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論文

MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris conditions in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 414, p.112574_1 - 112574_20, 2023/12

Based on the updated knowledge from plant-internal investigations, experiments and computer-model simulations until now, the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was analyzed using the MAAP code. In Unit 3, it is considered that ca. 40 percent of UO$$_{2}$$ fuel was molten when core materials relocated to the lower plenum of the reactor pressure vessel. Initially relocated molten materials would have been fragmented by mixing with liquid water, while solid materials would have relocated later on. With this two-step relocation, debris in the lower plenum seems to have been permeable for coolant, thus debris seems to have been once cooled down effectively. Although the present MAAP analysis seems to slightly underestimate core-material oxidation during the relocation period, this probable underestimation was compensated for by an existing study that was considered more reliable, so that more realistic debris conditions in the lower plenum could be obtained. Probable debris reheat-up behavior was evaluated based on interpretation of the pressure data. This evaluation predicted that the fuel debris in the lower plenum was basically in solid-phase at the time when it relocated to the pedestal. With this study, basic validity of the former prediction of the Unit 3 accident progression behavior was confirmed, and detailed boundary conditions for future studies addressing the later phases were provided.

論文

MAAP code analysis focusing on the fuel debris condition in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:75.85(Nuclear Science & Technology)

これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

PSTEP: Project for solar-terrestrial environment prediction

草野 完也*; 一本 潔*; 石井 守*; 三好 由純*; 余田 成男*; 秋吉 英治*; 浅井 歩*; 海老原 祐輔*; 藤原 均*; 後藤 忠徳*; et al.

Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.159_1 - 159_29, 2021/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:52.8(Geosciences, Multidisciplinary)

PSTEPとは、2015年4月から2020年3月まで日本国内の太陽・地球惑星圏に携わる研究者が協力して実施した科研費新学術領域研究である。この研究枠組みから500以上の査読付き論文が発表され、様々なセミナーやサマースクールが実施された。本論文では、その成果をまとめて報告する。

報告書

RPV下部構造破損・炉内物質流出挙動のMPS法による予測(委託研究)

吉川 信治; 山路 哲史*

JAEA-Research 2021-006, 52 Pages, 2021/09

JAEA-Research-2021-006.pdf:3.89MB

福島第一原子力発電所2号機、3号機では、原子炉圧力容器(RPV)が破損し、炉心物質の一部(制御棒駆動機構(CRD)配管部品や燃料集合体上部タイプレート等)がペデスタル領域へと移行していることが確認されているが、沸騰水型軽水炉(BWR)ではRPV下部ヘッド及びその上下に複雑な炉心支持構造やCRDが設置されており、炉心物質のペデスタルへの移行挙動もまた複雑なものになっているものと推定される。BWRの複雑なRPV下部構造における炉心物質の移行挙動の概略特性把握には複雑な界面変化と移行を機構論的に解くことのできるMPS法の適用が有効である。本研究では、MPS法による福島第一原子力発電所2号機、3号機のRPVアブレーション解析のために、令和元年度は剛体モデル、並列化、計算タイムステップ効率化手法を開発し、令和2年度はMPS法の圧力壁境界条件の改良、剛体計算の安定化、デブリベッドの溶融過程の解析コスト低減のための計算アルゴリズムの改良を行った。これらの改良により、RPV下部プレナムに堆積した固体デブリが溶融しながらリロケーション再配置する過程を様々なケースについて実用的な計算コストで感度解析できるようになった。また、2号機及び3号機の解析の結果、下部プレナムで冷え固まったデブリの性状(粒子状/塊状)や堆積分布(成層化の程度)は、その後のデブリベッド再昇温及び部分溶融に要する時間と溶融プール形成に大きく影響し、RPV下部ヘッドの破損挙動や燃料デブリの流出挙動に影響することが明らかになった。

論文

Evaluation of core material energy change during the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Unit 3 based on observed pressure data utilizing GOTHIC code analysis

佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:73.26(Nuclear Science & Technology)

The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.

報告書

大型過渡事象シミュレーションコード用のポストプロセッサの製作法

吉川 信治

JAEA-Technology 2019-024, 22 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-024.pdf:1.76MB
JAEA-Technology-2019-024-appendix(CD-ROM).zip:73.55MB

複雑な現象のシミュレーションソフトウェアの結果は膨大なテキストファイルとして出力されることが多い。この場合、計算機内で再現されている現象の全体像をユーザーが把握することは困難である。本報告書は、軽水炉の過酷事故解析コードであるRELAP/SCDAPSIM、及びMELCORのテキスト出力ファイルを読み込んで、解析結果をユーザーが容易に把握できる情報を表示するポストプロセッサを製作する上で獲得したノウハウを、他分野のシミュレーションコードにも適用できるようまとめたものである。

