JOPSS:検索結果一覧

検索結果：　23 件中 1件目～20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

論文

Structure, stability, and actinide leaching of simulated nuclear fuel debris synthesized from UO $_{2}$ , Zr, and stainless-steel

桐島陽*; 秋山大輔*; 熊谷友多; 日下良二; 中田正美; 渡邉雅之; 佐々木隆之*; 佐藤修彰*

Journal of Nuclear Materials, 567, p.153842_1 - 153842_15, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.153842

被引用回数：5 パーセンタイル：76.47(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所事故では、UO $_{2}$ やZr,ステンレス鋼(SUS)の高温反応により燃料デブリが形成されたとみられる。この燃料デブリの化学構造や安定性を理解するため、UO $_{2}$ -Zr-SUS系模擬デブリ試料の合成と物性評価を行い、より単純な組成の試料と比較した。模擬デブリ試料の合成では、不活性雰囲気(Ar)もしくは酸化雰囲気(Ar + 2% O $_{2}$ )において1600 $^{circ}$ Cで1時間から12時間の加熱処理を行った。 $^{237}$ Npおよび $^{241}$ Amをトレーサーとして添加し、浸漬試験ではUに加えてこれらの核種の溶出を測定した。試料の物性評価は、XRD, SEM-EDX,ラマン分光法およびメスバウアー分光法により行った。その結果、模擬デブリの主なU含有相は、加熱処理時の雰囲気に依らず、Zr(IV)およびFe(II)が固溶したUO $_{2}$ 相であることが分かった。模擬デブリ試料の純水もしくは海水への浸漬試験では、1年以上の浸漬の後も主な固相の結晶構造には変化が観測されず、化学的に安定であることが示された。さらに、U, Np, Amの溶出率はいずれも0.08%以下と、溶出は極めて限定的であることが明らかとなった。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、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の燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2020-043, 116 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-043.pdf:7.74MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微粒子飛散を効果的に抑制する技術を開発しており、実験の結果、水ミストを使ってスプレイする方法がエアロゾル除去効率と除去率を改善する上で効果的かつ適用可能な手法であることが分かった。また燃料デブリを固めて切断時に微粒子飛散を抑制する手法として、ジオポリマーによる固化手法に注目し、同材の強度、熱伝導率や切断粉の特徴を把握するとともに、RPV施工時における温度分布や流動に関するシミュレーションを実施した。

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF), Phase 2; Results of severe accident analyses for Unit 2

Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Lind, T.*; Morreale, A. C.*; 神田憲一*; 玉置等史; Kim, S. I.*; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 369, p.110840_1 - 110840_10, 2020/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110840

被引用回数：22 パーセンタイル：94.98(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、6か国9組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて2号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の2号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、2号機特有の事柄に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。

報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。

報告書

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2019-035, 61 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-035.pdf:2.9MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO $_{2}$ -SUS系やUO $_{2}$ -Zr(ZrO $_{2}$ )-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

論文

External dose evaluation based on detailed air dose rate measurements in living environments

佐藤哲朗*; 安藤真樹; 佐藤正子*; 斎藤公明

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105973_1 - 105973_7, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.05.005

被引用回数：9 パーセンタイル：35.81(Environmental Sciences)

避難指示が解除された後に住民が帰還した場合の現実的な外部被ばく線量を推定する方法について考案し、考案した方法に基づき調査を行った。6つの町村に帰還を検討している211人の住民を対象に、2014年度, 2015年度及び2016年度の3年間にわたり調査を実施した。帰還後に想定される生活行動パターンについて対象者へのヒアリングを実施した後、ヒアリング結果に基づき詳細な空間線量率の測定を行った。自宅内の線量率測定ができなかった15名の対象者を除いて、外部被ばく線量の最大値と平均値はそれぞれ4.9mSv/y, 0.86mSv/yとなった。被ばく線量の平均値とばらつきの大きさは避難指示区域の区分により異なるが、全対象者の93.3%において、推定される外部被ばく線量は2mSv/y以下であった。本研究での調査対象者全員の生活行動パターンの解析において、年間の生活時間のうち平均で87%の時間を屋内で過ごすという結果が得られた。さらに、自宅での被ばく線量が年間の被ばく線量の66.8%を占めるという結果が得られた。このことから、被ばく線量を現実的に評価するには自宅内の空間線量率を測定することが重要であるといえる。

論文

Summary of temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities in the 80 km zone over five years after the Fukushima Nuclear Power Plant accident

斎藤公明; 三上智; 安藤真樹; 松田規宏; 木名瀬栄; 津田修一; 吉田忠義; 佐藤哲朗*; 関暁之; 山本英明*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105878_1 - 105878_12, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2018.12.020

被引用回数：33 パーセンタイル：80.86(Environmental Sciences)

We summarized temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities over five years in the 80 km zone based on large-scale environmental monitoring data obtained continuously after the Fukushima Nuclear Power Plant (NPP) accident. The air dose rates in environments associated with human lives decreased at a considerably faster rate than expected for radioactive decay. The average air dose rate originating from the radiocesium deposited in the 80 km zone was lower than that predicted from radioactive decay by a factor of 2-3 at five years after the accident. The causes of this rapid reduction were discussed quantitatively considering the characteristics of radiocesium migration in the environment.

