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論文

Release of radioactive materials from high active liquid waste in small-scale hot test for boiling accident in reprocessing plant

山根 祐一; 天野 祐希; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 吉田 一雄; 石川 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(6), p.783 - 789, 2016/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.52(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃液(HALW)から放出される放射性物質の放出挙動について、沸騰事故条件での実験研究を行った。実験室規模の再処理で得られたHALWを用いた実験で、Ru, $$^{99}$$Tc, Cs, Sr, Nd, Mo, RhなどのFP核種と$$^{242}$$Cm及び$$^{241}$$Amなどのアクチニドの放出割合を測定した。結果として、Ruの放出割合は0.20、FP核種やアクチニドの放出割合は1$$times$$$$10^{-4}$$であった。Ruは気相中にミスト及びガスとして放出された。Ruの放出量の、試料溶液中のRuの初期濃度に対する依存性は弱かった。FP核種とアクチニドは非揮発性で、気相中にミストとして放出された。その放出量は、試料溶液中の初期濃度が大きいほど多かった。Ruの放出割合とNOx濃度は試料溶液の温度の上昇に合わせて増加した。RuとNOxの多くは200から300$$^{circ}$$Cの間の、互いにほぼ同じ温度において放出された。ミストその他の粒子状物質の粒径分布を測定したところ、150$$^{circ}$$C以下と200$$^{circ}$$C以上で、互いに異なった分布が得られた。

論文

Experimental study on boiling accident of high active liquid waste in reprocessing

内山 軍蔵; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1056 - 1063, 2015/09

再処理施設高レベル廃液の沸騰事故時における放射性物質の放出量評価データ取得に関する実験研究を行っている。本研究では、コールド基礎実験、コールド工学実験及びホット実験を行っている。これまでの実験の結果、高レベル模擬廃液の沸騰事故条件ではRu及びTcは揮発性を有し、ガス状及びミスト状で放出され、その他のFP元素は非揮発性であり、ミスト状で放出されることがわかった。高レベル摸擬廃液からの非揮発性FP元素の放出率は、10$$^{-4}$$程度であった。Amなどのアクチニド元素の放出率は、非揮発性FP元素とほぼ同程度であった。

論文

高レベル濃縮廃液中硝酸塩の熱分解に伴う窒素酸化物発生挙動

天野 祐希; 渡邉 浩二; 田代 信介; 山根 祐一; 石川 淳; 吉田 一雄; 内山 軍蔵; 阿部 仁

日本原子力学会和文論文誌, 14(2), p.86 - 94, 2015/06

再処理施設における高レベル濃縮廃液(HALW)の蒸発乾固事故により放射性物質が放出されるおそれがある。特に、揮発性の高いルテニウム(Ru)はHALW貯槽から外部へ放出される可能性がある。また、放射性物質の放出とともに、HALW中の硝酸塩の熱分解によって窒素酸化物(NOx)も発生する。発生したNOxは揮発性Ruの放出に対する物理的な駆動力として作用するだけでなく、揮発性Ruとの酸化還元反応による揮発性Ruの分解及び生成に影響を与える可能性もある。本研究では、600$$^{circ}$$Cまで模擬廃液を加熱し、NOxの発生に関するデータを取得した。模擬廃液乾固物からのNOxの発生は、200$$^{circ}$$C以上で顕著となり約600$$^{circ}$$Cまで継続し、約340$$^{circ}$$C付近で最大となることが分かった。さらに、各ランタノイド元素の硝酸塩は模擬廃液中の様にそれらが共存する場合にはほぼ同じ温度にて同時に熱分解を生じること、Ruの硝酸塩が熱分解することで生じるRu酸化物はランタノイド元素の硝酸塩の熱分解温度を低温側に遷移させることを示唆する結果を得た。

論文

Thermal aging effect for creep properties on Ni base refractory alloys

石島 暖大; 上野 文義

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05

再処理機器で使用されているNi基耐熱合金(Alloy625)の熱サイクル寿命評価に重要な、クリープ特性に及ぼす熱時効の影響を評価するため、熱時効材および溶体化処理材について1073Kでクリープ試験を行った。その結果、溶体化材では試験応力が100MPa未満では試験途中でクリープひずみ速度が減少するが、熱時効材ではその様な傾向は見られなかった。溶体化材の試験応力によるクリープ挙動の変化は、試験中に金属間化合物が析出するためであることが組織観察およびクリープひずみ速度の挙動から明らかとなった。これらの結果は、再処理機器の運転中に金属間化合物が析出し、クリープ疲労特性が変化することを示唆しているが、試験結果よりその析出は数百時間で終了しているため、実機のクリープ疲労寿命評価には熱時効材のデータを使用する方が適切である。

