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論文

BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二

Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08

Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.

論文

Numerical simulation of sodium mist behavior in turbulent Rayleigh-B$'e$nard convection using new developed mist models

大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹

Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-$$omega$$SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。

論文

First demonstration of a novel single-end readout type position-sensitive optical fiber radiation sensor based on wavelength-resolved photon counting

寺阪 祐太; 渡辺 賢一*; 瓜谷 章*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1034, p.166793_1 - 166793_6, 2022/07

In this study, a single-end readout type position-sensitive optical fiber radiation sensor was developed. Using the wavelength dependency of light attenuation inside the optical fiber, the incident position of radiation at the fiber can be estimated reversely. Instead of a spectrometer, we employed bandpass filters and photon-counting head as a photodetector to improve detection efficiency. The detection efficiency of a 10 m long plastic scintillation fiber at the 5 m position from the readout end was evaluated to be in the range of 0.08-0.12 % for 662 keV gamma-rays from $$^{137}$$Cs and 2.6-3.9 % for beta-rays from $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y when a bandpass filter transmitting photons with a wavelength of 500 nm was used. A basic measurement test of radiation intensity distribution was conducted using a $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y radioactive point source. A field test was also performed at the difficult-to-return zone in Fukushima Prefecture, and the estimated dose rate distribution roughly agreed with the survey meter measurement.

論文

Temporal variability of $$^{137}$$Cs concentrations in coastal sediments off Fukushima

鈴木 翔太郎*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 松本 陽*; 守岡 良晃*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 帰山 秀樹*; 三浦 輝*; 津旨 大輔*; et al.

Science of the Total Environment, 831, p.154670_1 - 154670_15, 2022/07

The monthly monitoring data (total 3647 samples) between May. 2011 and Mar. 2020 were analyzed to describe temporal variability of $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediments off Fukushima. $$^{137}$$Cs concentration of sediment had decreasing trend, but non-linear model fitting suggested that this decreasing trend showed slower. Additionally, $$^{137}$$Cs concentration were up to 4.08 times greater in shallow sampling sites (7, 10, 20 m depth) following heavy rainfall events (before five months vs. after five months), such as typhoons. These were consistent with increasing particulate $$^{137}$$Cs (P-$$^{137}$$Cs) fluxes from river and increasing dissolved $$^{137}$$Cs (D-$$^{137}$$Cs) concentration in seawater. Finally, the numerical experiment was conducted and revealed that riverine $$^{137}$$Cs input could preserve $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediment. These results indicate that riverine $$^{137}$$Cs input via heavy rainfall events is one of the main factors for preserving $$^{137}$$Cs concentration in coastal sediment off Fukushima.

論文

Online solid-phase extraction-inductively coupled plasma-quadrupole mass spectrometric quantification of $$^{90}$$Sr using $$^{88}$$Sr/$$^{86}$$Sr isotope dilution method

柳澤 華代*; 小田島 瑞樹*; 松枝 誠; 古川 真*; 高貝 慶隆*

Talanta, 244, p.123442_1 - 123442_7, 2022/07

オンライン固相抽出(SPE)-ICP-QMSとSr-88/Sr-86比を用いた同位体希釈(ID)法の組合せにより、低濃度のSr-90定量を達成した。本法は放射性標準物質や検量線が不要でデータ取得もワンショットで行うことができる。また、同重体のZr-90などの有意な干渉が存在しても、Sr-90を15分以内で定量する。Sr-90の検出下限値は10mL注入で5.6Bq/Lであり、注入量を増やすとさらに改善する。

論文

Irradiation growth behavior and effect of hydrogen absorption of Zr-based cladding alloys for PWR

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06

In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06$$pm$$0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.

