speed ion exchange in subcritical water

Yin, X.; 駒 義和; 稲葉 優介*; 竹下 健二*

no journal, , 

除染で発生した汚染土壌の総量は福島県内で約2200万m$$^{3}$$と推定されている。これら廃棄物は仮置き場や除染現場にて一時的に保管された後、福島県内の中間貯蔵施設で最大30年間保管され、最終的には県外で最終処分される予定である。中間貯蔵あるいは最終処分において、汚染度の高い土壌は安全性、経済性を考慮して廃棄物減容化と安定した最終処分形態の検討が必要である。本報では土壌分級物に含まれる粘土鉱物に強力に吸着したCsのカラム法による連続回収について報告する。

口頭

Characterization of sludge generated from decontamination device in Fukushima Daiichi NPS

比内 浩; 佐藤 大輔; 柴田 淳広; 明道 栄人; 駒 義和; 野村 和則

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生した汚染水と汚染水処理で発生した二次廃棄物の性状調査のため分析を行っている。汚染水処理システムの1つとして、除染装置が運転され、高線量率を有するスラッジが二次廃棄物として発生した。スラッジは地下コンクリートピットに貯蔵されており、別場所への移送と、さらなる貯蔵のための処理が求められ、このスラッジを移送・安定化処理するため、種々の性状を把握することが必要であった。このためスラッジを放射能, 粒度分布などについて分析を行った。

口頭

Study on the radioactive contamination in the reactor building unit #4 of Fukushima Daiichi NPS

二田 郁子; 比内 浩; 柴田 淳広; 野村 和則; 大木 恵一; 駒 義和

no journal, , 

By the accident of Fukushima Daiichi NPS (1F), large amount of radioactive wastes have been generated such as rubbles, soil, and vegetation. To characterize the wastes, samples of them have been collected and analyzed by TEPCO and JAEA. In the present study, radioactive contamination in the reactor building (R/B) unit #4 was compared with those in the R/B units #1, #2 and #3 by means of the analytical data of concrete samples collected inside the R/Bs. Radioactivity concentration ratio of various nuclides against Cs-137 in the R/B unit #4 appeared greater than those in other R/Bs because of low radioactivity concentration of Cs-137 in the R/B unit #4. It is considered that contamination process is different between the R/B unit #4 and other units.

口頭

Remote isotopic analysis using laser spectroscopic technique

宮部 昌文; 大場 正規; 赤岡 克昭; 若井田 育夫

no journal, , 

アクチノイド元素や核分裂生成物を含む高放射性物質の遠隔分析は、福島第一原子力発電所の廃炉に必要な技術である。しかし、強い放射能のため、分析試料を分析技術者が直接扱うことは困難で、従来の放射化学分析は適用困難と考えられる。そこで我々は試料の前処理を要しない、レーザーアブレーションを用いる分光学的手法による遠隔分析法を開発している。試料に強いレーザーパルスを照射すると、一部が蒸発して単原子種に分解され、アブレーションプルームが形成される。着目同位体の共鳴周波数に同調させた別のレーザビームをそのプルームに導入すると、着目同位体だけがレーザ光を吸収するため、同位体毎の吸収量の比較から同位体比が決定できる。ドップラー効果やシュタルク効果などの影響を低減させて、高感度でかつ同位体分解能も高い分析を実現するには、実験条件の最適化が必要である。そこで、我々は様々な実験条件で吸収スペクトルを測定し、スペクトル幅や吸収量の変化を調べた。またアブレーションからの時間を変えて撮影したプルームの蛍光画像から、より高感度を得るための実験条件を決定した。得られた最適条件を用いて、UやPuの分析性能を評価することで、本分析法が廃炉関連物質の同位体分析に適用可能であることを示した。

口頭

Actinide volatilization behaviour and reaction with ferrous metal during severe accident scenario

