A Study on sodium-concrete reaction in presence of internal heating

河口 宗道; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021305_1 - 021305_9, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045898

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は可燃性ガスである水素とエアロゾルを発生するために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において重要な現象の一つである。本研究では、反応領域への熱負荷等の影響を調査するために、内部加熱器を使用したSCR実験を実施した。さらに内部加熱器がSCRの自己終息に及ぼす影響を議論した。内部加熱器の存在はコンクリートへのナトリウムの移行を妨げるため、内部加熱器の周囲からナトリウムとコンクリートは反応し始めた。その結果、コンクリート侵食量は内部加熱器周囲の方がその直下よりも大きくなった。また、ナトリウムプール温度の上昇(約800C)はナトリウムエアロゾルの放出速度を大きく増加させるとともに、ポーラス状の生成物層を形成させた。ナトリウムエアロゾルの放出速度はナトリウムの蒸発と水素のバブリングによって説明された。さらに、ポーラス状の生成物層の空隙率はケイ素の質量収支やEPMAマッピングの画像分析から0.54-0.59であり、これらはお互いに良く一致した。この生成物層が反応領域へのナトリウムの移行量を減少させ、内部加熱器の位置によらず反応領域のナトリウム濃度は約30wt.%となり、SCRの終息に至った。内部加熱器の存在する場合でも、SCRの自己終息時に対して反応領域のナトリウム濃度は支配的なパラメータであることが分かった。

坑道掘削後の岩盤や支保工の長期挙動計測手法の検討; 幌延深地層研究センターにおける事例

青柳 和平; 櫻井 彰孝; 宮良 信勝; 杉田 裕; 棚井 憲治

資源・素材講演集(インターネット), 6(2), 7 Pages, 2019/09

高レベル放射性廃棄物の地層処分場に代表される大規模な地下空洞の掘削後の維持管理段階では、支保工の変状等に適切に対応できるようにするため、岩盤や支保工の変形を長期的にモニタリングする技術の確立が重要である。本研究では、北海道幌延町に位置する幌延深地層研究センターの立坑および水平坑道に設置した、光ファイバー式および従来型の電気式の計測機器のデータ取得可能期間(耐久性)を統計的に分析した。また、計測結果を基に坑道周辺の岩盤変位や支保工に作用する応力の経時変化を分析した。耐久性に関しては、従来型の電気式コンクリート応力計および鋼製支保工応力計は、設置後約10年経過した時点で8割以上の計測器でデータ取得が可能であった。一方、岩盤中に設置した従来型の電気式変位計は、設置後約6年経過した時点で約6割の計測器で絶縁抵抗不良により計測が困難となった。これに対して、光ファイバー式変位計は、立坑掘削直後に最大で4mm程度の圧縮変位が生じた後、5年間で約1mmの圧縮変位が生じ、510年経過後は、変位増大は収束する傾向が確認され、掘削後約10年間にわたってノイズが少なく安定した計測値が得られることを確認した。

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。

中性子回折法を応用した新しい付着応力度測定技術

鈴木 裕士; 楠 浩一*; 兼松 学*; 向井 智久*

コンクリート構造物の非破壊検査シンポジウム報文集,6, p.343 - 348, 2018/08

中性子回折法は材料深部の応力を非破壊・非接触で測定できる手法として良く知られている。われわれは、世界で初めて鉄筋コンクリートの付着力評価に中性子回折法を応用し、コンクリートに埋設された鉄筋の付着応力度分布の非破壊・非接触測定に成功した。これまでに、鉄筋コンクリートの定着力や曲げ付着力の評価、また、ひび割れや鉄筋腐食に伴う付着劣化の評価などに応用してきた。最近では、あと施工アンカーの付着性能評価など、新しい施工技術の開発研究にも応用が広がっている。本稿では、これまでに得られた成果を総括して紹介する。

パルスパワー技術によるコンクリート瓦礫の除染・再利用に関する研究

坂本 浩幸*; 赤木 洋介*; 山田 一夫*; 舘 幸男; 福田 大祐*; 石松 宏一*; 松田 樹也*; 齋藤 希*; 上村 実也*; 浪平 隆男*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 17(2), p.57 - 66, 2018/05

https://doi.org/10.3327/taesj.J16.037

福島第一原子力発電所の事故によって放射性セシウムによって汚染されたコンクリート瓦礫が発生しており、さらに、将来の原子炉の廃止措置に伴って多量の放射性コンクリート廃棄物が生じることが想定される。床や壁等のフラットな表面の除染には既存技術が有効であるが、コンクリート瓦礫に対する除染技術の適用性については課題がある。本研究では、パルスパワー放電技術の適用性可能性に着目して、汚染コンクリートの骨材とセメントペーストへの分離と、それぞれの放射能測定による基礎的な試験と評価を実施した。試験結果より、汚染コンクリートの骨材とセメントペーストへの分離によって、放射性コンクリートの除染と減容が達成される可能性が示された。