論文

Leaching behavior of multiphase solidified melt prepared from stainless steel and Zircaloy

池内 宏知

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.768 - 780, 2022/06

Formation of metallic fuel debris is highly probable in the damaged core of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Estimating the number of radionuclides released from the fuel debris to an aqueous solution is indispensable for proper handling of fuel debris and waste management. In the present study, a simple approach is introduced to roughly evaluate the mass of elements leached from complex multiphase surfaces considering the surface-area-weighted-average of the contributions of individual phases. Static leaching tests were performed under the acidic and the alkaline conditions to investigate the gap between the simplified assumption and the actual dissolution behavior. Alloy samples of a stainless steel-Zircaloy (SUS-Zry) solidified melt and two single-phase samples (Fe,Cr)$$_{2}$$Zr- and Zr$$_{2}$$(Fe,Ni)-type phases, which comprised the surface of the SUS-Zry alloy) were used in the static leaching tests. The masses of the Fe, Cr, Ni, and Zr leached from the SUS-Zry alloy fitted with those evaluated by the surface-area-weighted approach by 1 to 2 orders of magnitude of precision.

論文

Radiation imaging using an integrated radiation imaging system based on a compact Compton camera under Unit 1/2 exhaust stack of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(6), p.677 - 687, 2022/06

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) went into meltdown after being hit by a large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake on March 11, 2011. Measuring and understanding the distribution of radioactive contamination inside the FDNPS is essential for decommissioning work, reducing exposure to workers, and ensuring decontamination. This paper reports the visualization tests of radioactive contamination in the Unit 1/2 exhaust stack of the FDNPS using a compact Compton camera. Fixed-point measurements were conducted using only a Compton camera and moving measurements using an integrated radiation imaging system (iRIS) that combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device. For the moving measurements, an operator carrying the iRIS acquires data continuously while walking in a passage near the stack. With both types of measurements, high-intensity contamination was detected at the base of the stack, and detailed three-dimensional (3D) visualization of the contamination was obtained from the moving measurement. The fixed-point measurements estimated the source intensity of the contamination from the reconstructed contamination image acquired by the Compton camera. Furthermore, workers can experience the work environment before actual work by importing a 3D structure model into a virtual reality system displaying the contamination image.

報告書

2019年度楢葉遠隔技術開発センター年報

福島研究開発部門 福島研究開発拠点 楢葉遠隔技術開発センター

JAEA-Review 2021-069, 40 Pages, 2022/05

JAEA-Review-2021-069.pdf:2.45MB

楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス株式会社が実施する福島第一原子力発電所の廃炉作業に資するため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設・設備を有している。2019年度は64件の施設利用を支援し、福島第一原子力発電所廃炉作業等に貢献した。また、福島第一原子力発電所の廃炉・除染に携わる事業者、災害対応分野においてロボット技術等を必要としている事業者との技術マッチングの機会として開催された廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会に出展し、地域活性化・福島県の産業復興に協力した。更に、ダンボール製モックアップを使い燃料デブリ回収作業を模擬した第4回廃炉創造ロボコンや廃炉実習等の支援を通じて、長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉関連業務を担う次世代の人材育成に貢献した。本報告書は、2019年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設・設備の整備・利用状況およびそれに係る取組み、遠隔基盤技術の開発状況、緊急時対応遠隔操作資機材の整備・訓練等の活動状況について取りまとめたものである。なお、2019年度は、新型コロナウイルス感染症(COVID-19)の拡大防止対策のため、2020年3月の施設見学の受入れを停止した。この停止は、2020年6月まで継続した。

論文

Precise magnetization measurements down to 500 mK using a miniature $$^3$$He cryostat and a closed-cycle $$^3$$He gas handling system installed in a SQUID magnetometer without continuous-cooling functionality

島村 一利*; 輪島 裕樹*; 牧野 隼士*; 阿部 聡*; 芳賀 芳範; 佐藤 由昌*; 河江 達也*; 吉田 靖雄*

Japanese Journal of Applied Physics, 61(5), p.056502_1 - 056502_7, 2022/05

We have conducted precise magnetization measurements down to 500 mK using a commercial magnetometer. The gas handling system contains two sorption pumps filled with granular charcoals. $$^3$$He gas is pressurized up to ambient pressure for liquification at 3 K and the vapor is pumped for cooling. We demonstrate the performance of the system by observing the Meissner effect of aluminum below the superconducting transition temperature.