論文

Evaluation of wall thinning of the steel piping after long term operation at Fugen Power Station

安藤 亮介; 阿部 輝宜; 中村 孝久

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 6(4), p.153 - 164, 2015/02

「ふげん」実機材を対象として各経年劣化事象への研究適用性、有用性の検討の一環として、二次冷却系の鋼管の減肉の調査を行った。廃止措置により解体作業が進められている「ふげん」実機配管の肉厚の詳細測定結果等を行い、検査結果と補充することで減肉率データの信頼性について検討を行った。更に、「ふげん」実機データに基づき、配管減肉予測式精度の向上、配管減肉管理の合理化、配管減肉対策の妥当性検証について検討を行った。

論文

Research of estimation method of thermal aging embrittlement on cast austenitic stainless steel

阿部 輝宜; 野際 公宏*; 鬼塚 貴志*; 中村 孝久; 榊原 安英

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 6(4), p.146 - 152, 2015/02

廃止措置が進められている「ふげん」より採取された実機材を用いて熱時効脆化の発生状況を確認すると共に、脆化予測式モデルの妥当性について検討を行った。シャルピー衝撃エネルギーの実測値に対して、H3Tモデルによる予測値は脆化の程度を厳しく予測していることが確認された。また同時に活性化エネルギーや脆化の感受性などについて、脆化機構に基づいた検討を行うことにより、脆化予測の高精度化の余地があることが示唆された。

論文

Characterization on the radioactive aerosols dispersed during plasma arc cutting of radioactive metal piping

島田 太郎; 田中 忠夫

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1345 - 1349, 2015/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.88(Chemistry, Analytical)

原子力施設の廃止措置を安全かつ適切に計画実施するためには、放射化・表面汚染の放射性機器の切断時に飛散するエアロゾルの生成・飛散挙動を把握する必要がある。放射性エアロゾルは作業者の内部被ばくだけでなく、周辺環境に放出され公衆被ばくの原因となる可能性がある。そこで放射性配管を対象にプラズマアーク切断試験を実施しエアロゾル比放射能の粒径分布等を取得した。試験にはJPDRの放射化配管とふげんの液体廃棄物処理系の表面汚染配管の2種類を用いた。グリーンハウス内で100A出力のプラズマ切断機を作業員が外周に沿って切断し、エアロゾルを含む空気を電子式低圧型カスケードインパクタELPIに導入して粒径分布を取得した。その結果、放射化配管の粒径別の$$^{60}$$Co比放射能は50%カットオフ径0.91$$mu$$mで母材の比放射能の2$$sim$$3倍程度となり、一方0.26$$mu$$m以上では母材の半分程度となった。表面汚染配管では0.054$$mu$$mで全粒子平均の約50倍となり、一方4$$mu$$m以上では1/8程度で放射化配管と比較して濃度差が大きいことが確認された。表面汚染の場合、汚染物が直接プラズマアークにより加熱され溶融蒸発し、さらに微小粒子に濃縮されたと考えられる。

論文

Effect of cyclic loading on the relaxation of residual stress in the butt-weld joints of nuclear reactor piping

勝山 仁哉; 山口 義仁; Li, Y.*; 鬼沢 邦雄

Nuclear Engineering and Design, 278, p.222 - 228, 2014/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.01(Nuclear Science & Technology)

原子炉配管における応力腐食割れ(SCC)の駆動力として、溶接残留応力は最も重要な因子として挙げられる。配管の健全性を評価するためには、地震に伴う過大な繰り返し荷重が残留応力に及ぼす影響を評価する必要がある。本研究では、過大な繰り返し荷重の影響を明らかにするため、SUS316L低炭素ステンレス鋼製250A配管突合せ溶接部を対象に、有限要素解析を行った。溶接シミュレーションの精度を実測値と比較を通じて確かめた後、地震荷重を模擬するため、最大荷重を変化させたさまざまな荷重パターンをモデルに付与し、残留応力分布の変化について評価を行った。その結果、荷重が大きいほど溶接部近傍の溶接残留応力の緩和が大きくなることを見いだした。内表面の引張応力も低減することから、過大な繰り返し荷重はSCCの成長の抑制にも効果があると考えられる。