報告書

福島第一原子力発電所3号機における蒸気及び水素の発生履歴逆算定解析

吉川 信治

JAEA-Research 2019-004, 32 Pages, 2019/09

JAEA-Research-2019-004.pdf:2.77MB

福島第一原子力発電所3号機の事故時に計測された圧力容器(RPV)及び格納容器(PCV)の圧力変化を再現する水蒸気と水素の発生履歴、及びRPVからの気相漏洩規模を、熱流力解析コードGOTHICを用いて逆算定した。解析した期間は、炉内の水位が燃料有効部頂部(TAF)に到達してから、原子炉自動減圧システム(ADS)が作動して圧力容器(RPV)圧力が減少し始めるまでである。3月13日6:30頃以降ADS作動までのRPVとPCVの圧力挙動からこの間RPVからPCVへの漏洩があったと考えられるが、この漏洩経路と漏洩面積を複数のシナリオについて評価したところ、漏洩面積は高々1cm$$^{2}$$程度と評価された。この面積は開状態のSRVの流路断面積に比べて大幅に小さく、ADS作動後の主な蒸気の流れはSRVから圧力抑制室(S/C)を経由したものであったと推定される。

論文

Progress of divertor simulation research toward the realization of detached plasma using a large tandem mirror device

中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:82.74(Materials Science, Multidisciplinary)

A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 $$times$$ 10$$^{18}$$ m$$^{-3}$$ and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.

論文

Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to $$<$$ 3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H$$alpha$$ emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H$$alpha$$ emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.

論文

Trial visualization of fast reactor design knowledge

吉川 信治; 南 正樹*; 高橋 忠男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.709 - 714, 2011/04

高速増殖炉のような大規模なシステムの設計においては、ある仕様に関する決定が別の仕様選定に関する工学的判断の前提条件として引き渡される、という相互関係が重要であるが、保管されている技術資料は個別の工学的判断に関する知識を記載したものが主で相互関係についての記述は少ない。また、幾つかの仕様について検討はされたが見送られた選択肢があるが、その中には将来の技術開発等によって再び価値を獲得する可能性があるものがある。その仕様が採択された場合のシステムを仮想的に検討することは、将来のシステム設計における柔軟性の向上に資することが考えられる。このような検討においても、仕様間の相互関係に沿って他の仕様への影響を考慮することが重要である。本研究では個々の仕様選択に関する知識を仕様相互の関係に沿って表示することにより、設計問題の構造を可視化するソフトウェアを試作し、有効性の評価と課題の抽出を行った。

論文

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG $$k$$-$$varepsilon$$モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

報告書

青森研究開発センターむつ事務所施設管理課業務報告; 平成20年度

長根 悟; 松野 悟; 山本 誠; 飛内 万史; 尾崎 真司; 佐藤 泰雄; 北原 勝美; 吉川 静次

JAEA-Review 2009-018, 39 Pages, 2009/08

JAEA-Review-2009-018.pdf:7.71MB

施設管理課は、原子力第1船原子炉施設の運転・維持管理及び廃止措置並びに少量核燃料物質使用施設等の液体廃棄施設,固体廃棄施設の運転・維持管理業務を実施している。本報告は、むつ事務所施設管理課における平成20年度(平成20年4月$$sim$$平成21年3月)の業務実績を取りまとめたものである。

論文

Hydrogen retention induced by ion implantation in tungsten trioxide films

井上 愛知; 山本 春也; 永田 晋二*; 吉川 正人; 四竈 樹男*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 267(8-9), p.1480 - 1483, 2009/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:62.42(Instruments & Instrumentation)

酸化タングステン中に導入される水素量と光学特性の関係を定量的に調べた。反応性スパッタ法により、金属タングステン(200nm)によって表面を被覆した非晶質WO$$_{3}$$(300nm)膜を作製し、10keVに加速したH$$_{2}$$$$^{+}$$イオンを照射した。その結果、膜中に注入された水素濃度は、照射量とともにH/W$$sim$$0.4まで増加することがわかった。水素の導入量がH/W$$sim$$0.1までは、WO$$_{3}$$膜の吸光係数は水素導入量に比例して約0.3$$mu$$m$$^{-1}$$まで増加したが、それ以上では緩やかに増加し約0.4$$mu$$m$$^{-1}$$で飽和した。このことから、H/W$$sim$$0.1未満の注入量では、WO$$_{3}$$の吸光度を測定することでWO$$_{3}$$内部への水素導入量を定量できることがわかった。

報告書

Data description for coordinated research project on benchmark analyses of sodium natural convection in the upper plenum of the Monju reactor vessel under supervisory of Technical Working Group on Fast Reactors, International Atomic Energy Agency

吉川 信治; 南 正樹*

JAEA-Data/Code 2008-024, 28 Pages, 2009/01

JAEA-Data-Code-2008-024.pdf:5.83MB

「もんじゅ」において1995年に行われたプラントトリップ試験時に観測された、炉上部プレナム内のナトリウムの温度成層化の数値シミュレーションに必要な情報として、試験の概要,炉心上面から炉容器出口ノズルまでの炉上部プレナムの幾何形状,炉心上面のナトリウム流入境界条件をまとめた。

