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廃炉環境国際共同研究センター; 早稲田大学*
JAEA-Review 2022-054, 150 Pages, 2023/02
JAEA-Review-2022-054.pdf:7.26MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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(以下、「1F」と略す。)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。1Fの廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、1F2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備した。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で1F2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的とした。その結果、2・3号機の原子炉圧力容器(RPV)からの先行流出物に多量のウランが含有されていた可能性が低いことを示す知見が得られた。3号機については、二酸化ウラン(UO
)主体の後続移行デブリがペデスタル中間架台構造物群を大規模に溶かすことはなく堆積したと考えられることを示した。また、堆積分布の不確かさがデブリの臨界性に及ぼす影響は限定的で、全体としては深い未臨界状態にあると考えられることを示した。
三輪 周平; 唐澤 英年; 中島 邦久; 木野 千晶*; 鈴木 恵理子; 井元 純平
JAEA-Data/Code 2021-022, 32 Pages, 2023/01
JAEA-Data-Code-2021-022.pdf:1.41MBJAEA-Data-Code-2021-022(errata).pdf:0.17MB
東京電力福島第一原子力発電所の原子炉内におけるセシウム分布のより正確な予測に向けて、核分裂生成物の化学挙動データベースECUMEに格納されているステンレス鋼へのセシウム化学吸着モデルをシビアアクシデント解析コードSAMPSONに組み込んだ。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、当該モデルを構築した実験の結果を再現し、コードに誤りが無いことを確認した。また、SAMPSONに組み込まれた改良モデルのセシウム化学着挙動解析への有効性を確認するため、温度勾配管を有する装置を用いた実験の解析を実施した。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、実験の結果を再現し、SAMPSONにおけるノードジャンクションの設定方法、エアロゾル生成モデル、CsOH蒸気の飽和蒸気圧等の計算方法等の解析方法、そして改良モデルがセシウム化学吸着挙動解析に適用可能であることを確認した。また、セシウムがシビアアクシデント後に水相を介して移行したことから、原子炉内におけるセシウム分布を予測するためには、セシウム沈着物の水への溶解性の評価が前提となる。このため、ステンレス鋼へのセシウム化学吸着生成物の水への溶解性を調べた。ステンレス鋼304へのセシウム化学吸着生成物は、873Kから973Kで水溶性の高いCsFeO、973Kから1273Kで水溶性の低いCsFeSiO
、1073Kから1273Kで水溶性の低いCsSiO
であることが分かった。これらの結果から、セシウム化学吸着量に影響を与える原子炉内温度やCsOH蒸気種濃度のようなシビアアクシデント解析条件に応じて、セシウム化学吸着生成物の水への溶解性を予測できる可能性を得た。
廃炉環境国際共同研究センター; 早稲田大学*
JAEA-Review 2021-034, 107 Pages, 2021/12
JAEA-Review-2021-034.pdf:6.08MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。1Fの廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、1F2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備する。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で1F2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的としている。
廃炉環境国際共同研究センター; 早稲田大学*
JAEA-Review 2020-035, 102 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-035.pdf:6.82MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、福島2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備する。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的としている。
Wang, Z.; Duan, G.*; 越塚 誠一*; 山路 哲史*
Nuclear Power Plant Design and Analysis Codes, p.439 - 461, 2021/00
The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is one kind of particles methods which are based on Lagrangian approach. It has been developed to analyze complex thermal-hydraulic problems, including those in nuclear engineering. Since meshes are no longer used, large deformation of free surfaces or interfaces can be simulated without the problems of mesh distortion. This approach is effective in solving multiphase fluid dynamics which is subject to complex motion of free surfaces or interfaces. Since its development, MPS method has been extensively utilized for wide range of applications in nuclear engineering. In this chapter, the basic theory of the MPS method is firstly explained. Then, some examples of its application in nuclear engineering, including bubble dynamic, vapor explosion, jet breakup, multiphase flow instability, in-vessel phenomenon, molten spreading, molten core concrete interaction (MCCI) and flooding, are presented.
