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論文

Analytical study on removal mechanisms of cesium aerosol from a noble gas bubble rising through liquid sodium pool

宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損事故では、核分裂生成物であるセシウムがヨウ化物,酸化物の形態として希ガスのキセノンやクリプトンと共に放出される。本研究では、エアロゾル吸着とともに気泡の膨張と変形を計算するプログラムにより、慣性沈着,沈降,拡散によるセシウムエアロゾルの除去挙動を解析した。解析では、初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾル粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメーターとして解析した。初期の気泡径が慣性沈着による除染係数(DF)に最も感度の高いパラメーターであると結論付けた。ナトリウムプールの深さ、エアロゾルの粒子径および密度もセシウムエアロゾルのDFに重要な影響を与えるが、ナトリウム温度はDFにわずかな影響しか与えないことも分かった。この解析結果を検証するために、ナトリウムプールを上昇する希ガス気泡からのセシウムエアロゾル吸着挙動を調べる実験を計画している。

論文

A Study on sodium-concrete reaction in presence of internal heating

河口 宗道; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021305_1 - 021305_9, 2020/04

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は可燃性ガスである水素とエアロゾルを発生するために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において重要な現象の一つである。本研究では、反応領域への熱負荷等の影響を調査するために、内部加熱器を使用したSCR実験を実施した。さらに内部加熱器がSCRの自己終息に及ぼす影響を議論した。内部加熱器の存在はコンクリートへのナトリウムの移行を妨げるため、内部加熱器の周囲からナトリウムとコンクリートは反応し始めた。その結果、コンクリート侵食量は内部加熱器周囲の方がその直下よりも大きくなった。また、ナトリウムプール温度の上昇(約800$$^{circ}$$C)はナトリウムエアロゾルの放出速度を大きく増加させるとともに、ポーラス状の生成物層を形成させた。ナトリウムエアロゾルの放出速度はナトリウムの蒸発と水素のバブリングによって説明された。さらに、ポーラス状の生成物層の空隙率はケイ素の質量収支やEPMAマッピングの画像分析から0.54-0.59であり、これらはお互いに良く一致した。この生成物層が反応領域へのナトリウムの移行量を減少させ、内部加熱器の位置によらず反応領域のナトリウム濃度は約30wt.%となり、SCRの終息に至った。内部加熱器の存在する場合でも、SCRの自己終息時に対して反応領域のナトリウム濃度は支配的なパラメータであることが分かった。

論文

The Analytical study of inventories and physicochemical configuration of spallation products produced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System

宮原 信哉*; 大平 直也*; 有田 裕二*; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 佐々 敏信; 明午 伸一郎

Nuclear Engineering and Design, 352, p.110192_1 - 110192_8, 2019/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

鉛ビスマス共晶(LBE)合金は加速器駆動システム(ADS)の核破砕中性子ターゲットや冷却材として用いられ、核破砕生成物として多くの元素が生成するため、その放出および輸送挙動を評価することが重要である。そこで、J-PARCのADSターゲット試験施設(TEF-T)のLBEループについて、LBE中に生成する核破砕生成物のインベントリおよび物理化学的組成について検討した。LBE内の核破砕生成物インベントリは、PHITSコードを使用して評価した。LBE中の核破砕生成物の物理化学的組成は、350$$^{circ}$$C$$sim$$500$$^{circ}$$CのLBE運転温度及びLBE中の酸素濃度10ppb$$sim$$1ppmの条件下、Thermo-Calcコードを用いて計算した。計算の結果、Rb, Tl, Tc, Os, Ir, Pt, Au, Hgの8元素がすべての条件下でLBEに可溶であり、化合物は形成されなかった。Ce, Sr, Zr及びYの酸化物はLBE中でCeO$$_{2}$$, SrO, ZrO$$_{2}$$およびY$$_{2}$$O$$_{3}$$として安定であることが示唆された。

論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:56.06(Nuclear Science & Technology)

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction, 2

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.72(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。

