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論文

Prediction of the drying behavior of debris in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for dry storage

仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, SiO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$ and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000$$^{circ}$$C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000$$^{circ}$$C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.

論文

内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響

上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之

日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12

東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。

論文

Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 2; Heat transfer and flow visualization experiment by using internally heated annulus

上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 11 Pages, 2015/11

To understand the current status of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, the progress of the accident has been calculated by severe accident analysis codes, for example, MAAP, SAMPSON and so on. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater was attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, the objective is to understand the basic physical effect of the seawater on the thermal-hydraulic behavior without boiling. We measured and compared the thermal-hydraulic behavior in pure water, NaCl solution and artificial seawater with the concentration of 3.5wt% in a heat transfer and flow visualization experiment by using an internally heated annulus. Above Re = 2300 [-], the correlations between Nusselt number and Reynolds number in the NaCl solution and the artificial seawater were the same with that in the pure water. Moreover, the correlation can be predicted by Dittus-Boelter equation. Below Re = 2300 [-], the Nusselt numbers of each fluid correlated with the Rayleigh number. Therefore, considering physical properties of the NaCl solution and the artificial seawater, the thermal-hydraulics behavior without boiling in the NaCl solution and the artificial seawater was not different from the behavior in the pure water.

論文

Evaluation of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions, 1; Outline of the research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之

Proceedings of International Conference on Power Engineering 2015 (ICOPE 2015) (CD-ROM), 9 Pages, 2015/11

In the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, seawater was injected into the reactor to cool down the nuclear fuels. The injection of the seawater may change the thermal-hydraulic characteristics. Therefore, the thermal hydraulic behavior of seawater has to be evaluated to consider the current status of Fukushima Daiiichi Nuclear Power Plants. However, there is little information about the thermal-hydraulic characteristics of seawater. In order to understand the effects of the seawater on the thermal hydraulic behaviors, a research project was started in Japan Atomic Energy Agency. In this research project, we performed two-different type experiments, one is a heat transfer and visualization experiment by using an internally heated annulus, the other is a heat transfer experiment by using a degraded core simulated test section. In this paper, the outline of the research project and examples of results are reported. For single phase flow conditions, heat transfer coefficients of evaluated by the existing correlation and thermal properties of the artificial seawater almost agreed with the experimental results. For two-phase flow conditions, the results of the artificial seawater were different from that of pure water and the NaCl solution. In the artificial seawater, small solid depositions were observed, and it was considered that these solid depositions affected the thermal hydraulic behavior of the artificial seawater.

論文

$$gamma$$線照射下における希釈海水を含むゼオライト中ステンレス鋼の局部腐食挙動

加藤 千明; 佐藤 智徳; 中野 純一; 上野 文義; 山岸 功; 山本 正弘

日本原子力学会和文論文誌, 14(3), p.181 - 188, 2015/09

福島第一原子力発電所事故の汚染水処理に用いた使用済み吸着塔の局部腐食発生条件に関する基礎的検討として、$$gamma$$線照射下における人工海水を含んだゼオライト中のステンレス鋼(SUS316L)の電気化学試験を行った。ステンレス鋼の自然浸漬電位は$$gamma$$線照射により貴化し、吸収線量率の増加に従いその定常自然浸漬電位が上昇した。一方、ゼオライト共存系では$$gamma$$線照射下の電位上昇が抑制された。この電位上昇は、主に放射線分解で生じるH$$_{2}$$O$$_{2}$$濃度の増加によるものであることを明らにした。ゼオライトは$$gamma$$線照射により生成するH$$_{2}$$O$$_{2}$$を分解し、その電位上昇が抑制されることを明らかにした。ステンレス鋼の局部腐食発生電位は、照射の有無、ゼオライトの種類や接触により大きく変化しないことから、ゼオライト共存は$$gamma$$線照射下において定常自然浸漬電位を低下させ、局部腐食発生リスクを低減できることが期待できることを明らかにした。

論文

Overview and outcomes of Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi NPS (OECD/NEA BSAF Project)