Wang, Z.; Duan, G.*; 松永 拓也*; 杉山 智之
International Journal of Heat and Mass Transfer, 157, p.119919_1 - 119919_20, 2020/08
被引用回数：17 パーセンタイル：76.17(Thermodynamics)Enforcing accurate and consistent boundary conditions is a difficult issue for particle methods, due to the lack of information outside boundaries. Recently, consistent Neumann boundary condition enforcement is developed for the least squares moving particle semi-implicit method (LSMPS). However, the Robin boundary cannot be straightforwardly considered by that method because no computational variables are defined on the wall boundary. In this paper, a consistent Robin boundary enforcement for heat transfer problem is proposed. Based on the Taylor series expansion, the Robin boundary condition for temperature is converted to the fitting function of internal rather than boundary particles and incorporated into least squares approach for discretization schemes. Arbitrary geometries can be easily treated due to the use of polygons for wall boundary. A convergence study was firstly carried out to verify the consistency. Then, numerical tests of 1-D and 2-D heat conduction problems subjected to mixed boundary conditions were performed for verification, and good agreements with theoretical solutions were observed. Natural convection problems with different boundary conditions in an annulus were carried out for further validations of heat-fluid coupling. Excellent agreements between the present and literature results were demonstrated.
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06
本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。
澤邊 祐希*; 石山 達也; 高橋 大輔; 加藤 裕子; 鈴木 隆洋*; 平野 耕一郎; 武井 早憲; 明午 伸一郎; 菊澤 信宏; 林 直樹
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.647 - 651, 2016/11
J-PARCでは実機の安定運転に必要なビームスクレーパ照射試験およびレーザ荷電変換試験を実施するために3MeVリニアックを再構築した。3MeVリニアックは、セシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)から負水素イオンビームを取り出し、高周波四重極型リニアック(RFQ)で3MeVまでビームを加速する。3MeVリニアックを制御するには、加速器およびレーザから人への安全を確保する人的保護システム(PPS)、加速器構成機器を保護するための機器保護システム(MPS)、各機器の同期をとるタイミングステム、およびEPICSを用いた遠隔制御システムが重要となる。本発表では、これらの3MeVリニアック用制御システムについて報告する。
宇佐美 潤紀; 高橋 博樹; 小向 聡*
Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.760 - 763, 2015/09
