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今野 力; 河内山 真美; 林 宏一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00386_1 - 23-00386_11, 2024/04
放射化計算コードORIGENとORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリがJENDL-5とJENDL/AD-2017から作成された。200群と48群のORIGEN放射化断面積ライブラリはAMPX-6コ―ドで作られ、199群のMAXSフォーマットのORIGEN-S放射化断面積ライブラリはPREPRO2018コードで作られた。作成されたORIGENとORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリを検証するため、JPDR放射化計算が行われた。作成した放射化断面積ライブラリとコード付属の放射化断面積ライブラリを用いたORIGEN計算結果、200群と48群のORIGEN計算結果、ORIGENとORIGEN-Sの計算結果、等の比較を行い、計算結果の多くの違いは20%以下で、作成した放射化断面積ライブラリに問題がないことを確認した。
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00407_1 - 23-00407_8, 2024/04
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III)) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle. Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, we applied a granulation technique using a spray dryer that is widely used in industry, and conducted experiments to find the optimal specifications for silica support particles and conditions for the granulation operation. A basic characterization of the adsorbent prepared from the produced particles was carried out by an adsorption test of simulated high level liquid waste.
渡壁 智祥; 奥田 貴大; 岡島 智史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00395_1 - 23-00395_13, 2024/04
高速炉開発においては、三次元免震の適用が計画されている。その場合、原子炉建屋とタービン建屋を繋ぐ渡り配管には、耐震プラントでは発生しない大きな変形が水平、上下方向に作用するため、渡り配管の耐震設計成立性が課題である。加えて、高速炉では、軽水炉と比べて高温熱を取り出すため、主蒸気配管も軽水炉と比べてより高温条件下での運転となることから、高温強度に配慮した設計が必要となる。ここでは、渡り配管レイアウトに対し、日本機械学会設計・建設規格第II編高速炉規格に基づく強度評価を実施し、その結果と過去の破損試験等の最新知見を踏まえ、高速炉用渡り配管の設計評価法を検討した。
西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00409_1 - 23-00409_15, 2024/04
シビアアクシデントに対する安全対策の有効性評価は日本の高速実験炉「常陽」の再稼働にも必要となる。それらの安全対策には深層防護レベル4の中の対策も含まれる。既往研究では、出力運転時のレベル1PRAを実施し、深層防護レベル1から3までの安全対策の失敗の事故シーケンスの発生頻度を計算、支配的な事故シーケンスグループの同定、支配的な事故シーケンスの同定を実施した。このような成果に基づき、本研究では深層防護レベル4の対策によって発生頻度の減少を示す出力運転時のレベル1PRAを実施した。結果、各事故シーケンスグループの発生頻度は減少し、発生頻度は約1E-6/炉年となった。既往研究で算出した発生頻度と比べて本研究で算出した発生頻度は1/1000倍になった。崩壊熱除去喪失が全ての事故カテゴリの中で最も支配的であった。
青柳 光裕; 牧野 徹*; 大木 裕*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00459_1 - 23-00459_12, 2024/04
The SPECTRA code has been developed as an integrated safety analysis tool for sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the capability of SPECTRA is enhanced by integrating the analyses of sodium pool fire and concrete ablation for overlapped events of the ex-vessel phenomena. The sodium pool fire module is connected to the shared module for the sodium pool and the floor concrete developed in our previous study. The developed model is validated through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire experiment. The calculation results of the temperature and combustion rate show good agreement with the experimental result. A demonstration analysis is also conducted for an overlapped event of the ex-vessel phenomena.
