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高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.
JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB
中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温
300
Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。
守田 幸路*; Zhang, S.*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4672 - 4681, 2011/12
被引用回数：15 パーセンタイル：73.77(Nuclear Science & Technology)2005年から開始した研究プロジェクトでナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)の重点現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その着目現象とは、燃料ピン破損・崩壊,溶融プール沸騰,融体固化・閉塞挙動,ダクト壁破損,低エネルギー崩壊炉心の運動,デブリベッド冷却性,金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの着目現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。本結果は、COMPASSコードがSFRのCDAの重要現象を理解及び解明するのに有用であることを示している。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; 上原 靖*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10
本論文では、COMPASSコード開発の2009年度成果を報告する。融体固化・閉塞形成,金属燃料の共晶反応,ダクト壁破損(熱流動解析),燃料ピン破損、及びダクト壁破損(構造解析)に関する検証計算が示される。位相計算,古典及び第一原理分子動力学研究は金属燃料とスティール及び制御棒材料とスティールの共晶反応の物性を調べるために用いられた。粒子法の基礎研究やSIMMER計算もまたCOMPASSコード開発に役立った。COMPASSは、SIMMERコードで用いられている実験相関式の基盤を明らかにするものと期待される。SIMMERとCOMPASSの結合はCDAの安全評価並びに炉心設計最適化に有効になるだろう。
守田 幸路*; Zhang, S.*; 有馬 立身*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; et al.
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05
2005年から開始した5年間の研究プロジェクトで、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故特有の現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その特有の現象とは、(1)燃料ピン破損・崩壊,(2)溶融プール沸騰,(3)融体固化・閉塞挙動,(4)ダクト壁破損,(5)低エネルギー崩壊炉心の運動,(6)デブリベッド冷却性,(7)金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの特有現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; et al.
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09
COMPASSコードにより溶融炉心物質の分散・固化が計算され、GEYSER実験データと比較された。溶融炉心物質が配管内面を固化しながら流れていった。溶融プール挙動について、固体スティール球が固体燃料により囲まれた体系であるCABRI-TPA2実験が解析された。スティール球の溶融と沸騰を引き起こすために出力が印加された。SCARABEE-BE+3試験もダクト壁破損の検証としてCOMPASSコードにより解析された。
山本 雄一*; 平野 悦丈*; 大上 雅哉*; 清水 泉介*; 白川 典幸*; 越塚 誠一*; 守田 幸路*; 山野 秀将; 飛田 吉春
Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06
COMPASSは、MPS法の統一的枠組みにおいて、熱流動,構造,相変化などのマルチフィジックス現象問題を解析するよう設計されている。2006, 2007年度に、COMPASSの基本機能の開発が完了し、基礎検証計算を実施した。2007年度には、炉心崩壊事故における重要な現象に対し、利用可能な実験データを用いた総合検証計画も開始した。この論文では、COMPASSの相変化モデルに対する基礎検証計算及び実験解析の結果を記述し、併せて、MPS法の定式化の概略,COMPASSコードの概念設計も述べる。
上原 靖*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 山本 雄一*; 越塚 誠一*
Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/06
COMPASSコードを用いたメゾスコピックなアプローチによって、炉心崩壊事故の事象推移における重要現象の理解が進むと期待される。この論文では、SIMMER-IIIを使用したSCARABEE-BE+3試験の全体的な解析を記述するとともに、SIMMER-IIIによる解析結果から取り出された小さな時空間ウィンドゥにおけるダクト壁破損に注目したCOMPASSを使用した解析について述べる。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05
ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。
越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
ナトリウム冷却高速炉(SFR)における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名づけられたコンピューターコードを開発している。COMPASSコードは、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法という枠組みの中で、熱流動・構造・相変化を含むマルチフィジックス問題を解析するように設計されている。その開発プロジェクトが、2005年度から2009年度までの5年間で、6組織により実施されてきた。本論文では、2007年度におけるプロジェクトの成果が報告される。検証計画に従って、融体固化・閉塞形成,溶融プール沸騰,ダクト壁破損の3つの検証計算が行われた。また、COMPASSコード開発をサポートするため、数値計算手法の基礎研究,金属燃料の共晶反応に関する物質科学、及びSIMMER-IIIによる解析が行われた。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.
