Development of experimental core configurations to clarify k variations by nonuniform core configurations

郡司 智; 荒木 祥平; 須山 賢也

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2017 - 2029, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2164151

東京電力福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリには、非均質な組成だけでなく、不均一な組成も予想される。同様に原子炉容器内に残っている損傷した燃料集合体も一部の燃料棒が欠損しているため組成が不均一になっている。これらの不均一性は中性子増倍率の変化を引き起こす可能性がある。このような不均一性が中性子増倍率に及ぼす影響を計算により明らかにして、臨界管理に用いる計算の実験的検証の可能性を検討する。本研究では、日本原子力研究開発機構の新臨界集合体STACYにおいて、ウラン酸化物燃料棒,コンクリート棒,ステンレス鋼棒を不均一に配置した複数の炉心構成の臨界効果を調べ、ベンチマーク化の可能性を確認した。これらの配置の違いによって、中性子増倍率は1$以上変化し、局所的な中性子減速条件の変化と特定の部材のクラスター化がこの効果をもたらすことを確認した。さらに不均一配置のベンチマーク実験炉心の実現可能性も評価した。このような実験のベンチマークデータ化を実現できれば、計算コードの妥当性の検証、計算コードの検証、及び機械学習による臨界管理手法の開発に役立つと考えられる。

Sedimentation behavior of mixed solid particles

Sheikh, Md. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(6), p.623 - 633, 2018/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1419888

高速炉の炉心損傷事故時に形成される燃料デブリの堆積高さは、燃料デブリの冷却性及び臨界特性に影響する重要な要因の一つである。本研究では、燃料デブリの堆積挙動に関する実験データベースを構築するため、燃料デブリを模擬した特性(粒子径,密度,球形度等)の異なる固体粒子(アルミナ,スティール)の混合粒子を水プール中へ落下・堆積させる実験を行い、粒子ベッドの堆積高さを測定するとともに、均質粒子及び混合粒子から成るデブリベッドの堆積高さを予測する実験相関式を構築した。構築した実験相関式は粒子ベッドの堆積高さの測定結果と良く一致することを確認した。

Safety improvement in building layout design to meet the safety design criteria for the Generation IV SFR

加藤 篤志; 近澤 佳隆; 鍋島 邦彦; 岩崎 幹典*; 秋山 洋*; 大矢 武明*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.593 - 600, 2015/05

JSFRは先進ループ型ナトリウム冷却高速炉である。福島事故後、安全対策の強化が、主に崩壊熱除去系、使用済燃料プール、非常用電源設備などにおいて実施された。本稿は、これらの安全強化策と整合した建屋配置設計における基本的考え方を示す。シビアアクシデントに対する耐性強化の観点から、航空機衝突と続く火災、地震と続く津波などを想定し、これらを起因とする安全設備の喪失を防ぐための検討が実施された。この結果、崩壊熱除去系のうち少なくとも1系統は生き残り、非常用電源も使用可能とでき得る概念が示された。

高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置

竹内 素允; 中嶋 勝利; 福村 信男*; 中山 富佐雄*; 大堀 秀士*

デコミッショニング技報, (24), p.27 - 46, 2001/09

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_24.pdf

高温ガス炉臨界実験装置「VHTRC」の廃止措置にかかわる概要と第1段階の解体工事で行った施設特性評価,物量評価,表面密度測定,試料分析と計算による評価並びに解体撤去工事(原子炉の機能停止にかかわる措置から原子炉本体の解体撤去)の手順,方法等のほか、工事全般にかかわる管理についてまとめた。

ナトリウム冷却MOX燃料大型炉心の再臨界回避方策の評価

藤田 朋子

JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB

実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。

米国線量測定規格「複数個の線量計による個人線量計測の実施基準」

辻村 憲雄; 篠原 邦彦; 百瀬 琢麿

PNC TN8510 98-001, 13 Pages, 1998/07

PNC-TN8510-98-001.pdf:0.63MB

AmericanNationalStandardHPSN13.41-1997"CriteriaforPerformingMultipleDosimetry"を翻訳した。この規格は、複数個の線量計を用いて個人の被ばく線量を評価する必要がある場合の条件とその際の方法論を定めている。内容は、現在、国内で実施されている「不均等な被ばく形態における線量評価法」とほぼ同様であるが、複数個の線量計の着用が必要とされる条件、それらの身体配置並びに線量評価方法及び記録のありかた等が具体化されている。

大型船舶用原子炉MRX模型の製作と点検・保守性の検討

笠原 芳幸*; 中沢 利雄; 楠 剛; 高橋 博樹; 頼経 勉

JAERI-Tech 97-048, 62 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-048.pdf:4.52MB

大型船舶用原子炉MRXは、受動的安全系を採用した小型の一体型原子炉である。MRXの設計においては、点検・保守性を考慮して設計を進めたが、設計上の問題(特に機器配置、組立性、分解等)を検討することを目的に、MRXの1/5寸法の模型を製作し、所要の検討を行った結果以下の点が明らかになった。(1)原子炉容器・格納容器、炉内構造物等の製作性については基本的に問題はない。(2)蒸気発生器、非常用崩壊熱除去設備伝熱管等について構造上は基本的に問題はない。しかし、伝熱管支持構造、炉内での固定方法については十分注意する必要がある。(3)原子炉容器、格納容器の配管貫通部、特にフランジ構造部については詳細設計において十分な検討(漏洩対応、取付性、点検性)を行う必要がある。

