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永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛*
Nuclear Technology, 208(3), p.484 - 493, 2022/03
被引用回数：2 パーセンタイル：30.55(Nuclear Science & Technology)Ag-In-Cd制御棒合金をアルゴンあるいは酸素中、1073-1673Kで60-3600s間加熱し、元素放出挙動を調べた。1123Kと1173Kの間の温度で合金の明らかな液化が起こるが、それ以下の温度では元素放出は少なかった。アルゴン中では、1173Kで3600s後に、1573Kでは60s後にほぼ全てのCdが放出されたが、AgとInの放出割合はそれぞれ3%以下及び8%以下であった。酸素中では、1573K以下でのCd放出は非常に少ないが、1673Kでは短時間に30-50%が放出された。調べた範囲では酸素中のAgとInの放出は少なかった。実験結果との比較から、従来の経験モデルはシビアアクシデント時に制御棒が破損した直後に相当する比較的低い温度範囲でCdの放出を過小評価している可能性がある。
Khatib-Rahbar, M.*; Barrachin, M.*; Denning, R.*; Gabor, J.*; Gauntt, R.*; Herranz, L. E.*; Hobbins, R.*; Jacquemain, D.*; 丸山 結; Metcalf, J.*; et al.
NUREG/CR-7282, ERI/NRC 21-204 (Internet), 160 Pages, 2021/04
The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) is preparing to accept anticipated licensing applications for the commercial use of accident tolerant fuel (ATF) in commercial nuclear power plants in the United States. It is the objective of the NRC to evaluate the effects of ATF designs on severe accident behavior, and to determine potential changes to the NRC severe accident analysis computer codes that would simulate plant conditions using ATFs commensurate with the accuracy in accident analyses involving conventional fuels. This report documents the development of Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRTs) for near-term ATFs under severe accident conditions in light water reactors (LWRs). The PIRTs were developed by a panel of experts for various near-term ATF design concepts (i.e., FeCrAl cladding, zirconium alloy cladding coated with chromium, and Cr
O
dopants in uranium dioxide fuels) in addition to the impacts from fuel enrichment and burnup. Panel members also considered the severe accident implications of the longer-term ATF concepts. The main figures-of-merit considered in this ranking process are the amount of fission products released into the containment and the quantity of combustible gases generated during an accident. Special focus is given to whether existing severe accident codes and models would be sufficient as applied to LWRs employing these fuels, and whether additional experimental studies or model development would be warranted.
Miradji, F.; 鈴木 知史; 中島 邦久; 逢坂 正彦
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 136, p.109168_1 - 109168_9, 2020/01
被引用回数：2 パーセンタイル：12.54(Chemistry, Multidisciplinary)Under the scope of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1-F) severe accident (SA), Cs retention is of high interest as its impacts Cs distribution, decommissioning and dismantling work of the reactor. To derive consistent and appropriate models for such process, accurate thermodynamic properties of Cs chemisorbed species are required by the SA analysis codes. In particular, for CsFeSiO
, a newly identified Cs chemisorbed species under conditions similar to 1-F SA, the thermodynamic data are unknown in literature. We propose in this work the obtention of the fundamental properties of this substance by theoretical approaches. The consistency and appropriateness of derived computational methodology have been investigated by calculating the thermodynamic properties of relatively known Cs-Si-O substances. It was found that our computational methodology provides excellent agreement with literature data lying between 1-4% for the formation energy, 1-5% for standard entropy and heat capacity. The thermodynamic properties of CsFeSiO in function of temperature have been estimated for the first time using harmonic and quasi-harmonic approximations, values being consistent with both methodologies.
