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須藤 彩子; 佐藤 拓未; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故において、注入された海水が溶融コリウムおよびコンクリートと反応した可能性がある。燃料デブリの取出しや保管方法を検討する上で、海水成分が燃料デブリ中の生成物の特性に与える影響を把握することが必要である。そこで、海水による燃料デブリの微細組織の変化を理解するため、温度勾配下での海水塩を加えた模擬コリウムとコンクリート反応試験を行った。その結果、海水塩成分のうち、硫黄は金属中に鉄硫化物を形成した。また、蒸発物の分析により、海水塩に含まれるClの大部分、およびNa、Kの一部は、模擬コリウムやコンクリートと反応せずに、加熱中に揮発することが示された。海塩に含まれるカルシウムと少量のMg、Na、Kは、模擬コリウム中のケイ酸塩ガラス中に残留したものと考えられる。
鎌田 正輝*; 吉田 拓真*; 杉田 宰*; 奥村 啓介
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(2), p.83 - 86, 2024/02
福島第一原子力発電所から取り出された物体の核燃料物質量を計測し、核燃料物質量に基づいて燃料デブリと放射性廃棄物に仕分けることができれば、取り出しから保管までの作業および保管施設の合理化につながる。これまで、廃炉・汚染水対策事業において、2019年度に燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに適用できる可能性がある非破壊計測技術を調査し、2020
2021年度に候補技術における計測誤差因子の影響を評価した。2022年度以降も引き続き、燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大に向けて、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けのための非破壊計測技術の開発を進めているところである。
線による腐食影響加藤 千明; 山岸 功; 佐藤 智徳; 山本 正弘*
材料と環境, 70(12), p.441 - 447, 2021/12
ゼオライト粒子は福島第一原子力発電所(1F)の汚染水の浄化のためのセシウム吸着塔内で用いられている。使用後のセシウム吸着塔は敷地内で保管されているが、ステンレス鋼製胴部の局部腐食が懸念された。この腐食リスクに対し、線による影響データを照射下電気化学試験装置で取得した。また、内溶液の変化状態を実規模サイズのモックアップ試験装置で検討した。それらの結果から、過酸化水素による電位の上昇がゼオライト粒子の存在で防ぐことができ、塩化物イオンの濃化もそれほど生じないことを明らかにし、局部腐食が相当に小さく抑えられることを示した。
寺島 顕一; 奥村 啓介
Journal of Advanced Simulation in Science and Engineering (Internet), 8(1), p.73 - 86, 2021/03
In 2021, fuel debris samplings are planned to start as part of a step-by-step process at the Fukushima Daiichi nuclear power station. The dose rate of the fuel debris for safety treatments of the fuel debris should be predicted. However, various elements are mixed in the fuel debris, and thus predicting the dose rate will be challenging. Therefore, we conducted a large number of Monte Carlo radiation transport simulations for cases where parameters such as fuel debris size, composition, and density were significantly changed. Consequently, we obtained a simple and analytical formula that can predict the dose rate using a minimum number of parameters.
鷲谷 忠博; 小山 真一; 高野 公秀; 三次 岳志
電気評論, 105(9), p.64 - 71, 2020/09
福島第一原子力発電所(1F)廃炉における燃料デブリの取り出しでは、その特性に応じた取り出し工具、取り出し方法が検討されている。また、取り出し後の安定な保管や処理・処分のためには、燃料デブリの特性や化学的な安定性をよく理解し、適切な方策を選ぶ必要がある。本稿では、これまでの様々な検討でわかってきた燃料デブリの特性と、その取り扱い上の課題を紹介する。
西岡 俊一郎; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(11), p.988 - 995, 2019/11
被引用回数：14 パーセンタイル：77.98(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント(SA)解析コードで用いられているCs化学吸着モデルの改良に資する知見取得のため、セシウムの鋼材への化学吸着挙動に影響を与える化学的要因(温度・雰囲気・関係する元素のの濃度など)を実験的に評価した。その結果、既存のCs化学吸着モデルで使用されている表面反応速度定数が、既に知られている温度依存性だけでなく、雰囲気,気相中の水酸化セシウム(CsOH)濃度、SUS304中に含まれるケイ素(Si)濃度にも影響を受け、Cs化学吸着モデルの改良においてはこれらの化学的要因を考慮すべきであることがわかった。加えて、873K程度の比較的低温での化学吸着においてはCs-Fe-O化合物が主な化合物として生成し、Cs-Si-Fe-Oが主に生成する1073K以上の化学吸着とは挙動が異なることがわかった。
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
被引用回数：2 パーセンタイル：18.26(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
O
, SiO, ZrO, UO 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
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 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.
