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報告書

バックエンド技術部年報; 2017年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10

JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

論文

タスクベースの要素技術開発・システム化

川端 邦明; 大隅 久*; 大西 献*

日本機械学会誌, 122(1211), p.16 - 17, 2019/10

本稿では、2019年5月にJヴィレッジホテルにおいて開催されたInternational Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2019)のうち、われわれが担当したTrack3; Robot technology, remote control systemにおいて企画されたキーノートスピーチやテクニカルセッション関する報告および遠隔操作技術の周辺状況についての解説を行った。

論文

Proposal of laser-induced ultrasonic guided wave for corrosion detection of reinforced concrete structures in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant decommissioning site

古澤 彰憲; 竹仲 佑介; 西村 昭彦

Applied Sciences (Internet), 9(17), p.3544_1 - 3544_12, 2019/09

本研究の狙いは、鉄筋と周囲のコンクリートの密着性が、鉄筋を伝播する超音波に与える影響を実験的に調査し、鉄筋コンクリートの腐食劣化の検査法への適用可能性を示すことである。最初に、密着性の異なる鉄筋コンクリートの試験体をもちいて、密着の有無と密着強度の劣化が鉄筋を伝播する超音波に与える影響について実験・調査する。次に、健全な鉄筋コンクリート試験体を加速腐食試験に供し、腐食の程度に伴って変化する超音波の波形について実験・調査する。得られた超音波の波形は周波数解析と群速度分散極性の解析解との比較検討を行い、鉄筋の腐食劣化の検査法への適用の観点から重要な事項について議論する。最後に、腐食劣化による鉄筋と周囲のコンクリートの密着性の変化は、超音波信号の周波数領域に明瞭に表れ、鉄筋コンクリートの非破壊検査法に有効であることが分かる。

論文

Effect of quenching on molten core-concrete interaction product

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09

Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発(ガラス固化技術)」、「原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発」及び「放射性廃棄物処理処分及び関連する技術開発」(中間評価)

核燃料・バックエンド研究開発部門

JAEA-Evaluation 2019-006, 122 Pages, 2019/08

JAEA-Evaluation-2019-006.pdf:8.35MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成30年3月29日改正)等に基づき、「核燃料物質の再処理に関する技術開発(ガラス固化技術)」、「原子力施設の廃止措置及び関連する技術開発」及び「放射性廃棄物処理処分及び関連する技術開発」に関する中間評価を研究開発・評価委員会(バックエンド対策研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、バックエンド対策研究開発・評価委員会は、委員会にて評価方法を定め、「研究開発の進捗状況の妥当性」、「情勢変化に対応した研究開発の目的・目標・進め方など」、「効果・効用(アウトカム)の暫定的確認」の観点から中間評価を行い、妥当であると評価した。

論文

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

論文

Development of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning

川端 邦明; 鈴木 健太

Proceedings of 16th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2019) (USB Flash Drive), p.501 - 504, 2019/06

This paper describes about the current development status of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning. This simulator is designed for operator proficiency training and a robot development. We implemented plug-in functions that are required to simulate the situations and the conditions for task execution for decommissioning and also utilities for enhancing convenience for the users. We describe the current prototype of the robot simulator and such implemented functions and utilities. Functional details were also introduced and illustrated in this paper.

論文

A New measuring method for elemental ratio and Vickers hardness of metal-oxide-boride materials based on Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS)

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$$_{4}$$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。

報告書

Proceedings of the Fukushima Research Conference on Development of Analytical Techniques in Waste Management (FRCWM 2018); June 19th and 20th, Tomioka Town Art & Media Center, Tomioka, Futaba, Fukushima, Japan

三枝 純; 駒 義和; 芦田 敬

JAEA-Review 2018-017, 259 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-017.pdf:53.88MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)は、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSは、「廃棄物の分析技術開発に関する研究カンファレンス(FRCWM2018)」を2018年6月19日$$sim$$20日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

Free convective heat transfer experiment to validate air-cooling performance analysis of fuel debris

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. We have been evaluating the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because JUPITER can calculate relocation of the corium, it is expected to calculate thermal-hydraulic simulation of the air cooling of the fuel debris in the dry method based on the calculated debris position, shapes and composition with the relocation analysis. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was performed to validate the calculation of the free convective heat transfer with JUPITER. In the experiment, the temperature distribution was measured with a thermocouple tree. In addition, the velocity distribution of free convection was visualized by a particle image velocimetry (PIV). In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the vertical direction in the quasi-steady state was fitted between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution calculated with JUPITER was also in good agreement with the experimental result. Therefore, it is expected that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method.