糸井 達哉*; 岩城 智香子*; 大貫 晃*; 木藤 和明*; 中村 秀夫; 西田 明美; 西 義久*
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(4), p.221 - 225, 2018/04
日本原子力学会熱流動部会は福島第一原子力発電所(1F)事故の教訓を基にした分野のロードマップの改訂(ローリング)を進め、2018年3月に「熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2017(熱水力ロードマップ2017)」を策定した。世界最高水準の安全性の実現とその継続的改善を図るため、安全裕度向上策及び人材育成に必要なニーズとシーズのマッチングを考慮して選定・詳述された2015年版の技術課題を見直すと共に、主要な技術課題の実施状況の記載、「軽水炉安全技術・人材ロードマップ」との対応状況の明示、計算科学技術部会の協力による1F事故の原因ともなった外的事象対応の記述の改訂など、記載が大幅に充実された。その概要をまとめる。
燃料安全研究室
JAERI-Conf 2002-009, 491 Pages, 2002/08
JAERI-Conf-2002-009.pdf:102.1MB
2002年3月4,5日に、東海研究所で燃料安全研究専門家会合が原研主催で開催された。この会合の目的は、軽水炉の燃料安全にかかわる諸課題について、国内外の関係機関から参加した専門家との間で情報交換及び意見交換を行うこと、及び、原研における最近の燃料安全研究の成果及び今後の研究計画について討論することである。会合では、燃料研究の全般的状況、通常運転時及び事故時ふるまいの研究、シビアアクシデント時のFP放出ふるまい、及び「高度化軽水炉燃料試験計画」についての報告と討論がされた。あわせてポスター展示も行われた。会合は今後の燃料研究の展開にとって、また研究協力を推進するうえで非常に有益であった。本報告集は、これらすべての研究報告を取りまとめたものである。
燃料安全研究室
JAERI-Conf 2001-010, 303 Pages, 2001/09
JAERI-Conf-2001-010.pdf:59.22MB
2000年11月13及び14日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、第24回NSRRテクニカルレビュー会議を開催した。本会議の目的は、原研におけるNSRR計画及び軽水炉燃料の安全性研究で得た最近の進捗を報告し議論を行うことである。会議では、通常運転時、反応度事故(RIA)時及び冷却材喪失事故(LOCA)時の燃料挙動、シビアアクシデント時のFP放出挙動に関連し、海外機関からの5件を含む21件の研究成果が報告され議論された。会議は、今後の研究展開を図るうえで、また研究協力を推進する上で非常に有用であった。本報告集は、発表された研究成果をまとめたものである。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-009, 21 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-009.pdf:2.93MB
軽水炉におけるシビアアクシデント時の燃料集合体溶融進展過程に関する基礎的な知見を取得するために、1273~1573Kの温度範囲でジルカロイ-4とステンレス304鋼間の化学的な相互作用を調べた。接触界面に反応層が形成され、温度上昇及び時間の経過とともに成長した。SEM/EDX分析により、反応の主過程はZrリッチの共晶の生成であることが示された。材料の肉厚減少に関する反応速度を評価し、反応が一般に2乗則に従うことを明らかにした。各試験温度について反応速度定数を決定し、アレニウスタイプの反応速度式を求めた。
上塚 寛; 永瀬 文久; 大友 隆
Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.180 - 188, 1997/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.31(Materials Science, Multidisciplinary)ジルカロイ-4とインコネル-718間の化学反応を1223~1523Kの温度範囲で調べた。複数の反応層が、反応対の界面に形成された。反応は概ね2乗則に従い、それぞれの試験温度で反応速度を求めた。反応速度は温度上昇とともに増大した。約1240Kと約1450Kにおいて、反応速度の温度依存性に不連続が見られた。これらの不連続は、反応のメカニズムの変化に対応することが、SEM/EDXを用いた元素分析により示された。
鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫; 杉本 純
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.341 - 346, 1996/00
我が国における軽水炉安全性研究は、国が定める安全研究年次計画の重点分野の一つとして実施されている。通常運転及び異常な過渡変化時における燃料の健全性、原子炉機器の経年変化と構造健全性、事故時における燃料挙動と熱水力、シビアアクシデント、確率論的安全評価、及びヒューマン・ファクターに関する研究が精力的に進められている。本稿では、我が国における軽水炉安全性研究の進展について記述している。
と(ジルカロイ-4+銀)混合物の反応上塚 寛; 永瀬 文久; 大友 隆
JAERI-Research 95-086, 20 Pages, 1995/12
JAERI-Research-95-086.pdf:1.5MB
軽水炉シビアアクシデント時における炉心の主要な材料反応であるUO/ジルカロイ反応に及ぼす低融点炉心構成材料の影響を明らかにするために、UOとジルカロイ/銀混合物の反応を1373~1703Kの温度範囲で調べた。本研究の試験条件において、ジルカロイと銀の混合物は液相となった。液相混合物とUOの反応はほぼ放物線則にしたがった。約1600K以下の温度範囲では、反応速度はHofmann等が報告しているUO/ジルカロイ反応速度に比べてかなり小さかったが、約1700Kで同程度の値となった。ミクロ組織試験により、約1600Kで見られる反応速度の温度依存性の不連続は、低温側では反応界面にZr(O)層が形成されるのに対して、高温側では形成されないことと関連していることが明らかになった。
市川 逵生; 鴻坂 厚夫; 藤城 俊夫
Proc. of the 9th Pacific Basin Nuclear Conf., Vol. 2, 0, p.583 - 588, 1994/00