鷲谷 忠博; 宮本 泰明
Transactions of the American Nuclear Society, 117(1), p.47 - 50, 2017/10
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では福島第一原子力発電所の廃止措置への貢献の一環として、燃料デブリの性情把握、事故事象の解析、事故廃棄物の管理、遠隔技術の開発等の基礎基盤研究について、廃炉研究やSA研究を中心に国内外の英知を結集して研究開発を進めている。本報ではCLADSにおけるこれらの研究の概要を紹介するとともにCLADSにおける研究成果を報告する。
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。
加藤 千明; 佐藤 智徳; 上野 文義; 山岸 功
Proceedings of 17th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1357 - 1374, 2016/05
福島第一原子力発電所事故の汚染水処理で発生する廃ゼオライト吸着塔の腐食評価の基礎的検討として、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。ステンレス鋼の定常自然浸漬電位は線照射により貴化し、吸収線量率の増加に従い定常自然浸漬電位が上昇した。この電位上昇は、主に放射線分解で生じるHO濃度の増加によるものであることを明らにした。一方、ゼオライト共存系では線照射下の定常自然浸漬電位を低下させた。これは、ゼオライトによるHO濃度の低下によるものであり、ゼオライトの種類によりHO分解率が異なることを明らにした。線照射下におけるステンレス鋼の電位上昇機構は放射線により生じるHOがステンレス鋼のカソード反応を活性化するためであり、ゼオライトはHOの生成を抑制するために電位が低下す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にした。
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.
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.
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、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HO濃度の増加によるものであることを明らにした。ゼオライトは線照射により生成するHO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。
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。
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。
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 was observe in the internally heated annulus with the manmade seawater.
鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 山田 誠也*; 紙谷 正仁
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し後の処置については、燃料デブリ取出し開始時までにデブリの処置の選択決定に係る一定の議論が必要になるものと想定し、それまでに各シナリオの比較評価に用いる情報や比較評価の進め方を決める必要がある。そのため、本検討では燃料デブリの取出し後の処置シナリオの検討に向けた技術的要件の整理として、各処置シナリオ案の得失評価を行った。評価の結果、総合すると技術課題は有するものの経済性、廃棄物発生量の面で有利なシナリオは長期保管及び直接処分と推定された。一方、安定化処理、湿式処理、乾式処理は経済性、廃棄物発生量の面で不利と推定された。
加藤 千明; 佐藤 智徳; 上野 文義; 山岸 功; 山本 正弘
材料と環境2015講演集(CD-ROM), p.83 - 86, 2015/05
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、ガンマ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。ステンレス鋼の定常自然浸漬電位はガンマ線照射により貴化し、吸収線量率の増加に従いその電位が上昇した。一方、ゼオライト共存系ではガンマ線照射下の電位上昇が抑制された。ガンマ線照射下におけるステンレス鋼の電位上昇機構は放射線により生じるHOがステンレス鋼のカソード反応を活性化するためであり、ゼオライトはHOの生成を抑制するために電位が低下す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、ゼオライト共存はガンマ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。
-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、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。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線照射により貴化することが明らかとなった。この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、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。
鷲谷 忠博
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日本原子力研究開発機構では国際廃炉研究開発機構のメンバーとして燃料デブリの性情把握に関する研究を進めている。本研究では模擬デブリや米国スリーマイル島原子力発電所(TMI-2)事故のデブリサンプル等を用いた実験的な検討に加えて、シビアアクシデント研究や過去の事故情報、炉内状況把握プロジェクトによる炉内状況のシミュレーション結果等を参考として、福島第一原子力発電所の燃料デブリの特性を推定している。本報では国際廃炉研究開発機構として本活動の概要を報告する。