論文

Improvement of probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor piping considering large earthquakes

山口 義仁; 勝山 仁哉; 宇田川 誠; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; Li, Y.*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 8 Pages, 2014/07

The probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL-SP is improved by introducing crack-growth evaluation methods based on J-integrals, including calculation functions of J-integral values for semi-elliptical surfaces and through-wall cracks in pipes. Using the improved PASCAL-SP, sensitivity analyses that varied parameters such as earthquake magnitude were carried out on the basis of probabilistic evaluation. Results obtained from sensitivity analyses are also presented, e.g., the effect of earthquake magnitude on failure probability. The improved PASCAL-SP makes evaluation of the failure probability of piping under large seismic loading possible.

論文

Release behavior of radioactive materials at a boiling accident of high active liquid waste in reprocessing plants

内山 軍蔵; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳

Proceedings of International Waste Management Symposia 2014 (WM 2014) (Internet), 9 Pages, 2014/05

再処理施設高レベル廃液の沸騰事故時における放射性物質の放出量評価データ取得試験研究を行っている。これまでの試験の結果、非放射性模擬廃液を用いたコールド基礎試験では、様々な試験条件における放出挙動データを取得し、Ruは揮発性を有し、ガス状及びミスト状で放出され、その他のFP元素は非揮発性であり、ミスト状で放出されることを示した。コールド工学試験では、FP元素の放出に及ぼす廃液貯槽の空間的な影響データを取得し、気相に放出された非揮発性FP元素の大部分は廃液貯槽内壁に付着することを示した。放射性廃液を用いたホット試験では、放射性物質の放出挙動データを取得し、コールド基礎試験の結果とほぼ同程度の放出割合であるこことを示した。

論文

In-situ radioactivity measurement for the site release after decommissioning of nuclear power plants

田中 忠夫; 島田 太郎; 助川 武則

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.832 - 835, 2014/04

日本では、原子炉施設解体後の敷地は有効活用することを基本方針としている。敷地解放にあたっては、有意な残存放射能がないことを事前に確認しなければならない。本研究では、原子炉施設についての代表的な指標核種の1つである$$^{60}$$Coを対象として、敷地に残存する核種濃度を保守的かつ合理的に評価する手法を提案するとともに、その妥当性を試験により確認した。あらかじめ測定対象と定義した範囲内に存在するすべての$$^{60}$$Coが、その範囲で最も遠い表面に点線源で存在すると仮定する。このような体系で、$$^{60}$$Co線源が有意に検出される最小時間をMonte Carlo計算によって推定する。推定した必要計測時間以上の測定で検出されなければ、点線源相当の$$^{60}$$Coは対象範囲内に残存しないことが証明できる。そこで、可搬型Ge検出器を用いて、敷地に埋設した密封$$^{60}$$Co線源の計測試験を実施した。計算から推定した最小検出時間は、実測時間とおおむね一致した。これら結果から、提案した評価手法が残存放射能の保守的な検認に適用可能であることを確認した。

論文

地下水流動モデルの改良及び検証

宗像 雅広; 天野 健治; 田中 忠夫

JNES-RE-2013-9032, p.36 - 54, 2014/02

広域的な地下水流動状況を把握するための手法を確立するため、幌延地区周辺を対象として地下水流動解析を行った。解析には、原子力機構で開発した広域地下水流動解析コード3D-SEEPを用いた。既往のデータに基づき構築した水理地質構造モデルによる地下水流動解析結果と涵養域及び流出域で新たに掘削したボーリング孔における間隙水圧等の観測データを比較することにより、データ選定や解析上の課題を抽出した。さらに、改良したモデルによる再解析を行い、構築した広域地下水流動モデルの妥当性を検証した。これらの検討結果に基づき、地下水流動モデルの改良の考え方、検証に有効なデータ選択の考え方、解析手順の在り方等を取りまとめた。

論文

Probabilistic structural integrity analysis of reactor pressure vessels during pressurized thermal shock events

眞崎 浩一; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 136(1), p.011208_1 - 011208_7, 2014/02