Proceedings of IAEA Topical Meeting on Advanced Safety Assessment Methods for Nuclear Reactors (CD-ROM), 9 Pages, 2007/10
ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名付けられたコンピューターコードを開発している。圧縮性と非圧縮性流れのための統一アルゴリズム,固体デブリを有する流動、及び自由界面に対するアルゴリズムの改善について、理論的研究も実施している。コード検証の流れは、SIMMER-IIIコードの検証の経験を活用して構築された。COMPASSはCDAにおける個別現象に対して用いられるが、全炉心を対象とするときはSIMMER-IIIにより解析される。COMPASSは大型高速炉のCDAにおける再臨界を回避するためのダクト破損と燃料流出過程を詳細に明らかにすることが期待される。
越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 細田 誠吾*; 荒木 和博*; et al.
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.472 - 479, 2006/11
文部科学省革新的原子力システム研究開発事業の枠組みの中で2005年会計年度から5年間の研究プロジェクトを開始した。それはMOX燃料及び金属燃料を対象として高速増殖炉のシビアアクシデントのさまざまな複雑現象を解析するため、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法を用いてCOMPASS(Computer Code with Moving Particle Semi-implicit for Reactor Safety Analysis)と名づけられたコンピューターコードを開発することである。また、金属燃料と被覆材間の共晶反応は分子動力学及び分子軌道法により研究される。MPSにより、凝固を伴う溶融金属流れが解析されるとともに、ラッパ管の弾性解析もまた実施された。その結果は実験及び商用コードと比較された。共晶反応は分子動力学で計算され、参考文献と比較された。以上の数値解析手法は高速増殖炉の炉心損傷事故のマルチフィジックス・マルチスケール現象に有効であることがわかった。
坂本 慶司; 高橋 幸司; 春日井 敦; 南 龍太郎; 小林 則幸*; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 飛田 健次
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1263 - 1270, 2006/02
被引用回数：6 パーセンタイル：41.32(Nuclear Science & Technology)本論文は、炉システム研究室が提示した発電実証炉の仕様をベースに、DEMO炉の電子サイクロトロン共鳴加熱(ECH/ECCD)システムを検討したものである。具体的には、発電実証炉のトロイダル磁場から、周波数の第一候補を300GHzとし、これに対応する超高次モード(TE31, 20)を用いた300GHz帯エネルギー回収型ジャイロトロンの設計,300GHz帯ダイヤモンド窓,伝送系,遠隔ミラー制御型結合系の概念設計を行った。併せて、必要な技術開発の方向を明らかにした。
飛田 典幸; 岡田 尚; 嘉代 甲子男; 松本 正喜; 綿引 政俊; 仲田 啓二*; 権守 清美*
JNC TN8430 2004-001, 125 Pages, 2004/12
JNC-TN8430-2004-001.pdf:143.53MB
平成15年4月21日(月)、プルトニウム燃料第三開発室地下1階の工程設備解体室の解体設備(グローブボックス)においてプレフィルタが損傷する火災事象が発生した。その直接的原因は、電動カッターにより発生した高温の切粉(火花)がプレフィルタまで飛散したことである。この直接的原因に対し、間接原因、潜在原因へと掘り下げた調査を実施した結果、電動カッターの砥石カバーを外して使用したこと、また衝立・飛散防止障壁が設置されていなかったことにより切り粉が広範囲に飛散したことがハード的な問題点として思考された。このため、対策案として、電動カッターには砥石カバーを取り付けて使用するとともに、切り粉のプレフィルタへの到達を防止する衝立を設置し、プレフィルタを不燃性のものに変更することが検討された。以上の調査・検討結果を受けて、火災発生の原因と対策案の妥当性を確認・評価するため、本確認試験を実施した。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.
JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。
岡田 尚; 植松 真一; 飛田 典幸; 加藤 淳也
9th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '03), 0 Pages, 2003/00
泡沫浮遊法は、核燃料設備機器の表面からMOX粉末を泡沫に浮遊させMOX粉末を除去し、設備機器の除染法として検討している方法である。本報告はMOX粉末の模擬粉末としてジルコニア粉末による泡沫浮遊試験の結果であり、粒径が数十
mのジルコニア粉末が泡沫で浮遊・除去でき、MOX燃料製造施設の除染技術の一つとして適用可能性を検討したものである。
植松 真一; 飛田 典幸; 小圷 亨
Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), 0 Pages, 2002/00
プルトニウム燃料第一開発室に設置されているプルトニウム廃棄物焼却設備は、焼却炉を有すること、設置場所の空間が限られていること等の特徴を有している。本設備の解体撤去を安全にかつ効率良く行うため、これらの特徴を考慮した解体方法及び手順を選定した。本設備の解体撤去作業は2000年5月から開始され、現在実施中である。焼却炉の解体を安全に行うために前処理として、炭化珪素の抜取り、内面の除染を行う必要があった。このため、装置を開発し、これらを用いて前処理を確実に実施することができた。本設備の解体撤去を通して得られた経験、情報、適用した技術は、将来においてPu系廃棄物処理技術開発施設(PWTF)の可燃物焼却プロセスの解体撤去に役立つものと考える。
植松 真一; 飛田 典幸; 嘉代 甲子男
WM'02, 0 Pages, 2002/00
解体設備は、MOX燃料製造に用いられたグローブボックスを解体するためにプルトニウム燃料第三開発室に設置されている。本設備は、グローブボックスとしての核燃料物質の閉じ込め機能を有し、遠隔機器(M/Sマニュプレータ及びロボット)の導入により、作業員の残留プルトニウムからの放射線被ばくを低減することができる。また、ステンレス製ボックス構造であるため、切断機器としてプラズマ切断機を使用することができ、作業の効率化を図っている。本設備による供用済グローブボックスの解体作業は1996年5月から開始され、現在までに8基(72m3)の解体を実施した。その結果、現行のグリーンハウスによる解体方法に比べて、被ばく線量、二次廃棄物量、及び人工数はそれぞれ61%、80%、及び54%まで低減されることを確認した。
大内 仁; 野上 嘉能; 飛田 典幸; 吉岡 正和
JNC TN8420 99-002, 52 Pages, 1999/01
東海事業所は、法令を遵守し、茨城県および東海村の施策・動向と整合し、動燃行動憲章および行動規範に基づいた、環境負荷低減を指標とした資源循環型の事業系一般廃棄物および産業廃棄物の管理システムの確立を目指すこととした。本提案書は、所の廃棄物管理調査対応班内に設置された一般廃棄物・スクラップ管理体制改善Gr.が平成10年7月末から9月末の約2ヶ月間に調査、評価し、幹部会に諮ったのち所長に提出した提案書を、一部加筆のうえ成果報告書の形にまとめたものである。(結果)平成9年度の東海事業所と本社における一般・産業廃棄物発生量は、焼却前の可燃物と焼却後の焼却灰を含めて2,672tonであり、リサイクルされていたのは、金属スクラップ、新聞紙、段ボール、コピー紙(本社のみ)でリサイクル率は17%であった。また、焼却された可燃物は16%であった。これ以外は、植栽排出物(10%)、産業廃棄物(57%)、特別一般・産業廃棄物(1%)で、全て外部委託で処理・処分されていた。