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相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 水田 直紀; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.107 - 116, 2021/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)再処理Pu量低減のより安全な方法としてPu燃焼高温ガス炉の概念が提案されている。この炉の概念では、超高燃焼度と核拡散抵抗性のためにZrC被覆PuO
-YSZ核をTRISO被覆した被覆燃料粒子が採用されている。PuO-YSZ核を模擬したCeO-YSZ核が製造された。CeはPuの模擬物質である。CeO-YSZ核はZrC被覆されてZrC被覆CeO-YSZ核となる。このZrC被覆CeO-YSZ核の微細構造は報告済みである。本報ではZrC被覆していないCeO-YSZ核の微細構造を報告した。ZrC被覆していないCeO-YSZ核の表面を含む領域ではZrが多い結晶粒とCeが多い結晶粒の両方が密に分布していた。一方、ZrC被覆したCeO-YSZ核においては、CeO-YSZ核の表面付近は多孔質であり、主にZrが多い結晶粒から成っていた。以上により、ZrC被覆中にCeO-YSZ核表面付近のCeが多い結晶粒は腐食され、Zrが多い結晶粒はほとんど腐食されなかったことが確認された。
Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(9), p.1062 - 1073, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所2号機においてペデスタル内よりもペデスタル外で線量が高くなっている現象が見つかっている。この線量の上昇については、原子炉格納容器内の配管に使用されている保温材(ケイ酸カルシウム)がガス状あるいは粒子状となって沈着したセシウム(Cs)と化学反応を起こして固着するとともに破損してペデスタル外に堆積することで線量が上昇した可能性があると考えている。そこで、本研究では、化学反応の有無を調べるため、反応温度等を調べることのできる熱重量示差熱分析装置(TG-DTA)を用いて、水素-水蒸気含有雰囲気下、最高1100
Cまで温度を上昇させて、主なセシウム化合物の一つである水酸化セシウムと保温材との混合物に対して分析を行った。その結果、575-730Cの範囲で反応が起こり、試験後試料のX線回折パターンや元素分析機能付き走査型電子顕微鏡(SEM/EDS)による試料表面の元素分布の結果から、保温材の構成物質であるケイ素(Si)に加え、不純物として含まれるアルミニウム(Al)と安定な化合物(CsAlSiO
)を形成することが分かった。したがって、ペデスタル外で見つかった高線量の原因として、保温材が関係する可能性があることが分かった。
Rizaal, M.; 斉藤 拓巳*; 岡本 孝司*; Erkan, N.*; 中島 邦久; 逢坂 正彦
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00563_1 - 19-00563_10, 2020/06
福島第一原子力発電所2号機において、一次冷却系の断熱材に使用されているケイ酸カルシウムへのセシウム(Cs)の吸着がペデスタル領域の高線量に影響している可能性が指摘されている。本研究では、高温でのCs吸着挙動評価の前段階として、室温でCsをケイ酸カルシウムに吸着させる試験を行った。吸着速度の解析の結果、基本的な吸着機構は化学吸着であることが示唆された。また、等温における吸着量のCs濃度依存性の評価により、単分子層の形成の後に多分子層が形成することが示唆された。
Chai, P.; Wu, Y.*; 岡本 孝司
Mechanical Engineering Letters (Internet), 6, p.20-00204_1 - 20-00204_7, 2020/00
高温ガス炉(HTGR)には高温環境で、伝熱の主要な形態が輻射である。したがって、炉心材料(主に原子炉用黒鉛)の放射率は、原子炉の安全性評価にとって重要だ。この論文では、赤外線温度計を使用し、原子炉用黒鉛IG-110の放射率を測定した。さらに、想定される空気侵入事故でグラファイトの酸化の影響も評価された。その結果、IG-110グラファイトの放射率は、温度が上昇するにつれてわずかに低下することがわかった。さらに、予備酸化された試料で比較的高い放射率が検出された。測定データに基づいて、2つの実験式を提案された。また、一般的に使用されている放射率は、工学的判断では保守的であると結論付けることもできる。
相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 水田 直紀; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Materials, 522, p.32 - 40, 2019/08
被引用回数：2 パーセンタイル：44.1(Materials Science, Multidisciplinary)Pu燃焼高温ガス炉を実現するため、高い核拡散抵抗性および超高燃焼度達成のため、ZrCで被覆したPuO-イットリア安定化ジルコニア(YSZ)燃料核を持った被覆燃料粒子を採用した。日本原子力研究開発機構はPuO-YSZ核を模擬した粒子(CeO-YSZ粒子または市販のYSZ粒子)に対するZrC被覆を行った。CeはPuの模擬物質しして用いられた。本稿では、ZrC被覆されたCeO-YSZまたはYSZ粒子の微細構造を報告する。CeO-YSZ核はCeが多い粒とZrが多い粒から成っていた。CeO-YSZ核表面近くのCeが多い粒はZrCの原料ガスにより腐食された。YSZ核の場合、YSZ核とZrC層は結合していた。燃料コンパクト焼成を模擬した熱処理の後、ZrC層はYSZ核と完全に剥離し、破損していた。ZrC層とYSZ核の両方で顕著な結晶成長が起こっていた。ZrC層中の粒内及び粒界の両方にボイドが分布していた。更に、微細構造の観察結果に基づき、ZrC被覆PuO-YSZ燃料核の製造技術開発の方向性について議論した。