中性子回折法による鉄筋コンクリートの付着応力度分布の非破壊測定

鈴木 裕士; 楠 浩一*; 兼松 学*; 向井 智久*

コンクリート構造物の補修,補強,アップグレード論文報告集, 17, p.179 - 184, 2017/10

中性子回折法は材料深部の残留応力を非破壊・非接触で測定できる手法の一つとして知られている。われわれは、世界で初めて、鉄筋コンクリートの付着挙動の評価に中性子回折法を応用し、コンクリート内部に埋設された鉄筋の付着応力度分布の非破壊・非接触測定に成功するとともに、コンクリートのひび割れや鉄筋腐食に伴う応力分布の変化を捉えることにも成功した。このように、中性子回折法は鉄筋コンクリートの付着挙動の評価に有効なひずみ測定技術であり、今後、鉄筋コンクリートの構造力学研究や構造材料研究に広く応用されると期待される。本論文では、これまでに得られた成果を総括する。

東日本大震災に伴い被災した保管体の復旧作業について

石原 圭輔; 金澤 真吾; 小澤 政千代; 森 優和; 川原 孝宏

JAEA-Technology 2017-002, 27 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-002.pdf:21.88MB

原子力科学研究所の保管廃棄施設(廃棄物保管棟・I、廃棄物保管棟・II及び解体分別保管棟)では、鋼製のパレットに200Lドラム缶等の放射性廃棄物保管体(以下、「保管体」という。)を積載し、高さ方向に2段積から4段積で保管を行っている。平成23年3月11日に発生した東日本大震災では、この保管廃棄施設において、パレットが横滑りし、保管体が斜めに傾いて折り重なり(以下、「荷崩れ」という。)、床に落下する等の被害が生じた。荷崩れ・転倒した保管体を原状に復旧する作業は、これまでに経験の無いものであり、放射線災害や労働災害防止の観点から、本件に特化した、綿密な作業工程や作業手順の立案が必要となった。このため、詳細な作業要領書を作成し、予めモックアップ試験を重ね、作業者の習熟及び作業手順を確立した上で、平成23年4月から再配置作業に着手した。最終的に、保管廃棄施設の運用を継続しつつ、平成27年9月に約4年半にわたる再配置作業を無事故で終了し、すべての保管体について原状復旧を完了できた。本稿は、原状復旧を行うにあたり実施した放射線災害防止対策や労働災害防止対策等を中心に報告を行うものである。

低アルカリ性セメント(HFSC)を使用したコンクリートの基本特性

瀬野 康弘*; 中山 雅; 杉田 裕; 棚井 憲治; 藤田 朝雄

JAEA-Data/Code 2016-011, 164 Pages, 2016/11

JAEA-Data-Code-2016-011.pdf:8.45MB
JAEA-Data-Code-2016-011-appendix(CD-ROM).zip:0.1MB

地下300m以深への地層処分が定められている高レベル放射性廃棄物(HLW)の処分場の坑道などの支保工にはコンクリートの使用が想定されている。一般に、OPCを用いたコンクリートの浸出水のpHは1213を呈する。一方、緩衝材に用いられているベントナイトはpH約11以上の高アルカリ環境で変質し膨潤性能が低下する恐れがあり、これらのバリア機能が阻害される可能性が指摘されている。したがって、HLW処分場の支保工に使用されるセメント系材料にはバリア機能は求められていないものの、他のバリア機能を阻害しないこと、すなわち、低アルカリ性が求められている。原子力機構では、セメント系材料の低アルカリ化を目指し、コンクリートの浸出水のpHを11程度以下にすることを目標とし、OPCにシリカフュームとフライアッシュを混合させた低アルカリ性セメント(HFSC)を開発した。HFSCのHLW処分場用支保工材料への適用性に関する研究は、幌延深地層研究センターの深度140m, 250mおよび350mの水平坑道において施工を行い適用の目途を得ている。本資料は、HFSCのこれまでに実施した種々の配合試験で得られたHFSCコンクリートのフレッシュ性状や硬化物性値等について整理した。

基礎架台コンクリート等への放射性物質等の浸透性評価

手塚 将志; 香田 有哉; 藤田 義彦*; 久米 恭*

平成26年度公益財団法人若狭湾エネルギー研究センター研究年報,17, P. 78, 2015/10

解体撤去物等の汚染レベルに応じた分別管理に資するため、「ふげん」のタービン建屋内に敷設されていた復水器の基礎架台コンクリートを供試体として、予め表面のひび割れ状況等の事前観察を行った上で、供試体内部の汚染状況を調査した。事前観察において、供試体のひび割れは鉄筋腐食により生じたものと推察された。次いで、イメージングプレート(IP)を用いた非破壊の汚染調査を行うとともに、供試体から試料を採取して線放出核種及び線放出核種の分析を行った結果、供試体の表面から内部に至るまで汚染は認められなかった。また、海水由来と推測される大気中の塩素元素が供試体に浸透しているか否か屋外から採取した試料との比較分析を行い、接液環境以外からの物質の浸透挙動に関して検討を加えた。さらに、ひび割れ範囲の確認方法として、コンクリート探傷剤を用いたひび割れ範囲の可視化を検討したところ、目視で容易に確認できたことから、有効な手法であることが判明した。以上の検討結果に基づき、鉄筋腐食によるひび割れが明らかな基礎架台コンクリートについては、保守性を確保する観点から、表面より最大ひび割れ深さ付近までの範囲は確実に分離・除去すること、次いで分離・除去された表面にひび割れ部が残存していれば、既往報告に示された「浸透汚染が必ずしも否定できない範囲」を特定・分離するロジックを適用すべきであることを示した。

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。