現状の技術でリサイクル可能なものが、廃棄物(焼却された可燃物を除いた)発生量の約98%を占めており、ほとんどの廃棄物がリサイクル可能であることが分った。対策の基本は、(1)源流低減、(2)リサイク(3)廃棄物処理・処分であり、(3)より(2)、(2)より(1)が上策である。当面、各部課室ですぐ実施できるコピー紙・計算機用紙などのリサイクルおよびダイオキシン規制対応の焼却炉新設から開始し、平成11年度は所内の廃棄物管理Gr.を設けるとともに分別収集ルールを確立して、焼却物の25%(105ton)減量を達成するとともに、食堂で発生した生ごみのたい肥化を開始する。平成12年度以降は、事業所におけるISO14000'sの認証の取得、ペットボトル再生生地を利用した作業着などの導入、生ごみからできたたい肥を使用した農作物を食堂で利用、焼却灰の新型中間処理装置導入による可燃物の100%リサイクル達成、有機汚泥の粒状燃料化などを目指す。これらの実施により、近い将来「ごみゼロ事業所化」を達成することを提案する。
上村 勝一郎; 大代 操; 大沼 紀彦*; 成田 大祐; 関 正之; 飛田 典幸; 山本 純太
PNC TN8410 95-047, 36 Pages, 1995/02
本試験は、焼結条件等の外的要因をできるだけ一定にし、内的要因である粉末特性を熱処理によって変化させ、それらと成形体特性及び焼結挙動の関係を評価するために実施したものである。その結果、以下のことがわかった。(1)熱処理温度を高くするにつれ、混合粉の比表面積が顕著に小さくなり、バルク密度が大きくなった。(2)成形体の空孔構造を細孔分布測定で調べた結果、成形時に凝集粒子がほとんど破壊され、開空孔の大部分が一次粒子の空孔に起因すると分かった。また、成形体中の開空孔を小孔径側から累積した体積が全開空孔積の90%に相当する開空孔の直径は熱処理温度を高くしても変化しなかった。(3)今回の試験では、熱処理(室温、900C及び1200C)を行っても成形体及び焼結体密度が変わらなかった。また、焼結時の収縮速度も変化しなかった。
上村 勝一郎; 関 正之; 豊島 光男; 中島 勝昭; 宮内 正美; 飛田 典幸
PNC TN8410 95-023, 130 Pages, 1995/01
本要素は、「もんじゅ」炉心性能の確認、炉心設計手法の開発等に資するため、「もんじゅ」性能試験において出力分布測定試験に用いるものである。この出力分布測定試験は、中性子検出箔(核分裂箔及び放射化箔等)を内封する中性子検出要素(以下、"箔ホルダー"と言う。)を試験用集合体の中心に挿入し、炉心で照射することによって出力分布等の測定を行う。箔ホルダー内には、下部端栓付被覆管内にステンレス製のスペーサペレット及び箔押さえバネ等によって中性子検出箔が所定の位置に保持されている。また、箔ホルダーの上部端栓をヘリウムガス雰囲気中でTIG溶接法により溶接することによって箔ホルダーを密封する。核分裂中性子箔(Pu、EU、DU箔)は、ベルギーと米国から輸入され、汚染の拡散等を防止するためにあらかじめ大洗工学センターのDCAにおいてAlシートによりラッピングされた。プルトニウム燃料開発室では、平成4年11月9日から同12月3日及び平成5年1月18日から同1月21日(計22日間)にわたり、中性子検出箔、箔封入カプセル及びスペーサペレット等を箔ホルダーに組込み、各種検査を行って箔ホルダーを完成させる作業を実施した。本作業は、「もんじゅ建設所技術課」、「技術開発推進部品質保証室」、「プルトニウム燃料工場検査課」及び「安全管理部放射線管理第1課」の協力の下に実施され、炉心燃料領域及び中性子しゃへい体領域用として43本、ブランケット燃料領域用として21本の計64本の箔ホルダーを製造することができた。「もんじゅ」サイト側への輸送は、平成5年12月20日に無事実施された。本報告書は、箔ホルダーの製造に係わるデータ(サーベランスデータ)をまとめたものである。