IFMIF/EVEDA加速器(LIPAc)制御系の開発は、EUと原子力機構(JAEA)が共同で進めているが、全体監視などを行う中央制御システム(CCS)についてはJAEAが主体となって行っている。また、EUが開発した機器制御系とCCS間はEPICSを介してデータ授受が行われる。JAEAでは、CCSにおける開発要素の1つとしてPostgreSQLを用いたLIPAcの全EPICSデータの保管と参照を行うシステム(データ収集系)の開発を進めている。一方、欧州では機器単体試験においてBEAUTY (Best Ever Archive Toolset, yet)を用いてデータ収集を行うため、CCSのデータ収集系においては、「BEAUTYとのデータの互換性確保」、「複数のサーバ機による収集データを一括で画面参照」、「データ収集とバックアップ作業の平行化」を考慮する必要があり、現在は前者2つについて対応を進めている。そして、入射器のコミッショニングにおいて、開発したデータ収集系の実証試験を行っている。データ収集系は、入射器,放射線モニタ等のデータを収集しており、CSS(Control System Studio)を用いたGUIによるデータ参照も可能である。本件では、入射器のコミッショニングにおける実証試験の結果をもとに、データ収集系開発の現状について報告する。
明午 伸一郎; 野田 文章*; 石倉 修一*; 二川 正敏; 坂元 眞一; 池田 裕二郎
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.569 - 572, 2006/06
被引用回数：20 パーセンタイル：77.45(Instruments & Instrumentation)JSNSでは3GeV陽子ビームが早い繰り返しのシンクロトロン(RCS)から水銀の核破砕中性子ターゲットに輸送される。水銀ターゲット容器におけるピッティングによる損傷を減らすためには、陽子ビームの電流密度のピークを下げることが最も効果的である。本研究では、第一ステップとしてターゲットでのビームプロファイルを評価した。ビームプロファイルはRCS出口の位相空間で決定される。位相空間における分布は、空間電荷効果を考慮したSIMPSONSコードにより計算した。実空間における、プロファイル分布はベータトロン振幅の行列変換により導出した。RCSにビームを入射する場合において、コリレーテッドペインティングよりもアンタイコリレーテッドを用いることによりピーク電流密度が減ることがわかった。
日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(6), p.527 - 538, 1995/06
被引用回数：3 パーセンタイル：36.71(Nuclear Science & Technology)PWRの全交流電源喪失事故時には、ポンプシール冷却水の停止によりシールが破損する(S3-TMLB'シーケンス)可能性がある。SNLが行ったSurry炉のMELPROG/TRACコード解析では、シール破損により1次系が減圧され、蓄圧水注入と炉心部冷却により圧力容器(RPV)破損が大幅に遅れることが示された。本研究では、SCDAP/RELAP5コードを用いこれを検証するとともに、原研のROSA-IV計画における実験結果と解析結果を比較した。その結果、1)S3-TMLB'中にループシール解除が起きる可能性は高いが、それによる事故進展の遅れは僅かである。2)蓄圧水注入によりRPV破損は約1時間遅れるが、蓄圧水が自動的に注入される可能性は低い。従って1次系強制減圧操作が望まれる。3)SCDAP/RELAP5解析では、MELPROG/TRACが予測した大幅なRPV破損時刻の遅延は起きなかったが、その原因として、ノーディング、解析モデルに差があることを明らかにした。
佐藤 努
SMECTITE, 4(2), p.43 - 45, 1994/00
地球表層の主要な鉱物である2:1型層状ケイ酸塩鉱物の諸物性は、構造中の同型置換の量と位置の違いにより影響される。その同型置換の主なものは構造中のSiのAlによる置換である。したがって、構造中におけるSi・Alの分布を正確に把握することは、地球表層における層状ケイ酸塩鉱物の挙動を理解する上で重要となる。本文献紹介では、固体NMRにより調べられた「2:1型層状ケイ酸塩鉱物のSi・Alの分布」に関する研究論文や書籍を紹介し、それぞれの見解や現在までの知見、筆者の考える問題点についてまとめた。また、地球科学分野において今後期待されるNMR研究の発展方向について示唆した。
仁平 猛*; 岩田 忠夫
JAERI-M 92-099, 28 Pages, 1992/07
複合Simpson公式を積分の上下限が可変であるn次元積分に拡張した。この拡張はn次級数の漸化式によって示した。この方法により、n次元の積分に対し、Newton-Cotes式による計算構造を明らかにした。その結果、Newton-cotes式に対応する求積式が容易に組み立てられるようになった。若干の計算例を示し、2次元および3次元積分に対する誤差の評価を誤差項を用いて記述した。
村上 義夫; 阿部 哲也; 大澤 晴繁*; 秦 聡*
J. Vac. Sci. Technol., A, 9(3), p.2053 - 2057, 1991/05
核融合炉やその他の先進的な真空機器の真空排気システムを構成するため、ターボ粘性ポンプと呼ぶにふさわしい新型の粗引きポンプを開発した。このポンプは、複数の円盤からなるロータをステータ(静翼)の間で高速に回転させるもので、ロータに窒化ケイ素セラミックスを用い、ロータ全体を支持する気体軸受とロータを25,000rpmで回転させる気体タービンを備えているのが特徴である。新開発のポンプは大気圧から高真空までの広い圧力範囲で動作し、11枚の直径150mmの回転円盤を用いたポンプで最大排気速度0.28m