論文

Effects of catalyst on gasochromic properties in tungsten oxide films

井上 愛知; 山本 春也; 永田 晋二*; 吉川 正人; 四竈 樹男*

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 33(4), p.1127 - 1130, 2008/12

光学式水素センサー用素子の改良を目的に、ガスクロミック酸化タングステン膜の着色特性に及ぼす触媒の堆積量及び構造の影響を調べた。試料として用いた非晶質酸化タングステン膜は反応性RFマグネトロンスパッタ法を用いて、アルゴン及び酸素雰囲気中でタングステンをスパッタすることで作製した。触媒として用いたパラジウム及び白金はアルゴン中で堆積させた。堆積時間を変化させながらシリコン単結晶基板上に堆積させた触媒を走査型電子顕微鏡で表面観察を行ったところ、パラジウムの場合では2nm、白金の場合では0.2nmに相当する堆積量のときに、着床した微粒子が一様な膜構造を形成することがわかった。堆積量を変えた触媒を非晶質酸化タングステン膜に堆積させ、1%の水素を含んだ窒素ガスに曝したところ、膜構造の触媒を有する酸化タングステン膜が高い着色特性を示した。

論文

Effects of composition and structure on hydrogen incorporation in tungsten oxide films deposited by sputtering

井上 愛知; 山本 春也; 永田 晋二*; 吉川 正人; 四竈 樹男*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 266(15), p.3381 - 3386, 2008/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.68(Instruments & Instrumentation)

スパッタリングにより形成した酸化タングステン膜の組成及び構造が水素存在状態に与える影響ついて追求した。酸素及びアルゴン混合雰囲気中で金属タングステンをスパッタすると、室温の基板上に非晶質のWO$$_{X}$$が形成された。混合雰囲気中の酸素分圧が増大するにつれ、膜の組成はWO$$_{3}$$に近づいたが、室温の膜形成では膜内に水素が取込まれやすいことがわかった。続いて成膜中の基板温度を上昇させると膜の結晶化が起こり、膜形成時に取込まれていた水素濃度が低下した。同時に、膜中の構成原子の結合であるW$$^{6+}$$=Oのみが減少する傾向がラマン分光により観測された。この関連性を詳細に検討した結果、スパッタリングによって形成される酸化タングステン膜中に含まれる水素はおもにW$$^{6+}$$=O端に結合していることがわかった。

論文

Depositional records of plutonium and $$^{137}$$Cs released from Nagasaki atomic bomb in sediment of Nishiyama reservoir at Nagasaki

國分 陽子; 安田 健一郎; 間柄 正明; 宮本 ユタカ; 桜井 聡; 臼田 重和; 山崎 秀夫*; 吉川 周作*; 長岡 信治*; 三田村 宗樹*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 99(1), p.211 - 217, 2008/01

 被引用回数:18 パーセンタイル:40.59(Environmental Sciences)

長崎西山貯水池堆積物中の$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu比及び$$^{239+240}$$Pu, $$^{137}$$Cs濃度の深度分布を調べ、$$^{240}$$Pu/$$^{239}$$Pu比からプルトニウムの起源を推定し、長崎原爆爆発直後に堆積したプルトニウム及び$$^{137}$$Csを含む堆積物を特定した。またその堆積物の下層から長崎原爆に起因するフォールアウトの蓄積の証拠となる微粒炭も検出した。本報告は長崎原爆直後から現在に至るまで西山貯水池堆積物に蓄積した長崎原爆由来のプルトニウム及び$$^{137}$$Csの全容を核実験由来の成分と区別して初めて明らかにしたものであり、今後のプルトニウムの長期環境挙動解析の指標となる。

論文

Hydrogen behavior in gasochromic tungsten oxide films investigated by elastic recoil detection analysis

井上 愛知; 山本 春也; 永田 晋二*; 吉川 正人; 四竈 樹男*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 266(2), p.301 - 307, 2008/01

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.83(Instruments & Instrumentation)

膜中への水素浸入に伴うガスクロミック酸化タングステン膜の構造及び組成の変化を調べた。RFマグネトロンスパッタ法を用いて膜を作製したところ、基板温度600$$^{circ}$$Cで単斜晶系WO$$_{3}$$(0 1 0)面に1軸配向した膜が得られた。この膜に対して反跳粒子検出法を用いて膜中水素分布を調べたところ、膜中水素は0.24H/Wの濃度で一様に分布していた。膜表面にPdを被覆させ5%の水素を含んだArガスに曝すと膜は青く着色した。着色する際、膜の構造は単斜晶系から正方晶系に変化し、膜中水素濃度は一様に0.47H/Wまで増加した。これらの結果から、酸化タングステンのガスクロミック着色はタングステンブロンズの形成を伴うことが明らかになった。

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