燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2023-023, 99 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-023.pdf:6.0MB

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4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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築、およびプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和4年度は、最終年度に向けて各システムの改良、拡張を行い、模擬環境などでの検証実験を行った。

Multi-aspect characterization of low-temperature tempering behaviors in high-carbon martensite

Zhang, Y.*; 丸澤 賢人*; 工藤 航平*; 諸岡 聡; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*

ISIJ International, 64(2), p.245 - 256, 2024/01

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2023-251

As-quenched martensite in carbon steels needs to be tempered to restore its ductility and toughness for practical applications. During tempering of martensite, microstructural evolutions induced by a series of reactions relevant to carbon diffusion is known to occur. In this study, multi-aspect characterization using advanced techniques such as in-situ neutron diffraction, transmission electron microscopy and three-dimensional atom probe tomography, was performed to investigate the changes in tetragonality, physical properties, microstructure and solute carbon content in high-carbon martensite, with an aim to clarify its low-temperature tempering behaviors. A binary alloy with a chemical composition of Fe-0.78 mass%C was austenitized and quenched to prepare the as-quenched martensite, followed by tempering in continuous heating at different heating rates. It was found that various reactions occurred sequentially during tempering, starting from the structure modulation generated by carbon clustering in the 0th stage, then followed by the precipitation of metastable -carbide particles on linear features in the 1st stage, towards the later decomposition of retained austenite and precipitation of cementite in the 2nd and 3rd stages, respectively. After analyzing the experimental results, the solute carbon content in martensite tempered under various conditions was found to be in good agreement with that estimated from the lattice volume expansion, whereas the evaluation based on the tetragonality might lead to some underestimation of the solute carbon content in martensite tempered at high temperatures.

Initial verification and validation of a new CASMO5 JENDL-5 nuclear data library for typical LWR applications

渡邉 友章; 須山 賢也; 多田 健一; Ferrer, R. M.*; Hykes, J.*; Wemple, C. A.*

Nuclear Science and Engineering, 10 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1080/00295639.2023.2295075

先進的格子計算コードCASMO5用の新しい核データライブラリをJENDL-5に基づいて作成した。JENDL-5では、従来の軽水炉解析に不可欠な多くの核種の核データが最新の評価に基づいて更新されている。新しいJENDL-5ベースのCASMO5ライブラリは、現行のCASMO5用ENDF/B-VII.1ベースのライブラリの核データを可能な限りJENDL-5に置き換えることにより作成された。本研究では、この新しいライブラリの検証と妥当性の確認を行った。OECD/NEA燃焼度クレジット臨界安全ベンチマークフェーズIII-Cに基づき検証を行い、計算されたk及びBWR燃料集合体の燃料組成を報告されているベンチマーク結果と比較した。また、同じベンチマークモデルを用いてMCNP6.2の結果との比較も行った。さらに、TCA臨界実験と高浜3号照射後試験を検証に用いた。その結果、新しいライブラリは、軽水炉システムの反応度及び燃料組成の予測において、ENDF/B-VII.1ベースのライブラリと同等かつ良好な性能を示した。

Effect of fuel particle size on consequences of criticality accidents in water-moderated solid fuel particle dispersion system

福田 航大; 山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(12), p.1514 - 1525, 2023/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2224327

粒子状の固体燃料デブリが水中に分散した場合のデブリ粒子径に着目し、粒子径が核分裂数や出力推移といった臨界挙動に与える影響を明らかにすることを目的とした動特性解析を行った。その結果、燃料から水への熱伝達量が大きい条件下で、燃料粒子径を1桁小さくすると核分裂の回数が10倍になること等が明らかとなった。この結果より、燃料粒子径を適切に設定しなければ、核分裂数が過大又は過少評価される可能性が示唆された。

An Estimation method for an unknown covariance in cross-section adjustment based on unbiased and consistent estimator

丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(11), p.1372 - 1385, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2203707

A new estimation method of an unknown covariance, which is defined by the difference between the true covariance (the population covariance) and a prior covariance assumed by an analyst, is proposed. The unknown covariance is estimated using an empirical covariance consistent with the observed data. To estimate the unknown covariance, an unbiased and consistent estimator in regression analysis has been incorporated into the conventional cross-section adjustment. This estimator does not require assumptions for the probability distribution of the observation data. The statistical properties of this estimator were numerically verified. In addition, the effectiveness of the proposed method was confirmed by another numerical test using actual integral experimental data. In the second numerical test, the modeling uncertainty (covariance) due to the deterministic analysis method was assumed to be unknown. The results showed that the proposed method could practically estimate the unknown covariance and adjusted cross-sections using only prior information on covariances.

Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

令和4年度計算科学技術研究実績評価報告

システム計算科学センター

JAEA-Evaluation 2023-001, 38 Pages, 2023/07

JAEA-Evaluation-2023-001.pdf:1.04MB

システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和4年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。

令和2年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

Study on borehole sealing corresponding to hydrogeological structures by groundwater flow analysis

澤口 拓磨; 高井 静霞; 笹川 剛; 打越 絵美子*; 嶋 洋佑*; 武田 聖司

MRS Advances (Internet), 8(6), p.243 - 249, 2023/06

https://doi.org/10.1557/s43580-023-00528-y

放射性廃棄物の中深度処分では、モニタリング用のボーリング孔内が適切に閉塞されているかを確認するための手法を事前に整備しておく必要がある。そこで本研究では、堆積岩地域を想定し、どのような埋戻し設計条件であればボーリング孔内が有意な移行経路とならないかを把握し、ボーリング孔閉塞に係る確認ポイントを明らかにするため、埋戻されたボーリング孔を有する水理地質構造に対する地下水流動解析を実施した。その結果、ボーリング孔や掘削損傷領域(BDZ)が移行経路とならないための条件として、ベントナイト系材料の透水係数を母岩と同等以下にすること、BDZにグラウトを充填することなどが示された。

Pressure engineering of van der Waals compound RhI; Bandgap narrowing, metallization, and remarkable enhancement of photoelectric activity

Fang, Y.*; Kong, L.*; Wang, R.*; Zhang, Z.*; Li, Z.*; Wu, Y.*; Bu, K.*; Liu, X.*; Yan, S.*; 服部 高典; et al.

Materials Today Physics (Internet), 34, p.101083_1 - 101083_7, 2023/05

https://doi.org/10.1016/j.mtphys.2023.101083

層状ファンデルワールスハライドは、外部圧力に対して特に敏感であるため、目的とする性質を持つ構造にチューンすることが可能となる。一方で、圧力に非常に敏感であるという特性は、同時に目的とする機能の実現に有害な相転移や格子歪みを引き起こす可能性があるためその操作は依然として困難である。この研究では、層状RhI結晶が持つ極めて弱い層間結合と高い機能可変性を観察した。5GPaという適度な圧力をかけると圧力誘起相転移が起こり、積層構造に変化が現れた。驚くべきことに、この相転移は、圧力に対してほぼ直線的なバンドギャップ減少という傾向に影響を与えなかった。また、より高い圧力では、1.3eVの赤方偏移というかなり大きな調整幅を伴う金属相が観測された。さらに、RhIのキャリア濃度は30GPaで4桁増加し、光電流は7.8GPaで5桁増加することが確認された。これらの結果は、ファンデルワールスハライドの層状構造という特異な特徴を生かした探索、調整、理解のための新たな機会を創出し、原子レベルの薄さを持つマテリアルバイデザインに基づく将来のデバイスとして有望である。