論文

Diffusion and sorption behavior of HTO, Cs, I and U in mortar

赤木 洋介*; 加藤 博康*; 舘 幸男; 坂本 浩幸*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.233 - 236, 2018/11

福島第一原子力発電所の廃止措置によって放射性物質によって汚染されたコンクリートが多量に発生することが想定される。廃止措置や放射性廃棄物管理(除染や処分等)のための計画を策定するうえでは、コンクリート材料中の放射能インベントリや分布を推定することが重要となる。本研究では、OPCモルタル中のHTO, Cs, I, Uの実効拡散係数(De)及び分配係数(Kd)を、透過拡散試験及びバッチ収着試験によって実測した。取得されたDeはHTO, I, Cs, Uの序列となり、陽イオン排除効果がOPCモルタルにおいて重要なメカニズムであることが確認された。バッチ試験で得られたKdは、拡散試験で得られたKdより1桁以上高い値となり、試料の粉砕が収着に対して影響を及ぼすことが確認された。OPCモルタル中の拡散・拡散メカニズム理解は、放射性核種のコンクリートへの浸透挙動の予測するうえで重要である。

論文

Characterization of the VULCANO test products for fuel debris removal from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; Haquet, J.-F.*; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Piluso, P.*; 鷲谷 忠博

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.217 - 220, 2018/11

Characterization of the fuel debris is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this study, the VULCANO MCCI test, VBS-U4, was selected as 1F similar conditions and the characteristics of the samples were examined. In the molten pool sample, the round-edged corium-rich oxides region, with diameters of 1-10 mm, is surrounded by a concrete-rich oxide region. It shows convection of the molten pool. Other samples also show the features of the MCCI progression. The main chemical forms of the samples are SiO$$_{2}$$, (U,Zr)O$$_{2}$$, Fe and so on. The microstructure of the samples is heterogeneous structure composed of these phases. The difference in Vickers hardness between the metallic phases and the oxide phases is a distinctive characteristic. It can be noted that the heterogeneous distribution of metallic phases in 1F MCCI products interrupt with the removal operation such as by damaging the core-boring bit.

論文

Image reconstruction of radioactive contamination due to the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Accident using a compact Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 宮村 浩子; 冠城 雅晃; 谷藤 祐太; 川端 邦明; 鳥居 建男

Reactor Dosimetry; 16th International Symposium on Reactor Dosimetry (ISRD-16) (ASTM STP 1608), p.428 - 436, 2018/11

We developed a lightweight compact Compton camera to measure the distribution of radioactive contamination inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. We conducted performance evaluation tests in the coastal area of Fukushima, Japan, using the camera, which employs a cerium (Ce)-doped GAGG (Gd$$_{3}$$Al$$_{2}$$Ga$$_{3}$$O$$_{12}$$) scintillator coupled with a multipixel photon counter. The camera can clearly visualize spreading of radioactivity along the ground surface. In addition, we performed three-dimensional image reconstruction of the distribution of radioactive contamination using the multi-angle data obtained with the Compton camera. We succeeded in obtaining a three-dimensional image of radioactive contamination in the outdoor area.

論文

Development of a radiological characterization submersible ROV for use at Fukushima Daiichi

Nancekievill, M.*; Jones, A. R.*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*; Watson, S.*; 片倉 純一*; 奥村 啓介; 鎌田 創*; 加藤 道男*; 西村 和哉*

IEEE Transactions on Nuclear Science, 65(9), p.2565 - 2572, 2018/09

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

福島第一原子力発電所の格納容器内に水没した燃料デブリを探査する技術の開発に貢献するため、小型の放射線検出器とソナーを搭載した遠隔水中ロボット(ROV)システムの開発を行っている。線量率モニタリングおよび$$gamma$$線分光法のための臭化セリウム(CeBr$$_{3}$$)シンチレータ検出器をROVに統合し、実験室および水中の両条件で$$^{137}$$Cs線源を用いて実験的に検証した。さらに、IMAGENEX 831Lソナーと組み合わせたROVは、水プール設備の底に置いた模擬燃料デブリの形状およびサイズを特徴付けることができた。