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)時における構造健全性評価に関して、確率論的破壊力学(PFM)解析手法の適用性を確認するため、原子力機構ではPFM解析コードPASCAL3の開発を進めている。このPASCAL3を用いて、圧力容器の板厚,初期関連温度,溶接残留応力等のパラメータに対する感度解析を実施し、PTS時の条件付破壊確率に及ぼす影響を明確化した。また、国内の高経年原子炉圧力容器に対する標準的な解析条件を設定し、現行の評価方法に基づく決定論的な健全性解析に加えてPASCAL3による確率論的解析を実施し、両者の評価結果を比較した。この解析結果から、決定論的に求めた温度裕度と条件付き裂進展確率との間に良い相関があることを確認した。

論文

Influence of thermal aging on cast stainless steels used in JAEA's nuclear reactor Fugen

野際 公宏; 鬼塚 貴志; 阿部 輝宜; 榊原 安英; 堀江 薫; 中村 孝久

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(9), p.883 - 890, 2013/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

低温で長期使用されたステンレス鋳鋼の熱時効の影響を調査するために「ふげん」実機材の衝撃試験と微細組織評価を行った。本研究では熱時効脆化の主原因とされるフェライト相におけるスピノーダル分解反応に着目し、微細組織評価として3DAPを用いた評価を実施した。シャルピー衝撃試験及び3DAP分析評価の結果から、BWR相当の実機環境で使用された「ふげん」実機材においても、初期段階ではあるが熱時効脆化の兆候が確認された。

論文

Study on release and transport of aerial radioactive materials in reprocessing plant

天野 祐希; 田代 信介; 内山 軍蔵; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1411 - 1417, 2013/09

The release and transport characteristics of radioactive materials at a boiling accident of the high active liquid waste (HALW) in a reprocessing plant have been studied for improving experimental data of source terms of the boiling accident. In the study, a heating test and a thermogravimetry and differential thermal analysis (TG-DTA) test were conducted. In the heating test using a simulated HALW, it was found that ruthenium was mainly released into the air in the form of gas and that non-volatile elements were released into the air in the form of mist. In the TG-DTA test, the rate constants and reaction heat of thermal decomposition of ruthenium nitrosyl nitrate were obtained from TG and DTA curves.

論文

Experimental and analytical studies on the effect of excessive loading on fatigue crack propagation in piping materials

山口 義仁; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 矢川 元基*

Journal of Pressure Vessel Technology, 135(4), p.041406_1 - 041406_9, 2013/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:78.17(Engineering, Mechanical)

耐震設計審査指針の改定や、新潟県中越沖地震で観測された設計基準地震動を上回る大きさの地震に対して、SCCや疲労き裂が存在する配管にこのような過大な地震荷重が及ぼす影響の評価が必要である。本研究では、沸騰水型原子力発電所の配管系で用いられる炭素鋼(STS410)とオーステナイト系ステンレス鋼(SUS316)を用いて、繰返し荷重を受ける場合のき裂進展挙動に関し、実験及びFEM解析により評価を行った。繰返し荷重の振幅及び最大荷重が増加する場合と低減する場合を設定し、荷重低下後におけるき裂進展の遅延効果を確認した。このき裂進展遅延効果は、SUS316よりSTS410において大きく現れることが示された。また、遅延効果に対して提案されているWheelerモデルについて、適用性を明らかにした。さらに、これらの結果を踏まえた確率論的破壊力学(PFM)解析により、大地震時におけるき裂進展及び破壊に及ぼす過大荷重の影響を評価した。Wheelerモデルを用いたPFM解析では、破壊確率に与える地震時のき裂進展遅延の影響はほとんど現れないことを確認した。

論文

Evaluation of excessive loading effect on fatigue crack growth behavior based on crack blunting and stress distribution in front of the crack tip