Meier, R.; 北垣 徹; 大貫 敏彦*

no journal, , 

シビアアクシデントでは、アクチノイドの一部は揮発し、炉内構造物と反応する可能性があるため、揮発したアクチノイドの炉内での挙動や環境中への放出の可能性を調査する必要がある。このため本研究では、アクチノイドと鉄系材料の高温反応を評価するため、集光加熱装置を用いてアクチノイドや構造材等を融点以上まで加熱し、揮発したアクチノイドによる生成相や鉄系材料表面への吸着挙動をSEM-EDS、XRDを用いて評価する。本成果は福島第一原子力発電所の廃止措置に必要な、炉内のアクチノイド化合物の分布状況や化学的特性、アクチノイドを含む蒸気やエアロゾルの挙動に関する情報を提供する。

口頭

Scale up effect on geopolymer H$$_{2}$$ production under gamma irradiation

Cantarel, V.; 有阪 真; 山岸 功

no journal, , 

ジオポリマー廃棄体のガンマ線照射時に発生する水素が廃棄体内で消費され、その消費は水素拡散が遅く試料が大きいときに顕著になることをこれまでの実験結果により明らかにした。例えば、含水率が同じジオポリマーを照射した場合、長さ40cmの円筒試料の水素収量は粉末試料の100分の1以下に減少した。このような実験結果は、水の放射線分解により発生する水素、再結合反応により消費される水素、拡散により移動する水素に関する量的関係をモデル化することで解釈が可能となる。本発表では、照射試料からの水素放出量が試料の大きさに多大な影響を受けることを強調し、実規模廃棄体への適用可能性を報告する。

口頭

A Study of KURAMA measurement data by sparse modeling

Liu, X.; 町田 昌彦; 斎藤 公明; 谷村 直樹*

no journal, , 

カーモニタリングデータから環境半減期を導出するべく、LASSOを用いた線形スパースモデリングとベイジアン統計を用いた手法を開発した。開発したモデルを、福島県において2011年から2016にかけて測定されたKURAMAデータに適用し、短い半減期として0.7年、長い半減期として4.5年の環境半減期が得られた。

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

Insights on in-vessel core degradation behavior from sensitivity analysis of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 by MELCOR

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*

no journal, , 

With the current modeling assumptions in MELCOR, the best estimate conditions for RPV pressure history of Unit 3 suggested that 6 Safety Relief Valves (SRVs) could have remained open when the major core slumping is assumed to occur at ca. 45:20 h (ca. 12:00, March 13) with 50 to 80 tons of water inventory in the lower plenum. The current analysis also suggested that the efficiency of the AWI to the reactor core could have been only 15 percent as of reported by TEPCO estimated amount of water discharged by fire engines with the current modeling conditions if debris dryout was assumed to have occurred at around ca. 54:00 h (20:40 h, March 13th). As for lower head failure, there is still large uncertainty in predicting lower head failure time with Larson-Miller creep rupture model in the current MELCOR modeling.

口頭

Validation and verification for the multi physics models in JUPITER code

Chai, P.; 山下 晋

no journal, , 

Study on core degradation process during severe accident have been attracting attention since Fukushima Daiichi Accident. Numerical analysis was considered as an applicable way since the on-site investigation is very difficult. However, previous Severe Accident (SA) analysis code does not have good performance on detailed estimating about the molten debris relocation. Therefore, to obtain precise understanding of molten material behavior inside RPV and to improve the accuracy of the SA code, a new computational fluid dynamics (CFD) code with multi-phase, multi-physics models was developed, which is called JUPITER. It optimized the algorithms of the multi-phase calculation. Besides, the chemical reactions are also modeled carefully in the code so that the melting process could be treated precisely. A series of verification and validation studies are conducted, which show good agreement with analytical solutions and previous experiments. The fuel bundles melting and subsequent relocation process is simulated and shows good agreement with experimental results. The capabilities of the multi-physics models in JUPITER code provide us another useful tool to investigate the molten material behaviors in the relevant severe accident scenario.

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