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論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris conditions in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12

Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO$$_{2}$$ fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.

報告書

炭酸塩スラリーの作製諸条件や保管期間が化学的特性およびレオロジー特性に与える影響

加藤 友彰; 山岸 功

JAEA-Technology 2023-018, 53 Pages, 2023/11

JAEA-Technology-2023-018.pdf:2.6MB

東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉作業において多核種除去設備(ALPS)前処理設備で発生する放射性の炭酸塩スラリー廃棄物(炭酸塩スラリー)は、高性能容器(HIC)に一時保管されている。2015年に炭酸塩スラリーへの気泡の保持が原因と推定されるHIC外部への溢水事象が確認され、HICに格納された炭酸塩スラリー(HICスラリー)保管に対する安全評価の必要性が高まっている。この安全評価をする上で、炭酸塩スラリー内での気泡保持放出特性等に寄与する懸濁物質粒子の化学的特性およびレオロジー特性の評価が重要である。特に、HIC外部への溢水が確認されたHICスラリーは保管上のリスクが高いと推定される。そこで本報では、当該HICスラリーのALPS入口水中Mg/Ca質量比を模擬して作製した模擬炭酸塩スラリー(模擬スラリー)を用いて、前処理設備における反応槽滞留時間やその後の濃縮過程がスラリーの化学的特性に与える影響を検討した。さらに処理液等の混入による懸濁物質濃度(SS濃度)の低下および充填後の静置時間等外的因子がレオロジー特性、特に沈降性、流動特性に与える影響を検討した。スラリー作製時の反応槽滞留時間およびスラリー濃縮過程が化学的特性に与える影響を検討した結果、クロスフローフィルタ(CFF)による濃縮過程を経ることで反応槽滞留時間の粒度への影響が微小となること、実機の通常運転時の実績と同じSS濃度150g/Lで作製した模擬スラリーは0.4$$mu$$m以下の不定形の粒子によって構成されていることが明らかとなった。また、処理液等の混入による充填時のSS濃度の低下および静置時間がレオロジー特性に与える影響を検討した結果、SS濃度の低下は初期の沈降速度増加に寄与すること、SS濃度150g/Lのスラリーと比較し沈降層部の密度が低くなることを明らかにした。加えて沈降に伴う密度の増加とスラリーの降伏応力間に正の指数関数的な相関が確認され、静置初期のスラリーでは非ビンガム流動的特性であるのに対し、静置期間が長期になることでビンガム流動的特性へと変化することが示唆された。これら一連の成果は、実際の福島県で保管されている炭酸塩スラリーのHIC内での現在の状態を推察する知見を与え、HIC表面線量評価やスラリー移し替え時等の安全評価への貢献が期待される。他方で、放射線によるスラリーへの化学特性への影響および気泡の保持・放出特性は検討課題としてあげられる。

論文

Radiation imaging of a highly contaminated filter train inside Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 using an integrated Radiation Imaging System based on a Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.1013 - 1026, 2023/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:98.49(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) suffered a meltdown in the aftermath of the large tsunami caused by the Great East Japan Earthquake that occurred on 11 March 2011. A massive amount of radioactive substance was spread over a wide area both inside and outside the FDNPS site. In this study, we present an approach for visualizing a radioactive hotspot on a standby gas-treatment system filter train, a highly contaminated piece of equipment in the air-conditioning room of the Unit 2 reactor building of FDNPS, using radiation imaging based on a Compton camera. In addition to fixed-point measurements using only the Compton camera, data acquisition while moving using an integrated Radiation Imaging System (iRIS), which combines a Compton camera with a simultaneous localization and mapping device and a survey meter, enabled the three-dimensional visualization of the hotspot location on the filter train. In addition, we visualized the hotspot and quantitatively evaluated its radioactivity. Notably, the visualized hotspot location and estimated radioactivity value are consistent with the accident investigation report of the FDNPS. Finally, the extent to which the radioactivity increased the ambient dose equivalent rate in the surrounding environment was explored.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris condition in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:75.85(Nuclear Science & Technology)

これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。

報告書

原子力船「むつ」関連調査他報告書(受託研究)

核燃料・バックエンド研究開発部門 青森研究開発センター

JAEA-Review 2022-039, 36 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-039.pdf:4.3MB

本報告書は、今後の浮体式原子力発電の検討に活用するために、原子力船「むつ」の実績工程の調査、原子力船関連の文献調査を行った結果を取りまとめたものである。

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

 被引用回数:14 パーセンタイル:95.26(Nuclear Science & Technology)

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.