論文

Chemical species of iodine during sorption by activated carbon; Effects of original chemical species and fulvic acids

加藤 友彰; 香西 直文; 田中 万也; Kaplan, D. I.*; 宇都宮 聡*; 大貫 敏彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.580 - 589, 2022/05

本研究は、福島第一原子力発電所の汚染水処理施設において、地下水に一般的に含まれる天然有機物であるフルボ酸が、活性炭に吸着除去されると考えられる放射性ヨウ素の化学状態に及ぼす影響を検討した。フルボ酸が無い場合、活性炭に吸着したヨウ素の化学状態は変化しなかったが、ヨウ化物イオンはヨウ素酸イオンよりも活性炭に吸着しにくかった。フルボ酸がある場合、吸着したヨウ素酸イオンの一部がヨウ化物イオンに還元した。本研究結果は、使用済み吸着材の長期保管中にヨウ素酸イオンの還元が進行することを示唆する。

論文

Development of a laser-driven ultrasonic technology for characterizations of heated and aged concrete samples

山田 知典; 大道 博行*; 柴田 卓弥

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.614 - 628, 2022/05

We have demonstrated a full noncontact laser technology to measure the velocity of ultrasonic waves and their spectra propagated through concrete samples exposed to specified high-temperature conditions with specified durations as models of concrete structures in a severe accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The velocities and spectra of the ultrasonic waves were strongly dependent on the exposed temperature, i.e., at a high-temperature condition of 400$$^{circ}$$C, the velocity was 3700 m/s, and at room temperature, the velocity was 5000 m/s. Experimental results are almost comparable to those obtained by the contact ultrasonic technique.

論文

Simulation of the self-propagating hydrogen-air premixed flame in a closed-vessel by an open-source CFD code

Thwe, T. A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 永石 隆二; 門脇 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.573 - 579, 2022/05

高レベル放射性合水廃棄物容器内発生している水素の燃焼及び爆発の危険性について注意する必要がある。本研究では、密閉容器内での水素燃焼の特性を調査するためにオープンソースコードOpenFOAMを使用してシミュレーションを行い、初期火炎速度の影響による火炎面の挙動を調べた。初期の層流火炎速度が増加すると、火炎の半径,圧力,温度が増加し、流体力学的効果によりセル状火炎形状は堅牢になったことが分かった。コードの検証分析のために既存の水素-空気爆発実験から導出した火炎速度モデルをコードに実装し、火炎面に格子解像度の影響を明らかにした。格子サイズが小さくなると、火炎面のセル分離がより明確に形成され、火炎半径が大きくなった。シミュレーションによって得られた火炎半径とセル状火炎面は実験結果と合理的に一致した。

論文

Migration processes of radioactive cesium in the Fukushima nearshore area; Impacts of riverine input and resuspension

御園生 敏治; 中西 貴宏; 鶴田 忠彦; 尻引 武彦; 眞田 幸尚

Marine Pollution Bulletin, 178, p.113597_1 - 113597_9, 2022/05

福島県沖の沿岸域における放射性セシウム($$^{137}$$Cs)の将来的な分布を推定するためには、河川からの流入と海底堆積物からの再浮遊による二次的な移動を評価することが不可欠である。特に、河川から流入した$$^{137}$$Csのほとんどは海水中に溶出せず、堆積するため、河川からの流入影響を無視することはできない。2017年2月から2018年2月にかけて、請戸川河口付近(福島県)に2つの係留系を設置した。1つ目にはセジメントトラップシステムを取り付け、2台目には濁度センサーと流速センサーを取り付けた。マスフラックスに対する再懸濁と河川からの流入の寄与を重回帰式で定量的に評価した。その結果、再懸濁は近海における$$^{137}$$Csの二次的な移動の79%-83%を引き起こし、一方、河川からの$$^{137}$$Csの堆積物への流入の影響は年間7%に過ぎないことが明らかになった。