論文

Radiation imaging using a compact Compton camera inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station building

佐藤 優樹; 谷藤 祐太; 寺阪 祐太; 宇佐美 博士; 冠城 雅晃; 川端 邦明; 宇津木 弥*; 菊地 弘幸*; 高平 史郎*; 鳥居 建男

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(9), p.965 - 970, 2018/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS), operated by Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc., went into meltdown after the occurrence of a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake of March 11, 2011. The radiation distribution measurements inside the FDNPS buildings are indispensable to execute decommissioning tasks in the reactor buildings. We conducted the radiation imaging experiment inside the turbine building of Unit 3 of the FDNPS using a compact Compton camera, and succeeded in visualizing the high-dose contamination (up to 3.5 mSv/h). We also drew a three-dimensional radiation distribution map inside the turbine building by integrating the radiation image resulting from the Compton camera into the point cloud data of the experimental environment acquired using the scanning laser range finder. The radiation distribution map shows the position of these contaminations on the real space image of the turbine building. The radiation distribution map helps workers to easily recognize the radioactive contamination and to decrease the radiation exposure; the contamination cannot be observed with the naked eye, naturally.

論文

Validation of free-convective heat transfer analysis with JUPITER to evaluate air-cooling performance of fuel debris in dry method

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(4), p.18-00115_1 - 18-00115_13, 2018/08

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. However, air cooling performance has not yet been strictly evaluated for the fuel debris. We have evaluated the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because the JUPITER can simulate melt relocation behavior of a reactor core, we can estimate air cooling performance for debris in consideration of the distribution and the structure of debris. In this paper, the validation of the free-convective heat transfer analysis of JUPITER were performed to evaluate the air-cooling performance of fuel debris in the dry method by using JUPITER. As the preliminary analysis, JUPITER was compared with OpenFOAM for simple configurations. The comparison proved that JUPITER can calculate the vertical temperature distribution as well as OpenFOAM on the condition of the lower heating amount. In the validation, JUPITER was compared with the heat transfer experiments of free convection in air adjacent to an upward-facing horizontal heating surface. The comparison proved that JUPITER was in good agreement with the experiment on the condition of the lower heating-surface temperature. The result indicated that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the free-convective heat transfer of the fuel debris in the dry method.

報告書

バックエンド技術部年報; 2016年度

バックエンド技術部

JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07

JAEA-Review-2018-008.pdf:2.67MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

論文

Research concept of decommissioning knowledge management for the Fugen NPP

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 井口 幸弘; 北村 高一; 手塚 将志; 香田 有哉

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 6 Pages, 2018/07

2002年、IAEAは原子力の知識、技術、応用の強化の重要性について言及した。この背景には原子力に係わる職員の高齢化や原子力を学ぶ場の減少が指摘されている。こうした中、原子力知識マネジメント(NKM)と呼ばれる新しい研究分野が立ち上がり、原子力知識や情報の管理としてデータベースの開発が進められている。一方、日本の原子力施設では、運転経験者の退職やそれによる知識・技能の喪失が指摘されている。そこで、本研究では、過去の情報・知識を利用するためのプロトタイプ・データベースシステムを提案する。廃止措置の完了例は、日本ではJPDRが1件のみであり事例は多くはない。そのため大型水炉として初の事例である「ふげん」を対象とする。本研究のプロトタイプ開発から、過去のデータを準備するだけでは十分でない点を指摘した。これは、どのような情報を収集すべきか、そしてそれをいかにして活用すべきか、といった点に関して議論が十分になされていないためである。つまり、既存の情報の活用として運転時代の知識は重要であるものの、廃止措置はそれとは異なるタスクであり、収集された情報をそのまま使用することは必ずしも適切ではないのである。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

報告書

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課業務報告; 平成26年度、平成27年度

桑原 潤; 及川 敦; 青山 正樹

JAEA-Review 2017-039, 73 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-039.pdf:5.16MB

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課(以下「施設管理課」という。)は、原子力第1船原子炉施設の運転・維持管理及び廃止措置並びに少量核燃料物質使用施設の液体廃棄施設、固体廃棄施設の運転・維持管理業務を実施していた。現在は2016年の組織統合により青森研究開発センター施設工務課となり、引き続き業務を実施している。本報告は、施設管理課における平成26年度及び平成27年度の業務実績を取りまとめたものである。

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