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部雄太; 中桐俊男; 綿谷聡*; 丸山信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

論文

Radiation imaging system using a compact -ray imager mounted on a remotely operated machine

佐藤優樹; 川端邦明; 小澤慎吾*; 和泉良*; 冠城雅晃; 谷藤祐太; 寺阪祐太; 宮村浩子; 河村拓馬; 鈴木敏和*; et al.

IFAC-PapersOnLine, 50(1), p.1062 - 1066, 2017/07

https://doi.org/10.1016/j.ifacol.2017.08.218

被引用回数：3 パーセンタイル：66.08(Automation & Control Systems)

The development of remote and quick radiation imaging methods in the high dose-rate environment is requested to accelerate implementation of decommissioning of the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (FDNPP). We developed the remote radiation imaging system consisting of a Compton camera and a multicopter drone to remotely measure the radioactive contamination on the several radioactive fields in the environment and inside the building of nuclear facilities such as the FDNPP. The drone system succeeded in the observation of several hotspots from the sky at the outdoor environments in coastal areas of Fukushima, Japan. In addition, we are now developing the SLAM technology for remotely operated machines such as the drone to complete the remote radiation imaging system, which can autonomous flight.

論文

Study on the distribution of boron in the in-vessel fuel debris in conditions close to Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

池内宏知; Piluso, P.*; Fouquart, P.*; Excoffier, E.*; David, C.*; Brackx, E.*

Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 12 Pages, 2017/05

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ中のホウ素(B)の分布や含有量に係る情報は、取出し時の機械的特性や取出し後の未臨界を担保の検討を行う上で重要な情報と考えられる。本発表では、仏国CEAとの協力のもと、圧力容器内燃料デブリ中のBの挙動を、解析的および実験的に推定した結果について概要を報告する。2号機に対して想定される事故進展シナリオから、材料組成、温度、および酸化量の変遷を推定し、これらの情報を入力とする熱力学計算により、Bの化学形の推定を行った。計算に用いた熱力学データベース(NUCLEA)ではB-O系の実験データが不足しており、これにより酸素濃度が低い条件での制御棒(B-C-Fe-O系)の溶融・凝固過程の計算結果には大きな不確かさを含むと考えられる。不確かさを低減し計算結果の妥当性を検証するため、Fe, B $_{4}$ C, B $_{2}$ O $_{3}$ , Fe $_{2}$ O $_{3}$ を高温で溶融・混合させる小規模試験を実施し、凝固後の試料の相状態を分析した。その結果、凝固後の相が金属相(Feリッチな相)と酸化物相(BとOがリッチな相)に分かれ、Fe, Bがそれぞれの相に一定の割合で分配されることが分かった。このような元素の分配挙動は、酸素ポテンシャルを適切に設定した条件で、NUCLEAデータベースによる熱力学計算結果により説明できることが分かった。

論文

Numerical study of sediment and $^{137}$ Cs discharge out of reservoirs during various scale rainfall events

操上広志; 舟木泰智; Malins, A.; 北村哲浩; 大西康夫*

Journal of Environmental Radioactivity, 164, p.73 - 83, 2016/11

AA2015-0827.pdf:2.61MB

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2016.07.004

被引用回数：14 パーセンタイル：41.26(Environmental Sciences)

福島の一般的なダム湖における土砂・放射性セシウム輸送を理解するために3次元有限体積コードFLESCOTによる解析を実施した。本モデルは乱流流れ、複数粒径土砂の輸送、溶存および土砂付着セシウムの輸送を考慮する。福島環境におけるモデルの適用性確認のために台風時の大柿ダム湖での試験解析を実施した。その後、一般的なダム湖に対し、流量強度、ダム湖体積、収着分配係数を変化させた解析を実施し、それらの特性が放射性セシウムのダム湖からの流出に与える影響を調査した。大きい降雨イベント時にはシルトが放射性セシウム輸送に大きく寄与する一方、小さいイベント時には粘土付着成分や溶存成分が支配的となることが示された。これらの結果は任意の降雨イベント時に対し、放射性セシウム流出量を評価するのに有益と考える。

