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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.

論文

AWJによる燃料集合体溶融模擬材の切断実証および評価

丸山 信一郎*; 綿谷 聡*

三井住友建設技術研究開発報告, (15), p.107 - 112, 2017/10

福島第一原子力発電所(以下、1Fと称す)の廃止措置において、安全で確実な燃料デブリの取出しを行うためには、燃料デブリの形態や特性を推定することが不可欠となる。その推定のため、事故時の燃料集合体の溶融移行挙動調査が行われている。調査にあたり、燃料集合体溶融模擬材の切断が必要となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(以下、AWJと称す)工法を適用することとした。結果、燃料集合体溶融模擬材を切断でき、切断可能な条件のデータを取得できた。今後、そのデータは、燃料デブリの取出しの検討に役立てることができる。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

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$$times$$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。

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,1; 目的とH26年度の成果

佐藤 一憲; 阿部 雄太; 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$$times$$高さ約20cm)をプラズマトーチで加熱する予備試験(Phase I)を行い、燃料の一部溶融を確認して本プラズマ加熱の基本的な適用性を確認した。

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,3; EPMAを用いた広範囲にわたる酸素マッピング分析手法の検討

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 田中 宏*; 山口 英信*

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た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。当該試験では、BWRの基本構成要素(燃料ロッド、チャネルボックス、制御棒ブレード、下部支持構造)を模擬した試験体を製作し、加熱試験を行う計画である。しかし、模擬燃料ペレットでUO$$_{2}$$-Zr系と疑似的状態図が類似しているジルコニア(ZrO$$_{2}$$)を用いるため、移行挙動を評価するには被覆管(Zr)に含まれる酸素量または内包される不純物量を比較する必要がある。そこで、我々はコンクリートの劣化診断などで広く使われている広範囲EPMA(WDX)に着目し、模擬燃料ペレットと被覆管のみを模擬した小規模試験体(Phase I)を対象に、酸素濃度分布及び内包される不純物(Mg, Hf)分布を測定し、その妥当性をXRF及び不活性ガス溶解法を用いた酸素の定量分析によるO/M比で評価した。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験を用いた材料分析の検討,1; 模擬燃料試験体加熱試験の評価概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*

no journal, , 

原子力機構では、加熱技術及び試験後の分析技術の適用性を確認するため、BWR炉心の基本構成要素からなる模擬燃料集合体を製作し、プラズマ加熱試験(Phase II)を実施した。本報では、Phase II試験体のX線CT及び元素分析(EPMA及びLA-ICP-MS)の結果について報告する。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験を用いた材料分析の検討,2; LIBSを用いた評価手法の検討

川上 智彦*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 中桐 俊男

no journal, , 

本報では原子力機構で作製した、模擬燃料集合体加熱試験体溶融物をLIBSで計測し、元素の同定を行った。溶融物からは酸素を同定し金属元素と酸素比を算出した結果を報告する。

口頭

プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の確立,1; プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*; 丸山 信一郎*

no journal, , 

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた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に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体を用いて開発した加工技術とWDXによるB及びOの濃度分布について報告する。

口頭

プラズマ加熱試験の材料分析を用いた評価手法の確立,2; プラズマ基礎加熱試験体を用いた材料分析とLIBSの適用可能性

川上 智彦*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 中桐 俊男

no journal, , 

原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた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に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体(平成27年度加熱試験体)をLIBSで計測し、元素の同定を行い、溶融物から酸素-金属元素比等の解析を実施した。

口頭

プラズマ加熱試験の材料分析による評価手法の確立,3; AWJによる模擬試験体の切断

丸山 信一郎*; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 高島 雄次*

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た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に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本研究における評価において、模擬試験体(平成27年度加熱試験体)の切断が課題となり、切断にはジルコニウム合金とステンレスの溶融混合材料やセラミックの切断実績のあるアブレイシブウォータージェット(AWJ)切断を適用した。本報では、その切断成果について述べる。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験における材料分析を用いた評価手法の確立,1; 非移行型プラズマ加熱を用いた模擬燃料集合体加熱試験の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 山下 拓哉; 野呂 純二*; 松島 朋裕*; 川上 智彦*

no journal, , 

原子力機構では、BWRのシビアアクシデント(SA)事故時に制御ブレード及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報では、模擬燃料加熱試験(CMMR-0)で得られた軸方向温度分布、X線CT撮像並びに材料分析を用いた評価手法を報告する。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験における材料分析を用いた評価手法の確率,3; LIBSを用いた酸素及びホウ素の評価手法の検討

岡崎 航大*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 川上 智彦*

no journal, , 

原子力機構ではBWRシビアアクシデント(SA)事故時に制御棒及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報は、元素情報や硬度情報の測定をLIBSで行うにあたり、作成したプラズマ加熱試験体を用いてLIBSによる評価手法の検討を行った。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験における材料分析を用いた評価手法の確立,2; EPMAを用いた広範囲にわたる酸素及びホウ素マッピング分析手法の検討

野呂 純二*; 阿部 雄太; 山下 拓哉; 松島 朋裕*

no journal, , 

原子力機構では、BWRのシビアアクシデント(SA)事故時に制御ブレード及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報では、コンクリートの劣化診断などで広く使われている広範囲EPMA(WDX)に着目し、模擬燃料加熱試験(CMMR-0)試験体を対象に、酸素及びホウ素濃度分布を測定し、その妥当性をLA-ICP-MS等の定量分析で評価した。

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