/min、到達圧力1
10
Paなどを確認した。この粗引きポンプの特長として、(1)完全オイルフリーである、(2)強磁場中で運転できる、(3)着火源がない、(4)高温運転が可能である、などが挙げれる。
阿部 哲也; 村上 義夫; 高澤 国夫*; 引田 和雄*
真空, 31(5), p.334 - 337, 1988/00
耐磁場・耐放射線性等を有する回転ポンプの開発を目的として、前年度に引き続きセラミックロータを有するターボ分子ポンプの試作を行ない、その回転性能ならびに真空排気性能について試験を行なった。その結果、製作仕様である回転数30,000rpmで連続回転をすることに成功し、また真空排気作用について仕様廻りであることをも確認した。現在、試験中であり、詳細は当日発表する。
村上 義夫; 阿部 哲也; 森井 茂樹*; 中石 信義*; 泰 聰*
J.Vac.Sci.Technol.,A, 5(4), p.2599 - 2602, 1987/04
核融合装置の真空排気系には金属製回転翼からなるターボ分子ポンプが広く使用されている。しかし、これを高磁場中で使うときには、回転翼に渦電流が流れ、発熱や回転速度の低下を招くという問題がある。 この問題を解決するために、筆者らは電気絶縁体の焼結窒化珪素からなるターボ分子ポンプ用のセラミック回転体を試作した。回転体はガスベアリングで保持され、ガスタービンで駆動される。また非接触のネジシールによりポンプ内への作動ガスの逆流を防止している。非接触シールの逆流量測定、0.1テスラまでの磁場中回転試験、回転体の強度評価のための破壊試験などを実施し、基本的な性能を明らかにした。
鈴木 光弘; 田坂 完二; 斯波 正誼
JAERI-M 9834, 42 Pages, 1981/12
ROSA-III装置は、BWRの冷却材喪失事故を模擬した実験を行う装置である。この装置の特性の一つである熱損失について試験を行い結果をまとめた。熱損失量は、ROSA-IIIにおける小破断実験のように現象の推移がゆるやかで炉心の発熱量と同等になる条件下で重要な意味を持つものであり、特に小破断実験の解析において大切である。ROSA-III装置においては、循環ポンプからの熱入力および蒸気ラインでの蒸気漏洩の効果を評価して、装置外表面からの熱損失量が、流体温度と外気温度の差により次式で与えられることを確認した。Q
=0.56
T(KW)但し、Qは、熱損失速度、Tは、温度差(
C)である。なお、この試験の場合、蒸気漏洩量は、重量で31kg/hour、エネルギ量で10KW(系圧力7.24MPaの飽和条件下)であった。
村上 義夫; 中村 和幸; 阿部 哲也; 小泉 建治郎*
JAERI-M 8513, 40 Pages, 1979/10
国際トカマク炉(INTOR)の概念設計に必要な真空技術に関するデータベースについて調査検討を行うとともに、INTOR-Jの主要な真空パラメータの評価を行った。本報告では、トーラス真空容器とその排気系について記述されており、真空壁の位置、真空ポンプの選定、採りうる最大排気速度、真空壁の清浄化などについて検討されている。特にクライオポンプによるヘリウム排気の問題点や再生の頻度、トリチウムインベントリーについて詳しく評価してある。真空系に及ぼす放射線の影響や遠隔操作による洩れ検知法についても調査した。
ROSAグループ*
JAERI-M 7737, 168 Pages, 1978/07
本報は加圧水型炉(PWR)の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。各Run(502,505,506,507)の実験条件、実験データおよび現象の解釈が示されている。在来の低温側配管注入を基本としたECCSの注入方式よりも有効性の高い注入方式の開発試験を行った。その結果低温側破断においてブローダウン早期に高温水を上部プレナムに注入し、続いて低温の蓄圧注入系を下部プレナムに注入するのが最も炉心冷却に有効であることが確められた。また低圧注入系は高温側配管に注入するのが、直接的な冷却効果と早期冠水のためによいことが明らかにされた実炉に対する一般化のためには信頼性のあるコードによる解析が必要とされよう。
西山 幸一; 高橋 博樹; 榊 泰直; 成田 隆宏; 小島 敏行*; Knaster, J.*; Marqueta, A.*
no journal, ,
核融合炉材料の健全性評価のため、14MeVの中性子を生成照射する国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発が進められている。IFMIFの工学実証のため六ヶ所村に導入される、リニアIFMIFプロトタイプ加速器(LIPAc)は9MeV, 125mA, 1.125MWのCW重陽子ビームを生成する。LIPAc機器保護システム(MPS)は、異常なビームやその他の危険から構成機器を保護する重要なインターロックシステムで高速な信号処理が求められる。LIPAc MPSでは高速処理機能をFPGAを用いることにより実現している。本発表ではLIPAc MPSを通じて加速器制御システムでのFPGA技術の適用とその応用について記載する。
