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論文
俯瞰的アプローチによる燃料デブリ取り出し代替工法の提案
著者:
鈴木 俊一
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
The alternative method to retrieve fuel debris and MCCI (Molten Core Concrete Interaction) products in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants (1F) is proposed based on the hypothesis driven planning. The whole picture of the decommissioning of 1F was discussed with the experts from different fields, taking the end state of 1F into consideration. Though the discussion, we recognized that stabilization of radioactive materials including fuel debris was one of the most important work steps to ensure the...
英字タイトル:
Proposal for the alternative method of the fuel debris retrieval by the hypothesis driven planning
論文
原子炉再循環系配管のSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAYA,設楽 親,Chikashi SHITARA,水谷 淳,Jun MIZUTANI,坂下 彰浩,Akihiro SAKASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA
発刊日:
公開日:
背景および概要近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント(BWR)炉心シュラウドや再循環系(PLR)配管等の低炭素ステンレス鋼製機器の溶接部で、多数の応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking: 以下、SCC) が確認された[1]。2003年10月には健全性評価制度が法制化され、SCC 等の欠陥が発生した機器についても、機械学会維持規格[2]に基づく技術的評価により健全性が確認されれば継続運転が可能となった。ただし、PLR配管のSCCに ついては、従来の超音波探傷検査(UT)では十分な精......
論文
燃料デブリ取り出しに向けたジオポリマーの適用可能性に関する研究
著者:
酒井 泰地,Taichi SAKAI,鈴木 俊一,岡本 孝司
発刊日:
公開日:
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In this study, an alternative method to retrieve fuel debris and MCCI (Molten Corium Concrete Interaction) products in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants is proposed, where geopolymer is used for semi-stabilization of those debris. Facing the realization of this method, the fluidity and the setting time of geopolymer are regarded as one of the problems. Thus, for investigating and evaluating those properties, slump flow experiment, funnel experiment and viscosity measurement have been done. The re...
英字タイトル:
Study on application of geopolymer to the retrieval of the fuel debris
論文
維持基準を適用した炉心シュラウドのSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAI,岡村 祐一,Yuichi OKAMURA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,山下 理道,Norimichi YAMASHITA
発刊日:
公開日:
1. 緒 言電気事業法の改正により、2003年10月より原子力発電設備の維持基準が導入された。これに伴い発電事業者は法定の「定期事業者検査」を実施すること、また、き裂等の欠陥を発見した場合、当該機器の運転を継続するためには、欠陥の進展を予測し、機器の構造健全性を確認することが義務付けられた[1]。本稿では、近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント(以下、BWR)の低炭素ステンレス鋼製炉心シュラウドで多くの事例が確認された応力腐食割れ(以下、SCC)を例に、機械学会維持基準[2]に基づく構造健全性評価の考え方......
論文
高温純水中における低炭素ステンレス鋼のSCCの発生と進展
著者:
高守 謙郎,Kenro TAKAMORI,鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAI
発刊日:
公開日:
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L-grade stainless steels such as 316NG, SUS316L and SUS304L are used for the BWR reactor internals and re-circulation pipes. The L-grade stainless steels are known as typical SCC resistant materials because they are hardly thermally sensitized in usual welding process due to its lower carbon contents. However SCC of the L-grade material components were recently reported. This paper summarizes the recent knowledge and reports about the SCC behavior of L-grade stainless steels and its mitigation and ...
英字タイトル:
Stress corrosion cracking of L-grade stainless steel in high temperture water