論文

Discussion about sodium-concrete reaction in presence of internal heater

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は、格納容器内に大量の水素やエアロゾルを発生させるために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故時において重要な現象の一つである。本研究では、800$$^{circ}$$Cに加熱した内部加熱器を入れたSCR実験を行い、内部加熱器下部の化学反応特性について研究した。さらに、SCRの自己終息機構についても内部加熱器の影響を考察した。本研究では、内部加熱器がナトリウム、コンクリート中の湿分、反応生成物の移動を妨げてしまうために、ナトリウムは内部加熱器の周囲から表面コンクリートに浸透し、反応することになった。SCRが進んでいくと、内部加熱器の下部には反応生成物が徐々に堆積し、それがナトリウムの拡散を妨げることになった。したがって、内部加熱器の周囲のコンクリートよりも内部加熱器下部のコンクリートの方がナトリウム濃度は相対的に小さく、コンクリート侵食量も内部加熱器の周囲よりも内部加熱器下部の方が小さくなった。しかしながら、反応の界面におけるナトリウム濃度は、内部加熱器との位置に係らず約30wt.%となった。これは、過去の研究で得られた実験結果と同程度であり、Na$$_2$$SiO$$_3$$程度の濃度である。内部加熱器が存在するSCRの自己終息機構においても、ナトリウム濃度は非常に重要なパラメータであることが分かった。

論文

Na-コンクリート反応生成物の熱物性

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

熱測定, 45(1), p.2 - 8, 2018/01

液体金属ナトリウム(Na)は、高い熱伝導等の特性のため高速炉の冷却材として使われてきた。しかしながら、Na漏えい事故時に鋼製ライナーが破損した場合は、Na-コンクリート反応(SCR)が発生する可能性がある。SCRは、Naとコンクリート成分の化学反応に依存して、コンクリート侵食、水素発生するために、Na漏えい事故時に重要な現象の一つである。本研究では、Naとコンクリート粉末を用いて、SCRに関する基礎的な実験を行った。ここでコンクリート粉末は、日本の原子力発電所の構造コンクリートとして一般的に使われるシリカ系コンクリートを粉末化して使用した。反応過程においては、約100$$^{circ}$$C, 300$$^{circ}$$C, 500$$^{circ}$$CでNaの融解、NaOH-SiO$$_{2}$$の反応、Na-H$$_{2}$$O-SiO$$_{2}$$の反応等の温度変化が観察された。特に、500$$^{circ}$$C近傍での激しい反応においては、Na-コンクリート粉末の混合割合$$gammaapprox0.32$$$$836sim853^circ$$Cの温度ピークが観察され、反応熱は$$0.15sim0.23$$kW/gと推定された。反応生成物の主成分は、X線分析からNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$、融点, 密度, 比熱, 熱伝導率, 粘度等の熱物性値は$$x$$Na$$_{2}$$O-$$(1-x)$$SiO$$_{2}$$ ($$xleq 0.5$$)と同程度であることを確認した。

論文

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:46.36(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 3; Improvement of sodium-concrete reaction model

河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、高速炉の過酷事故事象の予測のための統合的な解析ツールである。ナトリウム-コンクリート反応は重要な事故事象の一つであり、オリジナルのCONTAINコードにナトリウム-石灰岩コンクリート反応モデル(SLAM)を導入した。SLAMは機構論的にナトリウムとコンクリート構成成分との化学反応を取り扱う。ただし、コンクリートは石灰岩系コンクリートに限定している。日本で一般的に使用される構造コンクリートはシリカ系コンクリートであり、SLAMをシリカ系コンクリートに適用するため、化学反応モデルを改良した。過去、日本原子力研究開発機構で実施された一連のナトリウム-コンクリート反応試験を解析することで、改良したSLAMの妥当性を確認し、計算結果と実験結果が比較的よく一致する結果が得られた。

論文

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 1; Outline of development project

