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論文

福島第一廃炉の基盤研究拠点(CLADS)

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。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR; Test and characterization for ZrC coating

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$$_{2}$$-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$$mu$$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。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario

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$$_{2}$$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$$_{2}$$削減効果が確認できた。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Design study of fuel and reactor core

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。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

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$$_{2}$$-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$$_{2}$$-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18$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 2; Design study of fuel and reactor core

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$$_{2}$$-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、1600$$^{circ}$$C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$$_{2}$$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。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating

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$$_{2}$$-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$$mu$$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。

論文

THALES-2によるフィルターベントシステムの有効性評価

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。

論文

Japanese research activities for Fukushima-Daiichi decommissioning

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。

論文

Consideration of decontamination model for severe accident consequence assessment

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:66.76(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.

論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

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$$_{2}$$-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$$_{2}$$-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。

論文

Development of the source term PIRT based on findings during Fukushima Daiichi NPPs accident

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:8 パーセンタイル:18.76(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。

論文

Source term analysis with containment filtered vent system

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.

論文

超安全炉の考え方

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。

論文

Development of accident consequence assessment scheme using accident cost and consideration of decontamination model

Silva, K.*; 岡本 孝司*; 石渡 祐樹*; 高原 省五; Promping, J.*

Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/06

原子力事故の際の除染や移転などの各対策を適切な範囲と期間で実施し、対策の実施に伴う費用、健康影響及び社会的損害等を考慮して貨幣価値化した「事故コスト」を最小化することで、全体として最適な防護戦略を策定する必要がある。本研究では、このような最適化において重要なパラメータを決定するために、レベル3PSAコードOSCAARを用いて公衆の被ばく線量の空間分布を評価して、屋内退避、避難、移転、食物摂取制限、除染の各対策の導入線量をもとに対策の対象となる地域を特定し、実施に伴う費用を算出した。その結果、除染費用と移転費用が総費用のうちの大きな割合を占めた。除染費用の算出に係るパラメータを変動させて感度解析を実施してもこの傾向は変わらなかった。また、感度解析の結果、除染費用は特に除染廃棄物の単位処理費用と除染作業に従事可能な作業者数に対して大きく変動し、これらのパラメータを変動させることで事故コストに占める除染費用の割合も変化することが分かった。これらのパラメータは、事故後対策の策定における除染の最適化の際に着目すべきものであることを明らかにした。

論文

Fast neutron-$$gamma$$ discrimination on neutron emission profile measurement on JT-60U

石井 啓一*; 篠原 孝司; 石川 正男; 馬場 護*; 磯部 光孝*; 岡本 敦*; 北島 純男*; 笹尾 眞實子*

Review of Scientific Instruments, 81(10), p.10D334_1 - 10D334_3, 2010/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.73(Instruments & Instrumentation)

Automatic analysis of the neutron-$$gamma$$ pulse shape discrimination has been developed for the neutron emission profile monitor, which uses stilbene scintillation detectors, in JT-60U. In the automatic analysis, linear discriminant function is applied to determine the line dividing between neutron events and $$gamma$$-ray events on the 2D map. In order to verify the validity of the determined line, the pulse shape discrimination quality is evaluated with the ratio of $$gamma$$-ray events to neutron events, namely contamination by $$gamma$$-ray. As a result, it is clear that $$gamma$$-ray contamination is below to statistical error with the time resolution of 10 ms.

論文

水中に噴出する高圧ガスの不足膨張噴流に関する研究

染矢 聡*; 内田 光則*; 内堀 昭寛; 大島 宏之; Li, Y.*; 岡本 孝司*

日本機械学会論文集,B, 75(759), p.2173 - 2181, 2009/11

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価を目的として、ナトリウム-水化学反応を伴う噴流の挙動や、その影響で発生する周辺伝熱管ウェステージ現象を評価するための数値解析手法を開発している。解析手法の開発において、液体中への高圧気体噴出挙動を解明するとともに検証用データを取得することが重要な課題となっていることから、本研究では、水中窒素ガス不足膨張噴流の可視化実験を実施した。窒素ガスの圧力条件を実験パラメータとして、噴流形状,到達距離,拡がり角度,周囲液体の連行挙動,噴流中の液滴速度等、解析手法の検証に有用なデータを取得した。

論文

Preliminary experiments with an underexpanded gas jet into water

内田 光則*; 染矢 聡*; 岡本 孝司*; 大島 宏之

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/09

ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時安全評価を目的として、ナトリウム-水化学反応を伴う噴流の挙動や、その影響で発生する周辺伝熱管ウェステージ現象を評価するための数値解析手法を開発している。解析手法の開発において、液体中への高圧気体噴出挙動を解明するとともに検証用データを取得することが重要な課題となっていることから、本研究では、水中空気不足膨張噴流の可視化実験を実施した。実験により、噴流形状,到達距離,拡がり角度,周囲液体の連行挙動,噴流中の液滴速度等、解析手法の検証に有用なデータを取得した。また、空気側圧力の変化が噴流の挙動に及ぼす影響を明らかにした。

論文

Data processing methods for dynamic neutron tomography velocimetry

呉田 昌俊; 熊田 博明; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Proceedings of 3rd International Workshop on Process Tomography (IWPT-3) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/04

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告であり、特に大規模な複数の動画データから3次元で動くトレーサの速度と軌跡を解析するデータ処理手法に関して報告する。本技術開発では、独自開発したソフトウェア内に多くの画像処理手法やCT再構成手法、そして速度・軌跡解析手法を研究開発して組み込むことにより、基礎試験体中のトレーサの速度と軌跡を解析可能とした。

論文

Dynamic neutron computer tomography technique for velocity measurement in liquid metal flow; Fundamental PTV experiment

呉田 昌俊; 熊田 博明*; 久米 悦雄; 染矢 聡*; 岡本 孝司*

Journal of Physics; Conference Series, 147, p.012087_1 - 012087_14, 2009/03

本報は、FBR炉心を模擬した発熱試験体内を流れる液体金属流の速度及び軌跡を3次元の時間変化として計測し、数値解析コードの検証に役立てることを最終目標として開発を進めている新しい中性子を用いた多次元速度計測技術に関する報告である。高速度撮像中性子ラジオグラフィ,コンピュータ断層撮影技術(CT),粒子追跡技術を組合せた計測システムをモンテカルロ解析により設計・構築し、研究用原子炉JRR-4に装置を設置して技術実証試験を実施した。本試験の結果、125Hzと250Hzの記録速度で3次元で動くトレーサの速度と軌跡の時間変化を計測できる見通しが得られた。

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