永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.7033 - 7045, 2015/08

OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)が2012年の11月に開始された。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて熱流動挙動を解析した。計画の目標は、デブリ取り出しに役立つ事故の進展、圧力容器及び格納容器内の状況、デブリの分布の推定を行うことである。参加者から提出された計算結果は大きなばらつきを示したが、比較及び検討により事故の進展と炉内状況を推定した。計画のアウトプットとして、解析者と廃止措置現場とのコミュニケーションに役立つ、未解明の事象やデータニーズについてもとりまとめた。

論文

The Thermal-hydraulic behavior of seawater in an internally heated annulus

上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; 高瀬 和之; 吉田 啓之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

The progress of the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster has been calculated by severe accident analysis codes to understand the current status of the reactors. However, effects of seawater are not considered in these calculations, although the seawater has been attempted to inject into the reactors to cool down the nuclear fuels. In the present study, we evaluated the thermal-hydraulic behavior of the pure water, the manmade seawater and the NaCl solution in the internally heated annulus with the measurement of temperature, boiling behavior, velocity distributions and deposition of crystals, in order to inform about the effect of the seawater. From the experiment, considering physical properties and inlet velocity of fluid, the heat transfer coefficients in the manmade seawater and the NaCl solution are the same values with that in the pure water in the single phase condition. However, in the boiling condition, the heat transfer coefficients in the manmade seawater and the NaCl solution are more largely increased than that in the pure water with increasing the input heat flux. The difference of the heat transfer is concerned with the difference of the boiling behavior and the velocity distributions in each fluid. As one of the causes of the difference of boiling behavior and velocity distribution, the deposition of crystals is considered. In fact, the deposition of crystals of CaCO$$_{3}$$ was observe in the internally heated annulus with the manmade seawater.

論文

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 6; Influence of the simulant molten fuel properties on jet breakup phenomenon in multi-channels

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

BWRの安全性向上のため、福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握することは必要であり、特に炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価することは重要である。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより、複雑な構造物の影響を含めて溶融燃料落下挙動を評価できる解析手法を開発する。本報告では、TPFITをもとに開発中の解析手法を用い、模擬溶融物質の物性値が溶融ジェット挙動に与える影響について評価した。その結果、模擬物質の物性値のうち密度及び表面張力が、溶融ジェットの微粒化挙動に対して最も大きな影響を与えることが分かった。

論文

Corrosion of the stainless steel in the zeolite containing diluted artificial seawater under $$gamma$$-ray irradiation

加藤 千明; 佐藤 智徳; 中野 純一; 上野 文義; 山岸 功

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所事故の水処理で発生する廃Cs吸着塔の長期保管の基礎的検討として、$$gamma$$線照射下における人工海水を含んだゼオライト中のステンレス鋼(SUS316L)の電気化学試験を行った。$$gamma$$線照射にはコバルト60線源を使用し、吸収線量を5kGy/hから400Gy/hに制御した。その結果、ステンレス鋼の孔食発生電位は$$gamma$$線照射の影響を受けないが、ステンレス鋼の定常自然浸漬電位は$$gamma$$線照射により貴化することが明らかとなった。この$$gamma$$線照射による定常自然浸漬電位の貴化はゼオライト共存により抑制された。廃Cs吸着塔のようなゼオライトが共存する環境は、$$gamma$$線照射におけるステンレス鋼の局部腐食発生リスクを低減できることが明らかとなった。

口頭

Development of numerical simulation for jet breakup behavior in complicated structure of BWR lower plenum, 4; Multi-channel experimental analysis by detailed two-phase analysis code TPFIT

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久; 阿部 豊*; 金子 暁子*

no journal, , 

BWRの安全性向上のため、福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握することは必要であり、特に炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価するは重要である。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する、制御棒案内管等の影響を受けることが予想される。そこで原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を開発している。本研究では、原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより、複雑な構造物の影響を含めて溶融燃料落下挙動を評価できる解析手法を開発する。本報告では、TPFITをもとに開発中の解析手法を筑波大学で行われた複数チャンネル実験について適用し、その妥当性について検討し、その結果、溶融燃料の落下速度などが実験と定量的に一致していることを確認した。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象に対する模擬溶融燃料の物性値の影響,7; 複数チャンネル内ジェットブレイクアップ現象に対する模擬溶融燃料の物性値の影響