高屋 茂; 関 暁之; 吉川 雅紀; 佐々木 直人*; Yan, X.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00408_1 - 23-00408_11, 2024/04
原子力発電所の安全性向上には、異常時の対応力の強化が重要である。そのためには事前に潜在的なリスクを徹底的に洗い出し、対応策を準備する必要がある。また異常発生時には、運転員は迅速に状況を理解し、適切な対応策を選択しなければならない。本研究では、AI技術を活用して、異常の状況だけでなく、状況に応じた対策案を提示する革新的な運転員支援システムを提案する。提案システムの構成や機能等について、HTTRを例題として説明する。
岩本 敏広; 齋藤 まどか*; 高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 成瀬 惇喜*; 塚原 剛彦*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00444_1 - 23-00444_7, 2024/04
Nuclear fuel fabrication process has generated a large amount of wastes contaminated with enriched uranium, and those have been accumulated for long time in Japan. These waste hasn't treated, because there is no protocol to treat and dispose these. Procedure is proposed; 1) Leaching Uranium from the waste, 2) recovering uranium from the leaching solution, 3) treating residue and secondary waste for disposing in the near field region. Temperature swing extraction technology is one of promising methods to recover uranium efficiently. In the technology, uranium ions are extracted by extraction, and complex with ligands are separated by a polymer with reversible hydrophilic-hydrophobic properties. Monoamides can be adopted to the procedure. However suitable structure of monoamide for the technology is unclear. Therefore, for deciding appropriate structure of monoamides, these with different alkyl chain structures were synthesized, and applicability of the extractants were evaluated by solvent extraction and temperature swing extraction experiments. In experiments, Ce(IV) was used as a simulant of U(IV). Three monoamides were synthesized, and solvent extraction experiments and Temperature swing extraction experiments were carried out.
船越 智雅; 渡部 創; 荒井 陽一; 岩本 敏広; 渡部 雅之; 西本 能弘*; 安田 誠*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00445_1 - 23-00445_7, 2024/04
Various types of machine oil are used for analysis and utility equipment, and these organic liquid wastes are stored in nuclear facilities and laboratories. Perfluoro oil, generally used in vacuum pumps, is difficult to decompose because of its chemical stability. In order to achieve complete mineralization of the organic liquid wastes, the application of a subcritical water reaction was examined. In this study, the effect of introducing a functional group into a perfluoro compound on its decomposition performance was experimentally evaluated. First, we carried out the transformation of perfluorohexane to perfluorohexyl iodide or perfluoroheptanoic acid based on reported procedures. Next, laboratory scale batchwise decomposition tests with subcritical water on perfluorohexyl iodide and on perfluoro heptanoic acid were carried out. The decomposition products of each fluorine compound were identified, confirming that subcritical treatment is a promising treatment method.
渡部 創; 高畠 容子; 長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00461_1 - 23-00461_10, 2024/04
Japan Atomic Energy Agency is developing extraction chromatography technology to recover MA(III) from spent nuclear fuel. Developments in the extraction chromatography system especially focusing on safety and stable operation are required for practical application of the technology. This paper discusses the main tasks that have to be challenged preferentially based on achievements obtained by previous studies and potential MA(III) recovery process flow.
奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 12 Pages, 2024/00