宮原 信哉; 清野 裕; 大野 修司; 小西 賢介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

CONTAIN-LMRコードは、1982年に米国サンディア国立研究所(SNL)からそのオリジナルコードが導入されて以来、液体金属高速炉の確率論的リスク評価へ適用するために日本原子力研究開発機構(JAEA)において開発されてきた。CONTAIN-LMRコードは、高速炉の炉容器溶融貫通を伴う過酷事故時の格納容器内で起こる物理、化学、放射能状態を予測するための最確統合解析ツールである。また、本コードは事故時に環境中へ放出されるソースタームも予測することが可能である。本コードは、複数セル体系下でのセル間の熱と物質移行を考慮しつつ、事故時に起こるナトリウム燃焼、放射性エアロゾル挙動、ナトリウム-コンクリート反応やデブリ-コンクリート相互作用などのあらゆる重要な現象を相互の影響を考慮しつつ同時に扱うことができる。本論文では、原子力機構での開発経緯を簡単に紹介し、その後計算モデルの概要とコード検証例、コードの適用に関する今後の計画について述べる。

論文

Combustion characteristics of generating hydrogen during sodium-concrete reaction

清野 裕; 大野 修司; 山本 郁夫*; 宮原 信哉

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/12

雰囲気に酸素が存在する条件下におけるナトリウム-コンクリート反応を模擬した水素燃焼試験を実施した。その結果、ナトリウムの燃焼熱が着火エネルギーとなって、ナトリウムプール表面において水素が燃焼されること、さらに、雰囲気中の酸素濃度が高いほど、水素の燃焼割合が大きくなることがわかった。

論文

Simulation of radioactive corrosion product in primary cooling system of Japanese sodium-cooled fast breeder reactor

松尾 陽一郎; 宮原 信哉; 泉 佳伸*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(1), p.6 - 17, 2012/03

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損のないFBRプラントでのメンテナンス時の個人放射被ばくの主要な原因となる。高速増殖炉の放射線管理区域での作業者の被ばく量の推定のための技術を確立するために、Program SYstem for Corrosion Hazard Evaluation code「PSYCHE」が開発された。われわれは、従来のPSYCHEの解析モデルに、Particleモデルを追加した。本論文では、Particleモデルを追加した改良PSYCHEコードを用い、「常陽」を対象としたCP沈着・移行計算を行った。CP移行・沈着量のC/E値(計算値/実験でに観測された値)は、Particleモデルを導入したPSYCHEによって改善した。

報告書

Sodium fire test at broad ranges of temperature and oxygen concentrations, 4; Low temperature sodium spray tests (Translated document)

川田 耕嗣; 松木 卓夫*; 宮原 信哉

JAEA-Review 2011-046, 42 Pages, 2012/02

JAEA-Review-2011-046.pdf:2.41MB

初期温度が約250度のナトリウムを用いたスプレイ燃焼試験を空気雰囲気と低酸素雰囲気で行い、ナトリウムの燃焼速度とエアロゾル放出割合を評価した。

論文

R&D on maintenance technologies for FBR plants in JAEA; The Status quo and the future plan

月森 和之; 上田 雅司; 宮原 信哉; 山下 卓哉

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2012/00

The new inspection system have been applied to nuclear power plants in Japan since 2008 in order to improve their safety and reliability during operation. The performance of maintenance activities are evaluated through PDCA (Plan-Do-Check-Action) cycle and the utilization of the risk information, condition monitoring techniques, etc. is recommended in this system. Also, elongation of plant lives and high performance demands need the rationalization and sophistication of the maintenance program and technologies. Electric power companies owing LWRs already began to adopt advanced monitoring techniques, such as thermography, sampling of lubricants to check bearing integrity, etc. FBRs are under development but situation is as same as LWRs. However, unvisible and high temperature environments are added as the conditions that should be considered in developing advanced maintenance technologies, since the liquid metal coolant systems are adopted in many FBR plant designs. In this paper, the maintenance techniques now proceeding such as MONJU ISI equipments, and new promising monitoring systems, inspection techniques and repairing methods for the demonstration FBR are presented.