論文

Analysis of particles containing alpha-emitters in stagnant water at torus room of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station's Unit 2 reactor

蓬田 匠; 大内 和希; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

Scientific Reports (Internet), 12(1), p.7191_1 - 7191_10, 2022/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:56.75(Multidisciplinary Sciences)

福島第一原子力発電所2号機トーラス室滞留水に含まれる$$alpha$$線放出核種の存在形態を、走査型電子顕微鏡X線検出(SEM-EDX)やアルファトラック法により分析した。SEM-EDXによる観察の結果、Uを主成分とするサブ$$mu$$m$$sim$$$$mu$$mサイズの粒子を複数同定できた。これらの粒子はZrなどの燃料被覆管や構造材を構成する元素を含んでいる。また、同じ粒径フラクションの固形分に含まれるU同位体比(235/238)は、原子炉燃料のそれと一致した。このことから、U粒子は原子炉に由来し、これが微細化したものであることを示している。アルファトラック分析により同定した$$alpha$$核種含有粒子は、粒径数10$$mu$$m$$sim$$~数100$$mu$$mのサイズであり、SEM-EDXの元素分析の結果、鉄を主成分としていた。$$alpha$$核種の物質量は極わずかであることから、Pu, Am, Cm等が鉄粒子上に付着する形態であると考えられる。分析した滞留水中の固形分試料では、Uと他の$$alpha$$核種の存在形態が異なる場合があることが明らかになった。

報告書

溢水した高性能容器内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーの作製と特性評価

堀田 拓摩; 山岸 功; 永石 隆二; 柏谷 龍之介*

JAEA-Technology 2021-012, 34 Pages, 2021/07

JAEA-Technology-2021-012.pdf:2.1MB
JAEA-Technology-2021-012(errata).pdf:0.18MB

東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所における多核種除去設備(Advanced Liquid Processing System; 以下「ALPS」という。)および増設多核種除去設備(Improved ALPS)の前処理設備から発生する炭酸塩沈殿物を主とする廃棄物(以下「炭酸塩スラリー」という。)は高性能容器(High Integrity Container; 以下「HIC」という。)に格納されている。このHIC内において、水の放射線分解により発生した水素ガスの炭酸塩スラリー内での保持および、それに伴う容積増加が原因と推定される上澄み水のHIC外部への漏えい事象(溢水)が発生した。この溢水の発生が確認された当時に保管されていた大部分のHICにおいて、外部への溢水は観察されていない。このことはHIC内炭酸塩スラリー自体の性状や気泡の保持特性の理解が溢水発生条件を明らかにする上で重要であることを示唆している。そこで本研究では、溢水したHIC内炭酸塩スラリーの組成を模擬した炭酸塩スラリーを作製し、その炭酸塩スラリーの非放射性条件下での性状および気泡の保持特性を明らかにすることを目的とした。まず、溢水が発生した炭酸塩スラリーの組成を模擬するために、溢水した炭酸塩スラリーが調製された当時のALPS運転条件を調査し、炭酸塩スラリーの主要元素であるマグネシウムとカルシウムの比率を変えた5つの原水を調製した。これら原水から炭酸塩等を沈殿させ、実機ALPSと同じクロスフローフィルタ方式を用いて模擬炭酸塩スラリーを作製した。次に、作製した炭酸塩スラリーの化学分析を実施した。また、沈降試験を実施して沈降層の密度(以下「沈降密度」という。)、降伏応力を測定した。最後に、沈降層への気泡注入試験を実施し、炭酸塩スラリー内部での気泡保持/放出特性について検討した。模擬炭酸塩スラリーは原水組成のカルシウム含有率が高いほど沈降密度が高くなることが分かった。そして、沈降密度が高い模擬炭酸塩スラリーでは沈降層の降伏応力が高く、注入した気泡を保持しやすい傾向が観察された。これらのことから、溢水したHIC内炭酸塩スラリーを模擬するためには原水組成に関する情報が重要であり、また、スラリー内での気泡の保持状況には炭酸塩スラリーの密度が影響を及ぼすことを明らかにした。

口頭

福島第一原子力発電所2号機トーラス室滞留水の$$alpha$$核種分析,2; ICP-MSによる固形分の$$alpha$$核種分析

大内 和希; 蓬田 匠; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

no journal, , 

滞留水中に粒子状固形分として含まれる$$alpha$$核種の存在状態を把握するため、孔径10, 1, 0.1, 0.02$$mu$$mのフィルタを用い粒径ごとに分級した固形分及びろ液中の$$alpha$$核種濃度とその組成をICP-MSで定量分析した。滞留水中の粒子状固形分から原子炉由来のUが検出され、その大部分は10$$mu$$m以上の粗大粒子として深部に沈降していると考えられる。微細粒子として浮遊あるいはイオンとして水中に存在するウランも確認できた。

