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瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎
核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01
日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱
線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。
山本 一也; 櫛田 尚也; 小泉 敦裕
JNC TN9400 2000-029, 87 Pages, 1999/11
JNC-TN9400-2000-029.pdf:5.11MB
「常陽」における燃料溶融限界線出力試験(PTM: Power-To-Melt試験)であるPTM-2試験に供せられた試験体B5D-2の試験燃料ピン24本について、燃料溶融限界線出力評価に資するために照射後燃料の試験方法を確立し、その試験結果の妥当性評価を実施した。本研究により、以下の結果が得られた。・試験によって確認されたB5D-2の線出力ピーク部位における最大燃料溶融割合は10.7%で、「常陽」PTM試験の最大燃料溶融割合制限値20%の約半分であった。線出力ピーク部位以外の部位において最大の燃料溶融割合が認められ、11.8%に達していたが、これは溶融燃料が移動し、二次溶融が発生したものと考えられる。・PTM試験評価において決め手となる燃料溶融境界の判定は、基本的に金相組織観察によって可能であるが、金相組織だけでは判別の困難なケースでは、X線マイクロアナライザーによるPu分布分析を組合せて評価することが非常に有効である。・燃料溶融境界における線出力値に与える燃料ペレット密度の効果は過去の報告よりも大きいことが示唆されたが、燃料ペレット-被覆管ギャップやO/M比の依存性については明確には認められなかった。さらに、被覆管内面温度の影響やタグガスの影響についても本試験では認められなかった。
Brear, D. J.
PNC TN9410 98-005, 53 Pages, 1998/01
仮想的な炉心損傷事故時において、溶融燃料は燃料集合体ラッパ管等のスティール構造材と接触した場合には、燃料は固化して構造材表面にクラストを形成するとともに、構造材の表面は溶融する可能性がある。このような溶融・固化過程は、燃料の固化挙動、すなわち燃料の炉心からの流出挙動に影響を及ぼす。この場合、燃料およびスティールの中に形成される温度勾配によって、燃料からのスティールへの熱移行速度が計算されることになる。本研究では、初期に液体状態にあるUO2が固体スティールに接触する場合に1次元非定常熱伝導方程式を適用し、最新の物性値を用いることで、燃料クラストの形成およびスティール溶融が生じる条件を予測した。また、その一方もしくは両方の物質が相変化する時の界面温度を計算するための簡易解析手法を作成した。本研究で予測されたスティール溶融条件を既存の実験結果と比較して、モデルの妥当性を確認した。
8日(サンタバーバラ, 米国)秋山 守*; 山野 憲洋
日本原子力学会誌, 35(7), p.630 - 631, 1993/07
OECD/NEA/CSNIが主催し、米国原子力規制委員会(USNRC)とカリフォルニア大学サンタバーバラ校(UCSB)が共催する溶融燃料冷却材相互作用(FCI)に関する専門家会議が、平成5年1月5日から8日まで米国カリフォルニア州サンタバーバラで開催された。会議には、米、英、仏、独、カナダ、フィンランド、スウェーデン、ベルギー、EC(共同研究所JRC)から約60名が参加し、26編の論文が発表された。日本からは著者2名が参加した。会議の主要課題は水蒸気爆発で、初期混合とクエンチ、伝播とエネルギー論、その他の実験、オープンフォーラム、総合的評価とリスクの側面、パネルディスカッションのセッションに分かれて発表と質疑応答、討論がなされた。本報告は会議の内容を簡単に紹介したものである。
赤司 雅俊; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉心には中性子吸収材としてGd
O
を含むUO燃料が装荷されている。原子力機構では損傷炉心に存在する溶融燃料デブリの物性評価を行っている。しかし、Gdを含んだ燃料デブリの物性についてはほとんど知られておらず、溶融燃料デブリの有効な取り出し方法を選定するには至っていない。特に、溶融燃料デブリ内におけるGdの分布を把握することは取出し作業時における臨界安全評価の観点から非常に重要である。そこで本研究では、ZrO、UO及びGdOを用いて溶融燃料デブリを模擬した試料を調製し、密度, 結晶構造, 熱伝導率, 熱膨張, 融点に対して調査した。なお、本研究は経済産業省資源エネルギー庁からIRID(原子力機構を含む)が受託した「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業(燃料デブリ性状把握・処置技術の開発)」の研究成果を含むものである。
石川 信行; 近澤 佳隆; 諸星 恭一*; 山本 弘明*
no journal, ,
炉心損傷を伴うシビアアクシデントにおいて、再配置された損傷燃料の存在する位置やその量を計測できることは、事象の進展を把握する上では望ましい。本報では、炉心損傷事故時に再配置された損傷燃料の存在する位置や量を、損傷燃料による遮蔽解析と照合することにより高さ方向の複数位置に設置された中性子検出器の計測値により推定する方策についての検討結果を報告する。
宮地 紀子; 高田 映*; 岩淵 淳一; 富川 裕文; 芝 知宙; 奥村 啓介; 長谷 竹晃; 名内 泰志*
no journal, ,
溶融燃料中の核物質については、それが平和利用目的以外に用いられていないことを担保し、それを国内及び国際社会に対して示していくために、適切に管理される必要がある。そのためには、溶融燃料の特徴に応じた核物質管理手法が必要となる。溶融燃料に対する核物質管理を行った例としては、米国スリーマイル2号炉(TMI-2)事故がある。TMI-2事故では、炉心から取出した溶融燃料を米国国内規則に基づいて管理するために、核物質量を評価している。溶融燃料中の核物質量の評価は溶融燃料取出し後に原子炉容器内等に残留した核物質量の非破壊測定、破壊分析、及び目視や取出し作業の記録等に基づいて行っている。但し米国は核兵器国であり、IAEA保障措置の適用はない。日本のようにIAEA保障措置を受け入れている国では核物質を管理する上で計量管理を行うことが重要である。そこで本発表では、溶融燃料中の核物質を管理する計量管理の方法についての一考察を報告する。
佐藤 拓未; 及川 勝成*; 上島 伸文*; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、燃料や構造材等の溶融コリウムは非常に遅い凝固速度で凝固し、その際に成分偏析が発生していると考えられる。これらの凝固・偏析挙動解明のため、これまで解析モデルを整備してきた。本モデルでは成分偏析を、Scheilモデル及び熱力学データに基づき計算している。本研究では、モデル妥当性検証のため、既存の模擬コリウム凝固試験での解析を実施し、計算結果と試験結果を比較した。その結果、本モデルは凝固時の成分偏析傾向を再現で得きることを確認した。