論文

Radiocesium-bearing microparticles cause a large variation in $$^{137}$$Cs activity concentration in the aquatic insect ${it Stenopsyche marmorata}$ (Tricoptera: Stenopsychidae) in the Ota River, Fukushima, Japan

石井 弓美子*; 三浦 輝*; Jo, J.*; 辻 英樹*; 斎藤 梨絵; 小荒井 一真; 萩原 大樹; 漆館 理之*; 錦織 達啓*; 和田 敏裕*; et al.

PLOS ONE (Internet), 17(5), p.e0268629_1 - e0268629_17, 2022/05

本研究では、福島県太田川で採集した解虫性トビケラ(Stenopsyche marmorata)および肉食性ヘビトンボ(Protohermes grandis)幼虫の水生昆虫個体における$$^{137}$$Cs放射能濃度のばらつきを調査した。トビケラ幼虫は散発的に高い放射能を示したが、ヘビトンボ幼虫ではばらつきは見られなかった。オートラジオグラフィーと走査型電子顕微鏡による分析から、これらのトビケラ幼虫試料には、不溶性のCs含有ケイ酸塩ガラス粒子である放射性Cs含有微粒子(CsMPs)が含まれていることが確認された。また、CsMPsはトビケラ幼虫の餌となりうるペリフィトンや漂流粒子状有機物にも含まれており、幼虫はCsMPsを同サイズの餌粒子とともに摂取している可能性が示唆された。淡水生態系におけるCsMPsの分布や生物による取り込みは比較的知られていないが、本研究はCsMPsが水生昆虫に取り込まれることを実証している。

論文

燃料デブリの過酸化水素による酸化劣化に関する研究

熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 佐々木 隆之*

放射線化学(インターネット), (113), p.61 - 64, 2022/04

東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では燃料や被覆管、構造材料等が高温で反応して燃料デブリが形成されたとみられている。1F炉内は注水や地下水の流入で湿潤な環境にあり、放射線による水の分解が継続していると考えられ、これが燃料デブリの化学的な性状に影響する可能性がある。1F燃料デブリの組成や形状については、いまだに十分な情報が得られていないが、炉内や周辺で採取された微粒子の分析結果では、様々な組成が観測されており、事故進展における温度履歴や物質移動の複雑さを反映していると考えられる。1Fサンプルのように複雑組成の混合物については、水の放射線分解が与える影響に関する知見が乏しい。そこで、水の放射線分解の影響として想定すべき燃料デブリの性状変化を明らかにするため、模擬デブリ試料を用いてH$$_{2}$$O$$_{2}$$水溶液への浸漬試験を行った。その結果、H$$_{2}$$O$$_{2}$$の反応により、模擬デブリ試料からウランが溶出し、過酸化ウラニルの形成が進むことが分かった。またUO$$_{2}$$相の固溶体形成によるH$$_{2}$$O$$_{2}$$に対する安定化が観測された。これらの酸化劣化の過程は、ウラン含有相の反応性や安定性に基づいて説明できることを明らかにした。

論文

Simultaneous determination of zircon crystallisation age and temperature; Common thermal evolution of mafic magmatic enclaves and host granites in the Kurobegawa granite, central Japan