日本における軽水炉安全研究は原子力研究の重要な研究分野の一つであり国の定める年次計画に基づき進められている。現在の主要な研究分野は、通常運転時及び事故時の燃料挙動研究、経年変化研究を含む構造健全性研究、事故時の熱水力研究、シビアアクシデント研究、確率的安全評価研究、人的因子研究等である。これら軽水炉安全研究における主要研究分野の現状を紹介する。
上塚 寛; 永瀬 文久; 大友 隆
Transactions of the American Nuclear Society, 69, p.309 - 310, 1993/00
軽水炉の炉心部品の一つである制御棒の溶融は、シビアアクシデント時における炉心損傷の進展に大きな影響を及ぼす可能性が指摘されている。しかし、制御棒の溶融現象を解析するために必要な材料の高温反応についての信頼できるデータはほとんどない。そこで、制御棒を構成する材料であるAg-In-Cd合金、B
C、ジルカロイ、ステンレス鋼について、反応対を用いて高温における反応を試験した。調べた反応系は、BC/SS,BC/Zry,Ag-In-Cd/ZryおよびZry/SSである。多くの場合、反応は界面に形成された共晶層の成長によって進展した。いずれの反応においても、反応量と時間の間にほぼ二乗則が成立することがわかった。実験データに基づいて、反応速度式と反応の見かけの活性化エネルギーを求めた。
LOFT専門部会
日本原子力学会誌, 33(12), p.1112 - 1120, 1991/12
OECD LOFT計画は、熱出力50MWのPWRを用いて、LOCAおよび運転時の異常な過渡変化に関する総合実験を行い、それらの事故および異常時における原子炉プラントの熱水力挙動、ECCSの有効性、さらにはFPの移行挙動を明らかにすることを目的として実施された。OECD LOFT計画では、熱水力実験6回とFP移行実験2回の合計8実験が行われた。熱水力実験の結果から、ECCSの有効性および現行の安全基準の妥当性が改めて、確認された。一方、最後に行われたLP-FP-2実験は、LPIS配管の破断を含む極めて苛酷な多重故障によるシビアアクシデントを模擬し、燃料集合体の損傷過程並びにFP移行に関するデータを提供した。本稿は、OECD/LOFT計画の成果と、国内での関連研究の概要をとりまとめたものである。
中村 秀夫; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 大貫 晃*; 西 義久*; 阿部 豊*; 杉本 純*; 越塚 誠一*; et al.
no journal, ,
The Atomic Energy Society of Japan (AESJ) developed a New Thermal-Hydraulics Safety Evaluation Fundamental Technology Enhancement Strategy Roadmap (TH-RM) for LWR Safety Improvement considering lessons-learned from the Fukushima-Daiichi Accident. Joint efforts were made by three Sub-Working Groups (SWGs) of severe accident, safety assessment and fundamental technology. The safety assessment SWG pursued development of computer codes for safety assessment concerning reactor system response including severe accident. The fundamental technology SWG pursued safety improvement and risk reduction via enhancements in accident management (AM) measures, by referring a detailed state-of-the-art information on severe accident phenomena, countermeasures and research status given from the severe accident SWG. Important technical subjects were identified by going through accident scenario in both reactor and spent-fuel pool of PWR and BWR. Work description sheets were prepared for each of identified subjects. Detailed information to cope with influences from external hazards is also summarized. The developed TH-RM is described with examples, and future perspectives are discussed.
中村 秀夫
no journal, ,
実機事故時の現象を事故条件下で計測する計測器について、原子力機構が行ってきたROSA計画LSTF実験などに用いられる温度、水位、等の計測機器、ならびに福島第一原子力発電所事故を契機として我が国で新たに開発されてきたシビアアクシデント条件下での水位や圧力など現象計測用の計測機器を例として解説する。特に、実験室レベルでの局所現象の詳細計測とは異なった、現場に即した計測の特徴を示す。
逢坂 正彦
no journal, ,
原子力機構において実施している軽水炉シビアアクシデント時の核分裂生成物化学に関する基礎研究の成果を報告する。
中村 秀夫
no journal, ,
ソースタームは、軽水炉事故時に放射性物質が大気放出に至る様々なプロセスを具体的に考慮した上で、個々のプロセスに固有の物理化学現象を詳細に検討し、それらを一連の現象として捉えて初めて理解が得られる極めて複雑な内容を包含している。そして、原子炉事故に伴う公衆への放射線影響の本質であって、環境放出を防止・極力低減させる技術の開発・有効性検証における中心的な評価指標でもある。本発表で主にオンサイトでのソースタームに焦点を当て、安全研究の現状と今後の課題について整理を試みる。ただし、そもそも安全研究は、安全に第一義的責任を負う事業者が、安全の確保と信頼性向上に向けて成果の有効性検証を含めて行う技術の研究・開発も含むため、規制, 産業界, 国際機関, 学術界等, 国内外で行われる多様な研究や活動の概観を試みた。