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を原子力機構で開発中の詳細二相流解析コードTPFITを改良および拡張することにより開発している。本報告では、改良および拡張したTPFITをBWR下部プレナム構造物を模擬した実験体系に適用し、模擬溶融燃料の物性値がジェットブレイクアップ現象に与える影響について評価した結果について報告する。

口頭

シビアアクシデント時の炉内状況把握に関する海水の影響評価,3; PIVを用いた二重管流路における海水による流動場への影響の検討

永武 拓; Jiao, L.; 上澤 伸一郎; 高瀬 和之; 吉田 啓之

no journal, , 

福島第一原子力発電所の炉内状況を把握するためには、事故時に炉内に注入された海水が熱伝達などに与えた影響を把握する必要がある。そこで原子力機構では、海水が熱伝達等の熱流動挙動に与える影響を把握するための海水熱伝達試験を実施している。本報では、損傷前の簡略模擬した二重管試験体を用い、純水や人工海水を作動流体として実施した、PIV(Particle Image Velocimetry)による流動場可視化試験を実施した。その結果、人工海水を用いた場合では、純水と比較して、内管側の流速は大きく外管側では小さくなるなど、海水によって速度場に変化が起こることを確認することができた。

口頭

燃料デブリへの乾式再処理法の適用検討,1; リチウムジルコネートの影響に関する検討

仲吉 彬; 北脇 慎一; 小藤 博英; 坂村 義治*; 村上 毅*; 宇留賀 和義*; 安藤 秀一*

no journal, , 

燃料デブリ処置への乾式再処理法の適用検討時に、電解還元中の副生成物であるLZOが工程に影響する可能性があることが示唆されている。LZO自体は電解還元されないため、燃料デブリの表面を覆い、電解還元を阻害する可能性があることから、電解還元時のLZOの影響を調査した。また、LZOが次工程の電解精製槽に移行した際の影響を検討した。結果、実プロセス条件ではLZOが電解還元を完全に阻害する可能性は低いこと、また電解精製槽にLZOが移行するとUCl3等を酸化物として沈殿させることが示された。

口頭

Effects of salinity on heat transfer coefficient of forced convective single-phase seawater flow

永武 拓; Jiao, L.; 上澤 伸一郎; 高瀬 和之; 吉田 啓之

no journal, , 

In the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster, seawater was injected into the reactors to cool down the nuclear fuels. The seawater provided a potential to affect the heat transfer due to the changes of the physical properties of the coolant. Therefore, in this study, measurement of the basic thermal-hydraulic data of the salt solutions was performed. The experimental parameters adopted in this study were the salinity, Reynolds number, the mass flux, the inlet temperature and the heat flux of the inner wall. In the experiment, the salinity effect on the heat transfer ability and the hydraulic characters were observed. In a non-dimensional analysis of the single phase cases at high mass flux, all of the measured cases can be predicted well by the Sider-Tate correlation, no obvious changes of the heating ability was found. Hence, in single phase cases without boiling, it is thought that salt solution owns similar heat transfer ability of water except the influence of the fluid property difference.

口頭

原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発,2; 基礎データ取得1号機1階南側床コンクリートサンプル分析

東内 惇志; 前田 宏治; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 大谷 昭; 千金良 貴之*; 村田 裕俊*

no journal, , 

原子炉建屋内の遠隔除染技術の開発において、東京電力福島第一原子力発電所の1号機原子炉建屋1階南側床等から採取したコンクリートサンプル(以下「コアサンプル」と称する)の詳細分析を実施した。

口頭

BWR下部プレナム複雑構造物内ジェットブレイクアップ現象予測手法の開発,9; 高空間解像度解析による複雑構造物内溶融ジェット挙動の把握

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 阿部 豊*; 金子 暁子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故における炉内状況を把握するためには、炉心溶融事故発生時の溶融燃料の流動挙動を評価する必要がある。溶融燃料が炉心下部から圧力容器下部に落下する際に形成される溶融ジェットの挙動は、BWR下部プレナムに存在する制御棒案内管等の複雑構造物の影響を受けることが予想される。そこで、原子力機構では、溶融ジェット挙動について、複雑構造物の影響を含め評価できる解析手法を、詳細二相流解析コードTPFITを拡張することにより開発している。本報告では、溶融ジェット挙動を詳細に把握するため、高空間解像度解析を実施した。その結果、溶融ジェットの界面形状および周囲速度場をより詳細に評価できる見通しが得られた。発表では界面形状や速度場等の解析結果と実験結果とを比較、検討した結果について報告する。