岡本 孝司
保全学, 17(4), P. 1, 2019/01
CLADSは、福島第一原子力発電所(1F)の安全な廃炉基盤研究を遂行し、廃炉を完遂するための基盤研究のハブとしての活動を進めている。原子炉や燃料の安全は、「止める」「冷やす」「閉じ込める」を確保する事であるが、「閉じ込める」が極めて重要になる。40年以上にわたる閉じ込めを十分な信頼性をもって確保しつつ、遠隔操作で廃炉作業を進め、さらには、廃炉作業で出てきた大量の燃料デブリや、廃棄物を安全に管理し、処理処分していく事が必要になる。CLADSは、このための基盤研究を推進し、20年後の安全な廃炉プロジェクト、40年後の廃炉の完遂を目指し、より安全に、より環境負荷が小さく、より合理的な廃炉を目指した研究開発を進める。
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(5), p.18-00084_1 - 18-00084_9, 2018/10
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21
mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
深谷 裕司; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
日本におけるプルトニウム燃焼高温ガス炉の導入シナリオの研究を経済産業省が2015年に示した「長期エネルギー需要見通し」に基づき実施した。その予測では、原子力による発電容量が2010年付近のピークである50GWeから減り、2030年には30GWeになる。その発電容量を保つために、軽水炉は2025年から2030年まで導入されなければならない。2030年以降は安全性、経済性の観点で軽水炉より優れた高温ガス炉が電力需要とプルトニウム燃焼の観点から導入される。この評価では、ウラン燃料高温ガス炉の導入も想定する。プルトニウム燃焼高温ガス炉は再処理により分離されるプルトニウムを燃焼するため、優先的に導入される。さらに、水素製造とそれによるCO削減効果も評価した。その結果、効果的なプルトニウム燃焼とCO削減効果が確認できた。
後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。
植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18mのZrC層の被覆に成功した。
後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07
PuO-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
Chai, P.; 近藤 雅裕*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*
Annals of Nuclear Energy, 103, p.227 - 237, 2017/05
被引用回数：9 パーセンタイル：79.76(Nuclear Science & Technology)半陰解法を用いた粒子法(MPS法)に基づいてMCCI現象を解析するため、マルチフィジックスモデルを使用して2次元計算コードを開発した。以前の研究とは対照的に、ガス発生については、アブレーション挙動への影響を調査するために、液体プール内の気泡の力のバランスを計算することにより解析した。さらに、コリウムと溶融コンクリート間の酸化還元反応からの熱放出を計算することにより、化学反応をモデル化した。コンクリートの種類に起因し、異なるアブレーションが生じると考えられる。この影響を評価するため、CCI-2およびCCI-3試験について、本研究で開発したコードを用いて解析した。解析結果は、軸方向および半径方向のアブレーション速度について、実験結果と一致している。珪質コンクリート試験で観察された異方性アブレーション挙動の原因として、ガス放出および化学反応による側壁近くの熱伝達の促進が挙げられることを解析結果は示唆している。一方、石灰石を多く含むコンクリートを使用した試験では、底部コンクリートからの大量のガス放出によって軸方向のアブレーションも促進されたため、等方性アブレーション挙動が生成された。アブレーション挙動に加えて、CCI-3試験の下部のクラスト形成とコンクリートとコリウムの界面プロファイルが、本研究で提案したモデルによりよく再現された。
近藤 雅裕*; 吉本 達哉*; 石川 淳; 岡本 孝司*
保全学, 15(4), p.79 - 85, 2017/01
シビアアクシデント総合解析コードTHALES-2にフィルターベントシステムを新規に導入し、軽水炉の全電源喪失事故を対象にソースターム評価を行うことにより、その有効性検討を実施した。これよりフィルターベントが環境への放射性物質の放出低減に有効であること、並びに格納容器スプレイを併用することで環境への放射性物質の放出をより低減可能であることを確認した。
岡本 孝司; 小川 徹
Proceedings of 2016 EFCOG Nuclear & Facility Safety Workshop (Internet), 3 Pages, 2016/09
福島第一原子力発電所廃止措置は、過去に経験のない数多くのチャレンジングな課題を克服していく必要がある。廃止措置に関する、世界的な経験や技術が廃止措置には必要となる。このため、2015年4月に原子力機構にCLADSが構築された。CLADSの目的は、福島第一原子力発電所の廃止措置に関する、マネージメント、研究及び開発である。廃止措置に関する研究開発を進めるだけではなく、国際的な研究活動をマネージすることにもある。本講演では、CLADSの現状を紹介する。なお、CLADSのオフィスは、2017年4月に、福島第一原子力発電所に近い富岡町に作られる予定である。
Silva, K.*; 岡本 孝司*; 石渡 祐樹*; 高原 省五; Promping, J.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(11), p.1402 - 1416, 2015/11