地震に対する確率論的リスク評価(PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価に資する現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。特に、配管系はプラント固有の複雑なルート形状を有していることから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きいことが知られている。弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。
西野 裕之; 山野 秀将; 栗坂 健一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00387_1 - 22-00387_20, 2023/08
確率論的リスク評価(PRA)は地震と津波だけでなく強風などその他の外部ハザードについても実施されるべきである。本研究では強風に対するPRA手法の開発を実施する。この研究では高速炉を対象とし、事故時には大気が最終除熱源であることに着目して手法開発を実施する。最初に本研究では日本の気象データを基にグンベル分布を使って強風のハザード曲線を評価した。次に、崩壊熱除去のために必要となる重要機器や構築物(SSCs)を同定し、炉心損傷に至るまでのイベントツリーを構築した。このイベントツリーでは強風によって生じる飛来物等を考慮した。高所に配置しているSSCsにも影響する飛来物を同定し、衝突確率と衝突時の破損確率の積でSSCsのフラジリティを計算した。最後に、イベントツリーを定量化し、炉心損傷頻度を計算した。その発生頻度は5E-10/yになった。支配的なシーケンスは、外部電源喪失が発生した後、飛来物の衝突でタンク火災が発生し、強制循環のための電源供給が喪失及び崩壊熱除去の空気取入口の気温上昇による崩壊熱除去の失敗であった。このような計算を通じて、本研究では強風に対するPRAの手法開発を実施した。
山下 晋; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00485_1 - 22-00485_25, 2023/08
乾式での燃料デブリ取り出しにおいて、実機での燃料デブリの詳細な空冷評価が重要である。多孔質体として仮定されるPCV内部の燃料デブリ周囲の熱伝達を機構論的に理解するために、多相多成分CFDコードであるJUPITERに多孔質体モデルを新たに導入した。多孔質体モデルに関して、JUPITERと親和性の高いDarcy-Brinkmanモデルを採用した。このモデルはJUPITERに採用されている多相流解析手法の一つである1流体モデルと同様に、流体相と多孔質体相を一つの方程式で同時に解くことができる。また、非線形性が卓越する高速度の自然対流場については、非線形効果として速度の2乗の項を支配方程式に加えることで対応した。導入したモデルの妥当性を確認するために、例えば、矩形多孔質体領域内の自然体流解析や多孔質体を含む自然体流熱伝達試験といった単純な妥当性確認解析と実験解析を行った。検証解析の結果、先行研究の結果と実験解析の結果と良い一致を示した。また、改良されたJUPITERの応用として、1F2号機の条件を考慮したPCV内部の燃料デブリの空冷予備解析を行った。その結果、燃料デブリ周囲の温度場や速度場は、非物理的挙動を示すことなく安定に計算できることが分かった。故に、JUPITERは詳細且つ精度良く燃料デブリの熱流動挙動を予測できる可能性を有していることが分かった。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.; 太田 成*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 宇賀田 健*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00026_1 - 23-00026_11, 2023/08
原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要な問題である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、3つの解析コード(E-FrontISTR, FINAS/STAR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認した。本論文では、これらの検討を通して得られた知見について述べる。
Lu, K.; 高見澤 悠; Li, Y.; 眞崎 浩一*; 高越 大輝*; 永井 政貴*; 南日 卓*; 村上 健太*; 関東 康祐*; 八代醍 健志*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00484_1 - 22-00484_13, 2023/08
A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL, has been developed by Japan Atomic Energy Agency for failure probability and failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. To strengthen the applicability of PASCAL, considerable efforts on verifications of the PASCAL code have been made in the past years. As a part of the verification activities, a working group consisted of different organizations from industry, universities and institutes, was established in Japan. In the early phase, the working group focused on verifying the PFM analysis functions for RPVs in pressurized water reactors (PWRs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events. Recently, the PASCAL code has been improved in order to run PFM analyses for both RPVs in PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients. Simultaneously, the working group initiated a verification plan for the improved PASCAL through independent PFM analyses by different organizations. Concretely, verification analyses for a PWR-type RPV subjected to PTS transients and a BWR-type RPV subjected to a low-temperature over pressure transient were performed using PASCAL. This paper summarizes those verification activities, including the verification plan, analysis conditions and results. Based on the verification studies, the reliability of PASCAL for probabilistic integrity assessments of Japanese RPVs was confirmed with confidence.
