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Nancekievill, M.*; Espinosa, J.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; et al.
Sensors (Internet), 19(20), p.4602_1 - 4602_16, 2019/10
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Chemistry, Analytical)福島第一原子力発電所における燃料デブリ探査に資するため、水中ロボット(ROV)にソナーを搭載し、水没している燃料デブリを探査するためのシステム開発を行った。本システムは、測位システム, 深度センサー, 収集されるソナーデータを用いることで、燃料デブリの3D画像をリアルタイムに取得することができる。実証試験として、模擬デブリを楢葉遠隔技術開発センターの水槽施設の底に設置し、3D画像を取得することに成功した。
U
O
板倉 充洋; 中村 博樹; 北垣 徹; 星野 貴紀; 町田 昌彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.915 - 921, 2019/09
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の炉内にある燃料デブリの機械的特性を明らかにするため、模擬デブリである二酸化ウラン・二酸化ジルコニウム溶融物についてその弾性定数と破壊靭性を第一原理計算で評価し、二酸化ジルコニウムの割合の影響を調べ、模擬デブリを用いた実験結果と比較を行った。その結果、実験で観測されている、二酸化ジルコニウム割合の増加に伴う急激な破壊靭性の増加は、二酸化ジルコニウムの複数の相の混在によるものと考えられるという結論を得た。
外池 幸太郎; 渡邉 友章; 郡司 智; 山根 祐一; 長家 康展; 梅田 幹; 井澤 一彦; 小川 和彦
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに係る臨界管理は、臨界を防止する決定論的な管理ではなく、臨界による影響を緩和するリスクの考え方に基づいた管理になる可能性がある。この課題に取り組むため、原子力規制委員会・規制庁は、2014年から、日本原子力研究開発機構に委託して研究開発を進めてきている。燃料デブリの臨界特性解析、臨界解析コードの整備、臨界実験の準備、リスク解析手法の開発の進捗について報告する。
井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。
郡司 智; Clavel, J.-B.*; 外池 幸太郎; Duhamel, I.*
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 11 Pages, 2019/09
臨界実験施設STACY更新炉は、燃料デブリに関する臨界計算の検証に貢献することができる。実験炉心設計はJAEA/IRSNの共同研究で進行中である。本論文では、溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)デブリの擬似燃料デブリの臨界特性を測定するためのSTACY更新炉の実験炉心構成の設計を最適化するために適用した方法を示した。炉心構成がコード検証に資することを確認するために、模擬デブリに含まれる同位体の反応度価値と反応断面積に対するkeff感度を評価することが重要である。
Siの捕獲反応の感度を最大化するために、例えば格子ピッチまたはコア寸法などのコア構成の複数のパラメータを最適化するアルゴリズムを使用して最適な炉心構成を効率的に研究した。
阿部 雄太; 大高 雅彦; 岡崎 航大*; 川上 智彦*; 中桐 俊男
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05
制御材に炭化ホウ素(B
C)を用いている原子炉(福島第一原子力発電所等)では、酸化物の約2倍の硬度を持つホウ化物が生成されているため、金属,酸化物及びホウ化物を判別しながら燃料デブリを取り出すのが効率的である。本報告は、レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を用いた元素分析を用いて、金属,酸化物及びホウ化物を判別し、硬度計測方法への適用性を評価した。BWRの炉心溶融・移行挙動を解明するためのプラズマ加熱試験体(CMMR試験体)を用いた。測定は、EPMAによる試験体表面の元素マッピング情報および半定量情報を基に測定箇所を選定した後に、LIBS計測結果とビッカース硬度を比較した。その結果、Zrの結合状態に由来するLIBS蛍光発光強度の変化が確認され、材料硬度評価手法への応用が示唆された。
多田 健一
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05
燃料デブリの臨界管理は東京電力福島第一原子力発電所の廃炉作業にとって重要な研究課題の一つである。燃料デブリはその幾何形状や平均燃焼度, 含水率などが不明なため、燃料デブリの臨界性の不確かさは大きい。そのため、廃炉作業計画を作成するためには、非常に多くの条件を検討する必要がある。また、廃炉作業計画作成の効率化のためには、炉物理の専門家以外も容易に臨界性の評価ができることが望ましく、既存の臨界性解析コードでは不十分である。そこで本研究では、高速かつ容易に燃料デブリの臨界性を評価するため、Excelを用いた簡易的な臨界性解析コードHANDを開発した。HANDでは、臨界性評価の経験を持たない廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に取り扱えるように、非常にシンプルな入力となっている。また計算結果は数値だけでなくグラフでも表示されるため、直感的に理解しやすい形となっている。HANDを用いることで廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に燃料デブリの臨界性評価が可能になることから、HANDを導入することにより、廃炉作業の加速が期待できる。
鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和也*; Nancekievill, M.*; Watson, S.*; Lennox, B.*; Jones, A.*; Joyce, M. J.*; 奥村 啓介; 片倉 純一*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.199 - 202, 2019/01
福島第一原子力発電所の格納容器(PCV)内の水中燃料デブリ分布を調査するための技術開発として、小型のROVに搭載するソナーシステムの開発実験を行っている。実験は、PCVを模擬し、異なるサイズのソナー、超音波周波数、ビームスキャニング法を用いて、深さの異なる2種類の水槽で実施した。その結果、模擬デブリの形状識別性能と狭い閉空間でのマルチパスによるノイズを特徴付けた。
菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也
JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB
東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の8
8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。
多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02
被引用回数：1 パーセンタイル：73.25(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、
U, 
Np, 
Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12
被引用回数：1 パーセンタイル：24.33This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.
郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11
被引用回数：1 パーセンタイル：79.18(Nuclear Science & Technology)燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%のU濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。
島田 太郎; 西村 優基; 武田 聖司
MRS Advances (Internet), 2(12), p.687 - 692, 2017/01
東京電力福島第一発電所の事故で発生した燃料デブリは、その特性調査が開始された段階であり、具体的な処分方法は示されていない。本研究では、燃料デブリ処分に求められるバリア機能を予察的に把握するため、HLWと同様の地層処分概念を前提に、既往文献から核種量や廃棄体形状を仮想し、燃料デブリ特性、人工バリア及び天然バリアの不確実性を想定した核種移行の感度解析を行った。その結果、燃料デブリの主要核種であるUを含む4n+2系列核種の天然バリア出口での移行フラックスは、燃料デブリ特性や人工バリアの不確実性を考慮しても、天然バリアの性能が確保されればHLWと同程度に収まり、また、他の系列及びFP核種の移行フラックスはHLWを下回ることがわかった。一方、燃料デブリ特有の
C, 
Iについては、燃料デブリからの瞬時放出割合の感度が高く、これら核種の放出時の物理化学特性の把握が重要であることを示した。
井上 利彦; 小川 美穂; 坂爪 克則; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00
日本原子力研究開発機構が整備を行っている、大熊分析・研究センターについて概要を報告する。大熊分析・研究センターは、福島第一原子力発電所(1F)廃止措置のための中長期ロードマップに基づき整備されており、施設管理棟, 第1棟, 第2棟の3つの施設で構成されている。第1棟, 第2棟はホットラボであり、第1棟は中低線量のガレキ類等を分析対象としており、許認可を得て2017年4月から建設を始めて2020年の運転開始を目指している。第2棟は、燃料デブリ及び高線量ガレキ類の分析を行うためコンクリートセルや鉄セル等で構成しており、現在設計中であり、導入する分析装置の選定作業等を行っている。
芳中 一行
技術士, 28(10), p.4 - 7, 2016/10
福島第一原子力発電所では廃炉に向けた各種検討、取組みが行われている。本稿では、廃炉における最大の課題である燃料デブリの取り出しについて、CPD講座で講演された内容を中心に解説する。現在、各号機では、燃料デブリの位置・状況を含む原子炉内の調査、解析評価、それらの結果を考慮したアクセス方法(上部・側面)及び燃料デブリ取り出し方法の検討、遠隔技術開発等の様々な取組みが進められている。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07
This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.
郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3927 - 3936, 2016/05
MCCI生成物を含む燃料デブリの臨界安全性は福島第一原子力発電所の廃炉に関して重要な課題のひとつである。燃料デブリの臨界あるいは未臨界状態はまだわからない。なぜならその組成、位置、中性子減速条件などがまだ確認できないからである。また、燃料デブリの臨界管理に冷却水中への中性子毒物が効果的かどうかもわからない。原子力機構による解析計算のデータベースは整備中である、これは燃料デブリがとりうる組成や中性子減速条件などを幅広くカバーして、燃料デブリのサンプルや条件がわかったときに、臨界特性を評価する助けとなる。解析計算もまた不確かさを持っているがこれは原子力機構が計画しているSTACYの更新と燃料デブリの組成を模擬したサンプルによる臨界試験によって明らかにされる。この報告では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度測定のための実験炉心構成の検討について紹介する。本研究でのサンプルの計算はモデルウラン酸化物燃料(Uの濃縮度は3, 4, 5重量%)とコンクリートを含む。減速不足、過減速の双方の条件での測定が可能であることが結論付けられた。また、サンプルの必要量についても見積もられた。
須山 賢也; 鹿島 陽夫
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09
日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、
Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却でGdはEuの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。
瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱
線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。
村松 壽晴; 山田 知典; 羽成 敏秀; 武部 俊彦; Nguyen, P. L.; 松永 幸大
JAEA-Research 2014-018, 41 Pages, 2014/09
JAEA-Research-2014-018.pdf:42.21MB
福島第一原子力発電所の廃止措置作業では、燃料と炉内構造物とが溶融混合凝固した燃料デブリなどを取出し対象とする必要がある。この燃料デブリは、米国・スリーマイル島原子力発電所2号機での知見から、形状不定、高硬度、多孔質、多成分などの特徴を持つと考えられ、これを的確に取出すことのできる工法を確立する必要がある。本報では、高出力・高出力密度、局所加工性、遠隔操作性に優れ、更には靭性によらず溶断・破砕を行うことが可能なレーザー光を熱源とした切断工法を対象とし、燃料デブリの取出しに必要となる要素技術を開発することを目標とした研究計画を策定するとともに、これに基づいた2013年度(平成25年度)の研究成果について記載した。