口頭

福島第一原子力発電所2号機トーラス室滞留水の$$alpha$$核種分析,4; SEM-EDXおよびアルファトラック法による$$alpha$$核種を含有する微粒子の検出

蓬田 匠; 大内 和希; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

no journal, , 

2号機トーラス室の滞留水には、燃料由来と考えられる$$alpha$$核種が含まれていることが、ICP-MS及び$$alpha$$線スペクトロメトリの分析結果から明らかになっている。これらの$$alpha$$核種の存在形態を知るために、燃料主成分であるUと、他の$$alpha$$核種(Pu, Am, Cm等)に大別し、走査型電子顕微鏡-X線検出(SEM-EDX)およびアルファトラック法により、$$alpha$$核種含有粒子の検出を試みた。最深部滞留水から回収した微粒子状固形分の一部をカーボンテープ上に薄く塗布して観察試料とした。SEM-EDXによる観察の結果、Uを含有するサブ$$mu$$mから数$$mu$$mサイズの粒子を複数同定できた。これらの粒子はZrなどの燃料被覆管や構造材に由来する元素を含んでおり、微粒子化した燃料デブリの可能性を示唆する。アルファトラック分析により同定した$$alpha$$核種含有粒子は、粒径数10$$mu$$mから数100$$mu$$mのサイズであり、SEM-EDXにより元素分析したところ、鉄を主成分としていた。$$alpha$$核種の物質量は極わずかであることが示唆され、Pu, Am, Cm等が鉄粒子上に付着する形態で存在すると考えられる。このことから、Uと他の$$alpha$$核種の存在形態は異なることが明らかになった。

口頭

福島第一原子力発電所2号機トーラス室滞留水の$$alpha$$核種分析,1; 固形分に含まれる$$alpha$$核種の存在形態分析の概要

北辻 章浩; 大内 和希; 蓬田 匠; 岡 壽崇; 二田 郁子; 比内 浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の滞留水に含まれる$$alpha$$核種の存在形態を把握するため、微粒子状固形分をろ過法により粒子サイズことに分離し、粒径分級ごとの固形分に含まれるU, Pu等の$$alpha$$核種を定量するとともに、$$alpha$$トラック法及びSEM-EDXにより粒子状の$$alpha$$核種を探索した。$$alpha$$核種の大部分は10$$mu$$m以上の粗大粒子の分級フラクションに含まれ、トーラス室床部に沈殿している。一方、滞留水中には0.1$$mu$$m未満の微細粒子が存在し浮遊しているが、滞留水全体に対するこの分級のU及び$$alpha$$核種の割合は極わずかである。

口頭

汚泥返送式スラリーの特性評価,2; 照射後炭酸塩スラリーの気泡保持特性

山岸 功; 加藤 友彰

no journal, , 

汚泥廃棄物の減容につながる返送式凝集沈殿法を用いて炭酸塩スラリーを作製し、ガンマ線照射で生成する気泡の保持特性を検討した。分割可能な多段式円筒容器にスラリーを充填し、気泡保持に伴うスラリー密度の低下から高さ方向の気泡分布を求めた結果、下部よりも上部のスラリーに気泡が多く保持される傾向が認められた。

口頭

廃炉研究基盤データベース(debrisWiki)の整備; 1F廃炉の百科事典を協働作業で創り上げる

山下 拓哉

no journal, , 

福島第一原子力発電所(以下、1F)事故から10年以上が経ち、多くの現場情報、研究成果等が得られた。これらの情報を活用し、廃炉事業者等が効率的にデブリ取り出し方策・取り出し設備設計を検討するためには、信頼できて使用しやすいデータベースが必要となる。ここでいう信頼できるデータベースとは、最新の品質管理された情報のことである。これまで、廃炉事業者等がそれらを検討しようとしても、なにが最新知見で、どの知見が精度高く、どこが陳腐化しているのかが判断しづらい状況だった。このような問題意識の解決に向けて原子力機構では、東京電力ホールディングス福島第一廃炉推進カンパニー(TEPCO)と共同で廃炉研究基盤データベース(以下、debriWiki)の整備に着手した。