山口 義仁; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

本研究では、巨大地震を模擬した試験と解析を実施し、疲労き裂進展挙動に及ぼす過大な引張及び圧縮荷重の影響を評価した。過大な単波の引張及び圧縮荷重を含む疲労き裂進展試験により、き裂先端が過大引張荷重で鈍化した場合それにつづく圧縮荷重の大きさによって、き裂進展速度に及ぼす過大荷重の影響が異なり、き裂が閉口するほどの圧縮荷重が負荷された場合には、き裂進展が加速することを確認した。一方、圧縮荷重が負荷されない場合には、き裂進展が遅延することを確認した。FEM解析では、き裂鈍化、き裂前縁の塑性域の大きさ及び応力分布を、各荷重負荷条件で評価した。その結果、き裂先端が過大引張荷重により鈍化し、その後圧縮荷重を受けた場合には、引張の応力分布がき裂先端前縁に発生することを明らかにした。以上により、過大荷重の影響を考慮したき裂進展評価手法を、き裂鈍化とき裂先端前縁の応力分布に着目して提案した。提案したき裂進展評価手法によるき裂進展予測結果は、試験で得られたき裂進展結果とほぼ一致した。

論文

Corrosion behavior of a titanium alloy in hot nitric acid condensate

竹内 正行; 佐野 雄一; 中島 靖雄; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*

Journal of Energy and Power Engineering, 7(6), p.1090 - 1096, 2013/06

本研究では、再処理機器の経年変化に関する評価に資する目的で、高温硝酸凝縮液中のTi-5Ta合金の長期耐食性の評価及び加熱硝酸溶液中の金属塩による耐食性への影響について調査した。硝酸凝縮部を対象とした11,000時間に渡る腐食試験の結果から、加熱硝酸濃度の増大に応じて凝縮部の腐食速度も増大するものの、各硝酸濃度条件におけるTi-5Ta合金の腐食速度はほぼ一定であり、腐食形態としては全面腐食の形態を呈した。このことから、硝酸腐食の観点からの機器寿命は運転中の腐食速度を外挿することにより概略的に評価することが可能である。また、硝酸蒸気濃度は加熱溶液中の金属塩の影響で増大し、中でもその原子価が大きいほど硝酸蒸気濃度は高くなることがわかった。この影響は金属イオンの水和特性と密接に関連し、Ti-5Taの重要な腐食加速因子となることを明らかにした。なお、本内容は国際会議ICONE-20で発表したものであり、事務局からの推薦により、論文投稿を行うものである。

論文

地震荷重下における配管のき裂進展評価手法の提案

山口 義仁; Li, Y.*; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

日本機械学会論文集,A, 79(802), p.730 - 734, 2013/06

国内の原子力発電所は、従来の設計条件を超えるような非常に大きな地震動を経験しており、巨大地震に対する機器・構造物の健全性評価は重要な課題である。過大な引張・圧縮荷重が配管材におけるき裂進展挙動に及ぼす影響に関して平板試験片を用いた評価を行った。試験結果から、過大荷重がき裂進展挙動に及ぼす影響を確認した。この影響について、き裂先端付近の応力分布とき裂先端の鈍化に着目して原因を考察し、き裂進展評価手法を提案した。また提案手法の配管への適用性を確認するために、4点曲げにより模擬地震動を負荷する配管試験を実施した。配管試験より、本手法のき裂進展評価では従来手法と比較して実験値に近くかつ保守的に評価可能であることがわかり、本提案手法は配管におけるき裂進展に対しても有効であることが示された。

報告書

核燃料サイクル施設における可燃性物質の燃焼時の閉じ込め効果評価試験(受託研究)

阿部 仁; 田代 信介; 渡邉 浩二; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2012-035, 26 Pages, 2013/01

JAEA-Research-2012-035.pdf:1.94MB

核燃料サイクル施設の安全性の確認に資するため、同施設における火災時の閉じ込め機能の健全性を評価するための手法の整備を進めている。同施設に存在する代表的な可燃性物質として、再処理有機溶媒やMOX燃料加工工程でMOX粉末へ添加されるステアリン酸亜鉛さらに代表的な潤滑油を取り上げ、これらの燃焼に伴う質量減少速度や煤煙化率等の燃焼特性データを取得した。また、再処理有機溶媒の燃焼に伴う煤煙の目詰まりによるHEPAフィルタの差圧上昇データを取得した。その結果、30%TBP/70%ドデカンの燃焼では、煤煙化率がドデカンを含む他の燃焼物質と比べて大きいこと、燃焼晩期にこれまで報告されていないHEPAフィルタの急激な差圧上昇が引き起こされる可能性があることがわかった。また、これまで燃焼性については考慮されていないステアリン酸亜鉛も、外部から加熱された状態では、定常的に燃焼を継続することを確認した。

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