被引用回数：2 パーセンタイル：22.47(Nuclear Science & Technology)A new decontamination model is formed to make further discussion based on realistic assumptions taking into account the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. A sensitivity analysis using the elementary effects method is performed to identify parameters which have large influence on the cost per severe accident. We identify 25 important parameters, and fix most negligible parameters to their medians to form a simplified decontamination model. Calculations of the cost per severe accident with the simplified model and the full model are performed and compared. The differences of the results of the two models are not significant, which ensure the validity of the simplified model.
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
末廣 祥一*; 杉本 純*; 日高 昭秀; 岡田 英俊*; 溝上 伸也*; 岡本 孝司*
Nuclear Engineering and Design, 286, p.163 - 174, 2015/05
被引用回数：12 パーセンタイル：79.58(Nuclear Science & Technology)日本原子力学会のシビアアクシデント評価委員会は、福島第一原子力発電所事故で得られた知見を踏まえ、事故を起こした原子炉におけるデブリの分布や現状を精度よく把握すること、また計算コードによるシビアアクシデントの予測能力を高度化する上で重要な事象を抽出することを目的として、熱水力とソースタームに係る重要度ランク表を作成した。そのうち、ソースタームに係る重要度ランク表(ST PIRT)については、事故進展に従って3つの時間区分と、格納容器内外など9つの区画に区分して専門家が議論と検討を重ね、摘出した68の現象に対して重要度の評価を行うことにより作成した。本報は、作成したソースターム重要度ランク表、及びそれぞれの区分で高い重要度と評価された事象について記載する。
吉本 達哉*; 石川 淳; 岡本 孝司*; 丸山 結
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 5 Pages, 2014/11
Containment Filtered Vent System (CFVS) can prevent the containment vessel failure and reduce the release amount of fission products to the environment. After the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (NPP) accident, Nuclear Regulation Authority of Japan required licensees to introduce CFVS in all BWR plant in Japan to re-operate nuclear power plant. In this paper, a CFVS model was constructed and the impact of CFVS on source term during a severe accident was analyzed. A main objective in this analysis is to understand potential effect of CFVS on source terms. A series of calculations has been performed for a BWR with Mark-I containment vessel (CV) at present by considering only scrubbing efficiency in a water pool using THALES2 code. A severe accident initiated by station blackout is taken to be analyzed, which is similar with the accident at the Fukushima Daiichi NPP. Four cases; drywell CFVS case, wet well (W/W) CFVS case, W/W direct release case and CV failure case, are analyzed.
岡本 孝司*; 國富 一彦
エネルギーレビュー, 34(6), p.7 - 10, 2014/06
高温ガス炉の安全性を軽水炉との比較によりわかりやすく解説するともに、高温ガス炉開発の現状を紹介した。高温ガス炉では、「止める、冷やす、閉じ込める」の安全機能を追加の安全設備に頼ることなく、物理現象のみよって担保することができる。つまり、本質的に安全性が高く、運転や制御が容易であることが特長である。我が国においては、日本原子力研究開発機構と原子力産業界が、長年、高温ガス炉の技術開発を進め、大洗研究開発センター内に建設した高温工学試験研究炉(HTTR)により、世界をリードする高温ガス炉技術を構築してきた。今後は、日本における安全な原子炉として建設や開発をすすめるとともに、日本の戦略的技術として世界中に輸出していくことも可能である。