山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00043_1 - 23-00043_12, 2023/08
本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。
岡島 智史; 森 健郎; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 宮崎 真之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00042_1 - 23-00042_12, 2023/08
本論文では、設計最適化のため熱過渡を受ける機器の破損確率を見積もる簡便な手順を提案する。破損確率は、機器の構造健全性の指標として多様な破損メカニズムに共通して利用できる。一回の評価に要する解析の回数を低減するため、最適化のための破損確率評価に一次近似二次モーメント法(FOSM法)を適用するとともに、実験計画法で用いられる直交表を入力パラメータ算出のための解析条件設定に利用した。また、熱過渡応力の時刻歴算出にあたり、有限要素解析に代えてランプ応答の重ね合わせを利用した。炉停止による熱過渡を受ける円筒容器の板厚最適化を行う例題を通じて、提案手法が板厚に応じた破損確率を現実的な計算コストで算出可能であることを確認した。
久保 光太郎; 田中 洋一; 白田 勇人*; 荒毛 大輔*; 内山 智曜*; 村松 健
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00051_1 - 23-00051_17, 2023/08
福島第一原子力発電所事故後、原子力発電所の外部事象に対する確率論的リスク評価(PRA)の重要性が再認識された。地震PRAでは、システム、コンポーネント、構造(SSC)の相関故障の扱いが非常に重要である。SSCが連関して故障した場合に、事故緩和システムの冗長性に悪影響を与える恐れがある。原子力機構では、SSCの相関故障を詳細かつ現実的に取り扱うために、Direct Quantification of Fault Tree by Monte Carlo Simulation(DQFM)法と名付けられたフォールトツリー定量化手法を開発している。この手法では、地震応答や耐力に関する相関を有する不確実さをモンテカルロ・サンプリングで考慮することにより、頂上事象の発生確率を定量化することができる。DQFMの有用性は既に実証されているが、その計算効率を向上させることで、リスク分析者は複数の分析を行うことができるようになる。そこで本研究では、簡易的な地震PRAのDQFM計算に準モンテカルロ法および重要度サンプリングを適用し、少ないサンプリングで分岐確率を定量化する効果を検証した。準モンテカルロサンプリングを適用することで、中・高地震動レベルでの結果の収束性がモンテカルロサンプリングに比べて一桁加速されることを示すと共に、重点サンプリングの適用により、低い地盤変動レベルにおいて故障確率が低いSSCに対して統計的に有意な結果を取得できることを示した。これらのサンプリング手法の応用による計算の高速化はリスク情報を活用した意志決定におけるDQFMの実用化の可能性を高めるものである。
矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*; 宮川 高行*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00044_1 - 23-00044_13, 2023/08
原子力発電所の合理的な保全計画を策定するには、各プラントの特性を考慮する必要がある。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムを扱う特殊性から検査上の制約が保全合理化の重要なポイントとなる。本研究では、リスク情報を活用して保全方針を策定する設計支援ツールである保全最適化スキームを提案した。保全最適化スキームは、システム化規格概念に基づくASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case, N-875が基となっており、最適な保全方針を策定するための詳細な手順を提供するものである。さらに、保全最適化スキームを用いて次期高速炉の候補概念を対象に炉心支持構造物の保全方針設定に関する試評価を実施した。
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 渡壁 智祥
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00075_1 - 23-00075_9, 2023/08
近年、原子力発電プラントにおける配管耐震設計を合理的化するため、塑性変形とそれに伴う配管自体のエネルギー散逸を考慮した設計手法の開発が期待されている。本検討では配管系全体の地震応答に対して、支持構造の塑性変形の影響の程度を調査するために、広い範囲にわたって一連の地震応答解析を実施した。解析は配管と支持構造の塑性変形について、(1)両方とも考慮しない、(2)配管のみ考慮する、(3)支持構造のみ考慮する、(4)両方とも考慮する、の4ケースについて実施した。
奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(3), p.22-00370_1 - 22-00370_12, 2023/06
飛翔体の衝突に伴う原子炉建屋外壁等の鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、その破損様式に応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、これらの評価式は衝突によって変形しない剛飛翔体を対象とする垂直衝突の試験から導かれた実験式がほとんどである。本研究では、現実的な飛翔体衝突で考慮すべき飛翔体の柔性及び斜め衝突を考慮した局部損傷評価手法を整備することを目的とする。具体的には、RC板構造の局部損傷のうち裏面剥離に着目し、斜め衝突条件において衝突速度を変化させて裏面剥離限界を明らかにするための衝突試験を実施し、飛翔体の柔性及び斜め衝突の影響因子が局部損傷へ与える影響を検討した。本論文では、飛翔体の柔性及び斜め衝突を受けるRC板構造の衝突試験結果、並びに、得られた試験結果より裏面剥離限界に係る影響を検討した結果について報告する。