地層処分システムの設計手法の開発(2)

栗原 雄二*; 宮崎 清*; 五十嵐 治世*; 玉野 達*; 速水 卓哉*; 田中 達也*

PNC TJ1201 96-001, 288 Pages, 1996/02

PNC-TJ1201-96-001.pdf:49.37MB

本研究は、人工バリア及び処分施設に要求される性能を確保し得る技術的方法を具体的に明らかにするために必要な地層処分システムの設計手法を開発することを目的とするものである。昨年度の研究成果を踏まえ、本年度は以下の項目について実施した。1.GISCAEの改良開発2.データベースの開発検討3.断層離間距離の検討4.解析による設計検討5.サイト特性調査手法の検討この内、1のGISCAEの改良開発では、熱解析の結果をより明確に把握するための改良を行うと共に、IRISに適用可能な画像処理ツールの調査を行った。2のデータベースの開発検討では、積算単価データベースとして3ケースの処分場建設単価の積算を行うと共に、岩盤工学データベースとして地下発電所における岩盤物性の調査を行った。3の断層離間距離の検討では、断層破砕帯の規模とレイアウトの関係を調査し、事例においては幅100m規模の断層は処分場として避け、幅20m程度の断層は処分区画として避けていることがわかった。また、空洞掘削が破砕帯部に与える力学的影響に関する感度解析では、坑道径の約3倍以上の離間距離において影響はごく小さいという結果を得た。4の検討では、掘削段階を考慮した2次元飽和-不飽和浸透流解析を行い、不飽和物性値の解析結果に対する影響を調べると共に、3次元解析に向けての課題の抽出を行った。また、3次元の熱解析では昨年度の解析の検証を行い。本年度の解析結果が昨年度の4ケースの解析の内の1ケースに合致することがわかった。5の検討では、段階を考慮したサイト特性調査の目標や内容、対象領域、調査期間の検討を行い、適用が考えられる調査手法について、いくつかの観点からその適用性の検討を行った。

地層処分システムの設計手法の開発(報告書概要)

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PNC TJ1201 95-001, 48 Pages, 1995/02

PNC-TJ1201-95-001.pdf:5.33MB

本研究は、人工バリア及び処分施設に要求される性能を確保し得る技術的方法を具体的に明らかにするために必要な地層処分システムの設計手法を開発することを目的とするものである。本年度実施したのは、以下に示すとおりである。1.CAEシステムの改良開発2.データベースの開発検討3.TRUを考慮した処分場の検討4.処分場施設概念に関する影響要因の検討5.解析による設計検討6.サイト特性調査の検討この内、1のCAEシステムの改良開発では、SUNワークステーションで利用していたU1-SIGNAS等をIRISワークステーションで利用できるように改良を行った。2のデータベースの開発検討では、管理システムの検討を行うとともに、地質データベースから解析の入力物性値に至るデータ加工プロセスの機能検討を行い、また積算単価データベースの開発として、トンネル工事の積算手順を検討すると共にトンネル掘削単価の調査を行った。3のTRU関連の検討では、HLWとの併置の検討を行い、考えうる種々の組み合わせ概念の中から、可能性のある一つの例として併置の処分概念図を提示した。4の影響要因の検討では、様々な影響要因の中から断層破砕帯を取り上げ、断層からの離間距離についてFEM解析による検討を行った。5の解析による設計検討では、全体配置設計のうち処分深度の設定、埋設密度の設定、処分場位置の設定という一連の流れを、空洞安定解析、熱解析、地下水流動解析により実施した。6のサイト特性調査の検討では、我が国で考えられるサイト選定手順を検討し、諸外国等の事例を参考に、想定されるサイト特性調査の項目と、適応可能な調査手法の抽出を行った。

試錐孔用広域レーダープローブの設計 Vol.1,2

not registered

PNC TJ7586 94-003, 160 Pages, 1994/03

PNC-TJ7586-94-003.pdf:6.48MB

目的動力炉・核燃料開発事業団殿における地層科学研究の調査技術及び機器開発の一環として、坑道周辺のゆるみ領域の特性を明らかにするために、坑道周辺に発達する割れ目の位置やその空間的広がりを詳細に把握可能な試錐孔用広帯域レーダープローブを設計する。方法試錐孔近傍からの割れ目を詳細に把握する目的のため、レーダーの中心周波数は花こう岩中で約200MHzとし、さらに割れ目の空間的広がりの方位を特定するために、指向性アンテナを有する孔内プローブとして設計した。制御・収録・解析は、設計した孔内プローブを動力炉・核燃料開発事業団殿所有のRAMACシステムの地上装置と組み合せて行う。結果RAMACシステム地上装置のサンプリング周波数は2GHz迄拡張可能であることを確認し、広帯域レーダープローブの電子回路及び送受信アンテナを設計した。実験の結果、パルス発生器は半値巾3nSのパルスを発生し、受信系の帯域200MHzに対し、0.5nS以下のサンプリング精度が得られた。アンテナの水中における放射指向特性は前後感度比28.4dBであった。結論試作した送受信アンテナ及び各電子回路モジュールの特性は、実験により仕様を満足することを確認した。この結果をもとに試錐孔用広帯域レーダープローブの設計を行った。