口頭

シビアアクシデント時の炉内状況把握に関する海水の影響評価,4; 二重管流路内の沸騰挙動における海水の影響評価

上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; 高瀬 和之; 吉田 啓之

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では、炉心等の冷却のため海水が注入されたことから、炉内状況を正確に把握するためには、海水の伝熱流動特性の評価が必要である。本報告では、二重管流路内の沸騰挙動の可視化計測、温度計測を実施し、純水と人工海水の比較を行った。沸騰挙動の可視化には赤色LEDによるバックライトとハイスピードビデオカメラを用いた可視化計測を実施した。温度は加熱面内壁に埋め込まれた熱電対によって計測した。計測結果より、等しい流動・加熱条件において、人工海水内での沸騰気泡が純水中よりも小さく、気液界面がより多く存在することを確認した。また、温度計測より、人工海水のほうが熱伝達率が大きかった。この違いは、気泡径や気液界面積等の沸騰挙動の違いと密接な関係にあると考えられる。

口頭

Experimental study of seawater effects on thermal-hydraulic behavior for severe accident conditions

上澤 伸一郎; 永武 拓; Jiao, L.; Liu, W.; 高瀬 和之; 吉田 啓之

no journal, , 

In order to evaluate the seawater effects on the thermal-hydraulic behavior in a severe accident like the Fukushima Daiichi NPS accident, we compared the thermal-hydraulic behavior of the pure water, the manmade seawater and the NaCl solution in an internally heated annulus. On conditions without boiling, the heat transfer of the manmade seawater and the NaCl solution can be estimated by Dittus-Boeltter equation, considering physical properties of salinity. On conditions with boiling, boiling curves of the manmade seawater and the NaCl solution were qualitatively coincident with Rohsenow equation, although superheating of the heated wall surface in these fluids was only a little lower than estimated values by the equation. Therefore, it was confirmed that the effects of the seawater on the heat transfer were small.

口頭

福島第一原発の汚染水処理二次廃棄物の放射能分析のための研究開発; キレート樹脂の分析前処理検討

福田 裕平; 荒井 陽一; 菅沼 隆; 比内 浩; 佐野 雄一; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

福島第一原子力発電所の多核種除去設備から発生する汚染水処理二次廃棄物の処理・処分方法を検討するために、放射能分析を行う必要がある。$$alpha$$放射能および$$beta$$放射能分析を行うためには、分析前処理として二次廃棄物の溶液化が必須となる。そのため、多核種除去設備で使用されている吸着材の一種であるキレート樹脂を対象に、キレート樹脂の除去対象元素(Co)等を吸着させた模擬廃棄物を調製し、加熱処理-酸溶解法および溶離法の2種類の分析前処理(溶液化)方法について、適用性を検討した。加熱処理-酸溶解法では、Coはほぼ回収することができたが、Ruは揮発によって回収率が低くなる結果となった。溶離法では、模擬廃棄物に吸着させた4元素をおおよそ回収することができた。加熱処理-酸溶解法、溶離法どちらの方法についてもRu以外の元素については適用性を確認することができた。

口頭

使用済燃料プールから取り出した燃料集合体の長期健全性評価,1; 全体計画と平成26年度成果の概要

岩波 勝*; 田中 重彰*; 上野 文義

no journal, , 

福島第一原子力発電所1$$sim$$4号機の使用済燃料プール(SFP)に保管されていた燃料集合体は海水注入や建屋の損傷により生じたガレキの混入など、通常とは異なる環境履歴を経験している。そのため、今後の長期保管を考えた場合にこれらの環境履歴が燃料集合体の健全性に与える影響を評価する必要がある。本稿では上記の評価に関わる研究の全体計画と平成26年度の試験結果の概要について述べる。

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