湯口 貴史*; 山嵜 勇人*; 石橋 梢*; 坂田 周平*; 横山 立憲; 鈴木 哲士*; 小北 康弘; 三戸 和紗*; 井村 匠*; 大野 剛*

Journal of Asian Earth Sciences, 226, p.105075_1 - 105075_9, 2022/04

LA-ICP質量分析法によりジルコンのシングルスポットからU-Pb年代とチタン濃度を同時に取得することで、花崗岩質マグマの時間-温度履歴を解明するのに必要なジルコンの結晶化年代と結晶化温度を推定することができる。黒部川花崗岩体は、苦鉄質火成包有物(MMEs)を多量に含む岩体である。本研究では、このMMEsに対してジルコンのU-Pb年代とチタン濃度を同時に取得する方法を適用した。MMEs及び母岩について共通の冷却過程が認められ、この冷却は150万年前から50万年前に生じたことが明らかとなった。また、ジルコンの結晶化温度から黒雲母K-Ar系の閉鎖温度にかけての冷却は、100万年以内に急冷したことが分かった。本研究によって得られた時間-温度履歴と母岩の岩石学的記載から、マグマチャンバーを通じたMMEsの浮揚、移動、拡散が150-50万年前に停止したことが示唆され、また、それ以降に大規模な温度上昇が生じていないことから、この時期に黒部川花崗岩体が定置したと考えられる。

論文

Volatilization of B$$_{4}$$C control rods in Fukushima Daiichi nuclear reactors during meltdown; B-Li isotopic signatures in cesium-rich microparticles

笛田 和希*; 高見 龍*; 蓑毛 健太*; 諸岡 和也*; 堀江 憲路*; 竹原 真美*; 山崎 信哉*; 斉藤 拓巳*; 塩津 弘之; 大貫 敏彦*; et al.

Journal of Hazardous Materials, 428, p.128214_1 - 128214_10, 2022/04

Boron carbide control rods remain in the fuel debris of the damaged reactors in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, potentially preventing re-criticality; however, the state and stability of the control rods remain unknown. Sensitive high-resolution ion microprobe analyses have revealed B-Li isotopic signatures in radioactive Cs-rich microparticles (CsMPs) that formed by volatilization and condensation of Si-oxides during the meltdowns. The CsMPs contain 1518-6733 mg kg$$^{-1}$$ of $$^{10+11}$$B and 11.99-1213 mg kg$$^{-1}$$ of Li. The $$^{11}$$B/$$^{10}$$B (4.15-4.21) and $$^{7}$$Li/$$^{6}$$Li (213-406) isotopic ratios are greater than natural abundances ($$sim$$4.05 and $$sim$$12.5, respectively), indicating that $$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li reactions occurred in B$$_{4}$$C prior to the meltdowns. The total amount of B released with CsMPs was estimated to be 0.024-62 g, suggesting that essentially all B remains in reactor Units 2 and/or 3 and is enough to prevent re-criticality; however, the heterogeneous distribution of B needs to be considered during decommissioning.

論文

Post-test analyses of the CMMR-4 test

山下 拓哉; 間所 寛; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 8(2), p.021701_1 - 021701_13, 2022/04

Understanding the final distribution of core materials and their characteristics is important for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Such characteristics depend on the accident progression in each unit. However, boiling water reactor accident progression involves great uncertainty. This uncertainty, which was clarified by MAAP-MELCOR Crosswalk, cannot be resolved with existing knowledge and was thus addressed in this work through core material melting and relocation (CMMR) tests. For the test bundle, ZrO$$_{2}$$ pellets were installed instead of UO$$_{2}$$ pellets. A plasma heating system was used for the tests. In the CMMR-4 test, useful information was obtained on the core state just before slumping. The presence of macroscopic gas permeability of the core approaching ceramic fuel melting was confirmed, and the fuel columns remained standing, suggesting that the collapse of fuel columns, which is likely in the reactor condition, would not allow effective relocation of the hottest fuel away from the bottom of the core. This information will help us comprehend core degradation in boiling water reactors, similar to those in 1F. In addition, useful information on abrasive water suspension jet (AWSJ) cutting for debris-containing boride was obtained in the process of dismantling the test bundle. When the mixing debris that contains oxide, metal, and boride material is cut, AWSJ may be repelled by the boride in the debris, which may cut unexpected parts, thus generating a large amount of waste in cutting the boride part in the targeted debris. This information will help the decommissioning of 1F.

論文

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

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