口頭

バイオアッセイ法の迅速化に向けた水酸化セリウム共沈法による$$alpha$$線計測試料作製の検討

前原 勇志; 永岡 美佳; 二瓶 英和*; 藤田 博喜; 大野 雅子*

no journal, , 

従来$$alpha$$線計測試料作製方法としては、電着法を用いていた。しかし、危険物である過塩素酸を取り扱うこと、高価な装置が必要であること及び試料作製に比較的時間を要する欠点があった。そのため、電着法に替わり、安全性が高く、迅速に分析が可能な水酸化セリウム共沈法の運用を目指し、最適な計測試料の作製条件を検討した。先行して、Am, Cmを対象とし、検討した結果、水酸化セリウム共沈法を用いることで、処理時間の迅速化及び分析精度も高いことが確認できた。

口頭

福島第一原子力発電所2号機トーラス室滞留水の$$alpha$$核種を含有する微粒子の検出と分析

蓬田 匠; 大内 和希; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)廃炉作業の一環として、原子炉建屋に存在する滞留水の処理が進められている。原子炉建屋の滞留水からは、下流側の建屋の滞留水と比較して、より高い濃度の$$alpha$$核種が検出された。今後、原子炉建屋の滞留水の処理を進めるにあたり、$$alpha$$核種を効果的に除去する技術を検討する必要がある。その検討の前提となる$$alpha$$核種の存在状態の把握を目的に、2号機トーラス室の滞留水に含まれる粒子状$$alpha$$核種に焦点を当て、その粒子サイズや化学形態等の分析・調査を行った。SEM-EDXや$$alpha$$トラック法を用いて$$alpha$$核種を多く含む粒子を検出した結果、Uは数百nmから数$$mu$$m程度の粒子状で、その他の$$alpha$$核種(Pu, Am, Cm)は鉄酸化物粒子上に多く分布することを明らかにした。

口頭

福島第一原子力発電所についての最新知見を反映したIn-VesselフェーズMAAP解析(2021年度),1; 全体概要と2号機解析結果

佐藤 一憲; 山下 拓哉; 吉川 信治; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)プラント内部調査などにより、これまでに得られた最新知見を踏まえた2号機,3号機MAAP解析を実施した。これにより、炉心溶融,炉心物質の下部プレナムへの移行、下部プレナム移行物質の冷却挙動の最確予測を提示するとともに、炉心物質の温度変化と金属酸化、下部プレナム移行物質の状態等を予測した。本報告では全体概要と2号機の評価結果について述べる。

口頭

福島第一原子力発電所についての最新知見を反映したIn-VesselフェーズMAAP解析(2021年度),2; 3号機解析結果と今後の研究への活用

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 吉川 信治; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

no journal, , 

3号機に対するMAAP解析評価結果、既存GOTHIC解析に基づく下部プレナム移行中の金属酸化の予測及び、下部プレナム移行物質の状態に関わる2号機と3号機との差と、今後の研究への活用について述べる。

口頭

福島第一原子力発電所の貯留タンク内スラッジの調査に係る分析

山口 祐加子; 関尾 佳弘; 前田 宏治; 駒 義和; 藤谷 朗彦*

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の原子炉内建屋内から発生した汚染水は、多核種除去設備(ALPS)等で浄化され、タンクに貯留されている。2013年に既設ALPSで一時的に浄化された処理途上水を受け入れたG3東エリアのタンク底部にスラッジの堆積が確認された。タンクの腐食が懸念されたことから健全性確認のための内面点検が実施され、わずかな腐食が認められたが、継続使用に影響のないことが確認されている。スラッジの性状調査のため、2基の貯留タンク(G3-A1タンク及びG3-A5タンク)より採取したスラッジについてSEM-WDXを用いた元素分析等を実施した結果を報告する。

口頭

福島第一原子力発電所で採取された固形分を含む滞留水の$$alpha$$核種分析,1; 3号機滞留水の$$alpha$$核種分析

大内 和希; 岡 壽崇; 蓬田 匠; 森井 志織; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*

no journal, , 

福島第一原子力発電所3号機の原子炉建屋滞留水に含まれる粒子状固形分の$$alpha$$核種の存在状態の把握の一環として、滞留水を孔径10, 1, 0.1, 0.02$$mu$$mのフィルタを用いて粒径ごとに分級し、固形分とろ液中のUおよびNp濃度をICP-MSで調べた。どちらの核種も大部分は10$$mu$$m以上の大きな粒子に存在していること、一部は0.02$$mu$$m以下の微細粒子もしくはイオン状で滞留水中に存在することなどがわかった。

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