論文

Japanese research activities for Fukushima-Daiichi decommissioning

岡本孝司; 小川徹

Proceedings of 2016 EFCOG Nuclear & Facility Safety Workshop (Internet), 3 Pages, 2016/09

福島第一原子力発電所廃止措置は、過去に経験のない数多くのチャレンジングな課題を克服していく必要がある。廃止措置に関する、世界的な経験や技術が廃止措置には必要となる。このため、2015年4月に原子力機構にCLADSが構築された。CLADSの目的は、福島第一原子力発電所の廃止措置に関する、マネージメント、研究及び開発である。廃止措置に関する研究開発を進めるだけではなく、国際的な研究活動をマネージすることにもある。本講演では、CLADSの現状を紹介する。なお、CLADSのオフィスは、2017年4月に、福島第一原子力発電所に近い富岡町に作られる予定である。

論文

福島周辺における線量測定と評価に関する問題点,6; 個人の外部被ばく線量評価の現状と課題

斎藤公明; 栗原治*; 松田規宏; 高原省五; 佐藤哲朗*

Radioisotopes, 65(2), p.93 - 112, 2016/02

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.65.93

福島第一原子力発電所事故に起因する被ばくにおいて重要な位置を占める外部被ばくの線量評価に関する最新の知見を紹介する。まず、外部被ばく線量評価の基本的な考え方を提示し、空間線量率に基づく線量評価ならびに個人線量計を用いた測定の長所と問題点について基礎データを示しながら議論する。さらに、線量評価の新たな試みについても紹介する。

論文

Radionuclide release to stagnant water in the Fukushima-1 Nuclear Power Plant

西原健司; 山岸功; 安田健一郎; 石森健一郎; 田中究; 久野剛彦; 稲田聡; 後藤雄一

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(3), p.301 - 307, 2015/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.946455

被引用回数：17 パーセンタイル：80.88(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日に起こった福島第一原子力発電所事故の後、タービン建屋並びにその周辺において多量の放射性核種を含む滞留水(汚染水)が発生した。本稿では、炉心に含まれている放射性核種のインベントリを計算すると共に、東京電力から公開された滞留水分析結果をまとめ、炉心から滞留水への放射性核種の放出率を評価した。なお、本評価は、2011年6月3日までに得られている情報に基づいている。トリチウム,ヨウ素、そしてセシウムの放出率は数十%であり、一方、ストロンチウムとバリウムはそれよりも一桁から二桁小さかった。これらの放出率はTMI-2事故と同程度であった。

論文

Influence of radiolysis and gas-liquid partition of I-131 in accumulated water on late phase source terms at Fukushima NPP accident

日高昭秀

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所事故の炉心冷却過程では、14号機の原子炉建屋の地下に大量の汚染水が蓄積した。本研究では、新聞発表された情報を元に、3月下旬の汚染水中の放射性物質量を各号機の炉心内蔵量比で見積もった。その結果、各号機の建屋内汚染水中のI-131とCs-137の溶存量は、1号機が0.51%, 0.85%, 2号機が74%, 38%、3号機が26%, 18%となった。ヘンリーの法則によると、溶存したヨウ素のある割合は気液分配により気相中に移行する。福島事故の環境中へのヨウ素放出の推定に関して、これまでにMELCORのようなSA解析コードを用いる方法及び環境中モニタリングデータとSPEEDIコードから逆算する方法が用いられてきた。SPEEDI逆算は、3月26日頃まで有意な放出を予測したが、MELCORは計算される放出量低下に伴って3月17日頃に計算が終了した。検討の結果、3月17日26日の放出は、I $^{-}$ からI $_{2}$ への放射線分解とI $_{2}$ の気液分配による地下汚染水からの放出で説明できる見通しを得た。このことから、福島事故解析にあたっては、格納容器内部からの放出のみを扱う現行のMELCORを改良し、原子炉建家等の汚染水からの放出も新たに考慮することが望まれる。

口頭

軽水炉シビアアクシデント挙動模擬のためのプラズマ加熱試験技術の開発,2; H27年度の成果とまとめ

阿部雄太; 佐藤一憲; 中桐俊男; 永江勇二; 石見明洋

no journal, ,

原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けて、非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。非移行型プラズマ加熱は酸化物燃料が溶融するような高温条件の達成や連続的な加熱の実現性の観点で有望であるが、シビアアクシデントの実験研究分野への適用例はなく、その適用性を確認して試験技術を確立する必要があった。そこで機構では平成26年度に模擬燃料ロッドを主体とした小規模試験体(縦横約10cm高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験を行い、燃料の一部溶融を確認することなどにより、本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。