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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.
鈴木 恵理子; 高瀨 学; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 橋本 直幸*; 磯部 繁人*; 逢坂 正彦
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
比較的低温域におけるCs化学吸着挙動に係る知見取得のため、873及び973Kにおけるステンレス鋼へのCs化学吸着試験を行い、Cs化学吸着生成物及び反応速度定数等を調査した。その結果、873Kではセシウムフェレートが、973Kではセシウムフェレート及びセシウムシリケートが生成した。また、873
973Kにおける反応速度定数は、比較的高温域における反応速度定数とは異なる温度依存性を示すことが分かった。これらの結果から、低温域におけるCs化学吸着モデルを新たに構築する必要があることが示された。
Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 山崎 宰春
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
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.
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
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
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。
仲吉 彬; 池内 宏知; 北垣 徹; 鷲谷 忠博; Bouyer, V.*; Journeau, C.*; Piluso, P.*; Excoffier, E.*; David, C.*; Testud, V.*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
A large-scale Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) test (VF-U1) under the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) conditions (core material composition, concrete, and decay heat) was conducted at the large MCCI test facility (VULCANO) owned by French Alternative Energies and Atomic Energy Commission (CEA) in France. About 50 kg of simulated debris was melted and brought into contact with concrete to erode concrete under 1F conditions. After cooling, the concrete test section (concrete and MCCI product) was dismantled. Main observations of the structure of solidified pool (crust, porosity, oxide/metal layer, etc.) and of the ablation are given. The technical results obtained herein are summarized, and they provide interesting knowledge that will help with the decommissioning of 1F.
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。
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。
古澤 彰憲; 西村 昭彦; 竹仲 佑介; 村松 壽晴
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
本報告では、超音波ガイド波を用いた鉄筋コンクリートの検査法とその遠隔操作可能なシステム化への可能について報告する。具体的には、レーザーによって鉄筋コンクリートの鉄筋を伝播する超音波を励起して、腐食事象の進展に伴って変化する波形から腐食劣化の検出が可能であるか実験的に検証した。実験に用いた試験体は、鉄のロッドとその周囲にモルタルを塗布することで作成し、一方は電解腐食法によって腐食劣化させた。腐食の進展に伴って発生する超音波信号の変化の解析の結果から、周波数領域において顕著な信号の変化がみられることが確認できた。これらの実験結果に係る考察と遠隔操作可能な検査システム化への展望について報告する。
白数 訓子; 鈴木 晶大*; 永江 勇二; 倉田 正輝
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
ジルカロイ被覆管とUO
燃料の高温における溶融過程解析モデルの高度化に資するため、ZrとUOの高温反応試験を実施した。UOるつぼに、Zr試料を装荷し2173K近傍で加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。試料の中間領域には、上方へ直線状に伸びる相が観測された。この相は、U-Zrの金属溶体相と考えられ、Zr試料中、酸素濃度が少ない方へ選択的に成長したと考えられる。
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。
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。
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からのB酸化蒸発は、酸化によりBO
とZrOを生成し、続いてBO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、FeB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BO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BOによりBの蒸発が生じることが示唆された。
高畠 容子; 駒 義和
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
Radioactive nuclides contaminated F1NPS on the severe accident. It is necessary to discuss about radioactive waste processing and disposal. To investigate contamination process for the waste is important to establish methodologies for their management. Operation floor of unit 2 reactor building was highly contaminated, and boring cores of floor and ceiling were radiochemicaly analyzed. Comparing with distribution of 
Cs and dose rate indicated the difference of degree of contamination between the floor and ceiling. Contamination with 
Pu, 
Am and 
Cm was higher at the floor above the reactor shield plug, where is considered that the contaminated gas leaked. Degree of contamination of 
H, 
Co, 
Tc, Am and Cm were highest at the point of the opposite side of the blow out panel among several sampling point of the ceiling. From the activity ratio of 
U to U with samples, the origin of uranium was the damaged fuel.
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.
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。
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。
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13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。
production under gamma irradiationCantarel, 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。
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.
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.