論文

「もんじゅ」定格運転での1次冷却系の放射線被ばく線量の予測解析

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

保健物理, 46(4), p.304 - 313, 2011/12

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損事故がない場合の液体金属冷却型高速増殖炉(LMFBR)でのメンテナンス時の個人被曝の主な要因である。プラント要員のための放射線被ばく量評価の技術を確立するために「DORE」は開発された。DOREは、PSYCHEコードとQADコードによって構成される。「もんじゅ」の1次冷却系の各々のCP沈着密度は、PSYCHEを用いて計算された。また、QAD-CGGP2Rコードは、「もんじゅ」で1次冷却系室の線量率計算に適用された。原子炉運転後約20年で、空間線量率は2-3mSv/hで飽和すること、またIHXとコールドレグ配管付近で4mSv/hに達することが見積もられた。IHXやコールドレグでの主な放射線源は$$^{54}$$Mnであると推定されるが、$$^{60}$$Coについてはホットレグ領域で約23%を占めることが予想された。

論文

The Dependence of equilibrium partition coefficient of cesium and iodine between sodium pool and the inert cover gas on the concentration in the pool

宮原 信哉; 西村 正弘; 中桐 俊男

Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4731 - 4736, 2011/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.02(Nuclear Science & Technology)

液体ナトリウムプールとカバーガス間のセシウム及びヨウ素の気液平衡分配係数を測定した。得られた経験式は、キャッスルマンの理論式と一致した。また、分配係数に及ぼすセシウム濃度の影響も理論値と一致した。一方、ヨウ素濃度の影響は、カバーガスでNaIの二量体(Na$$_{2}$$I$$_{2}$$)が生成するために、理論的な検討結果と一致しなかった。

論文

Proposed method of the modeling and simulation of corrosion product behavior in the primary cooling system of fast breeder reactors

松尾 陽一郎; 宮原 信哉; 泉 佳伸*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/10

放射線作業従事者のために放射線被ばく量評価の手法を確立するために、溶解-析出モデルに基づくPSYCHEコードが開発されている。溶解-析出モデルによるCP移行挙動計算は、補正係数を必要としている。補正係数は、運転経験を持つ原子炉での実測値をもとに決定する必要がある。すなわち、実測データのない炉型については正確な予測ができないという課題がある。われわれは、補正係数の使用にかわるものとして、粒子状での移行を考慮することを提案した。本研究では、粒子状で移行するCPについてモデル化を行い、高速増殖炉「もんじゅ」での1次冷却系におけるCP移行挙動計算に適用した。CP移行挙動計算結果から、粒子状CPモデルを従来の溶解-析出モデルと併用することで、CP移行及び放射線被ばく量の評価に適用できる見通しを得た。

論文

Experimental investigation of reaction behavior between carbon dioxide and liquid sodium

宮原 信哉; 石川 浩康; 吉澤 善男*

Nuclear Engineering and Design, 241(5), p.1319 - 1328, 2011/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:43.84(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム(Na)と二酸化炭素(CO$$_{2}$$)との熱交換器における伝熱管破損の結果を理解するため、CO$$_{2}$$とNaプールとの反応挙動を実験的に研究した。実験は基礎実験と伝熱管破損を模擬した実証試験の二種類行った。これらの実験結果から、ある閾温度以上で発熱反応が発生すること、反応に伴う温度や圧力上昇、プール中の固体の反応生成物の挙動等のNaとCO$$_{2}$$との熱交換器における伝熱管破損事故の結果を評価するために必要となる有益で不可欠な情報を得た。

論文

Reactive wetting of metallic plated steels by liquid sodium

河口 宗道; 田川 明広; 宮原 信哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.499 - 503, 2011/04

ナトリウム中目視検査装置の超音波センサの濡れ性のためにナトリウム濡れ性試験を実施し、250$$^{circ}$$Cでのさまざまな金属メッキ元素と液体ナトリウムの反応性濡れの調査を実施した。SUS304試験片は4種類の金属(ニッケル,パラジウム,金,インジウム)で電気メッキし、金属をメッキした試験片上のナトリウム液滴の拡がり速度を測定した。拡がり速度は、メッキの溶解度が大きくなるにつれ上昇した。それぞれのメッキした試験片の拡がり速度に関する定数$$alpha$$は、メッキ元素に対して一定であり、メッキ元素の溶解度の対数に比例した。これらから、われわれは溶解度に基づいてメッキ元素を選ぶことが可能であると考えた。

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