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論文

Behavior of fuel with zirconium alloy cladding in reactivity-initiated accident and loss-of-coolant accident

更田 豊志*; 永瀬 文久

Zirconium in the Nuclear Industry; 18th International Symposium (ASTM STP 1597), p.52 - 92, 2018/01

事故時の燃料ふるまいに関する理解を進めることを目的に、20年以上にわたり広範な研究計画を実施してきた。本研究計画では、NSRRにおけるパルス照射実験、被覆管機械試験、RANNSコードの開発と検証といったRIA研究、熱衝撃試験、酸化速度評価試験、被覆管機械試験といったLOCA研究、FEMAXI-6コードの開発や検証等を行い、国内外の規制基準に対する直接的、間接的に技術的な基盤となる知見やデータを提供した。本論文は、主な成果をとりまとめ、また今後の研究ニーズを示すものであり、ASTMのKroll賞受賞記念論文である。

論文

Fuel behavior analysis for accident tolerant fuel with sic cladding using adapted FEMAXI-7 code

白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/09

シリコンカーバイド(SiC)は、その耐熱性、化学的安定性、照射安定性の高さより、事故耐性燃料の有力な候補物質となっている。SiCをジルカロイの替わりに被覆管材料として用いた場合の燃料挙動評価を行うために、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7に、物性値や機能の追加などの改良を行った。整備したコードを用い、SiC被覆燃料のふるまい解析を、BWRステップ3(9$$times$$9燃料(B型))を例にして行った。SiC被覆管は、照射により大きくスエリングし、熱伝導率が低下する。このことにより、被覆管-燃料ペレット間のギャップが広がり、燃料ペレット温度の上昇がみられた。また、ジルカロイ被覆管とは応力緩和のメカニズムが異なり、計算の高度化のためには、破断応力等のデータ取得、モデルの改良が必要であることが明らかになった。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Improving the corrosion resistance of silicon carbide for fuel in BWR environments by using a metal coating

石橋 良*; 田邊 重忠*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

沸騰水型原子炉環境における炭化ケイ素(SiC)の耐食性を改善するため、SiCの耐食性に及ぼすコーティングの効果を評価した。SiCは、ジルカロイに比べて水素発生速度や反応熱が低いため、事故耐性燃料の有力な候補材料として期待されている。しかしながら、SiC燃料被覆管やチャンネルボックスを実際に適用するには、いまだに多くの解決すべき課題が残されており、その一つが高温水中での腐食である。SiCは化学的には安定であるが、酸化によって形成されるSiO$$_{2}$$が高温水に溶出する。SiCの溶解速度は非常に低いが、炉水に溶出したSiO2濃度は規制基準値以下に抑制されなければならない。本研究では、非照射条件での高純度水中における腐食試験前後を比較し、SiCの腐食挙動に及ぼす候補コーティング技術の効果を評価した。

論文

Safety evaluation of accident tolerant fuel with SiC/SiC cladding

佐藤 寿樹*; 武内 豊*; 垣内 一雄*; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

2015年以降、既存軽水炉に事故耐性燃料を適用するための技術基盤を整備することを目的に掲げて、新たに日本国内の研究開発プロジェクトが立ち上がった。炭化ケイ素(SiC)は、事故耐性燃料候補材料の一つであり、本プログラムにおいて適用性に関する広範囲の研究が実施されている。本プログラムの研究の一つとして、設計基準内での燃料ふるまい解析を含めた新たな手順を開発し、それを用いて予備的な解析を実施した。解析の結果として、ジルカロイとSiCでは、典型的な過渡事象や冷却水喪失挙動において大きな違いは無いことが結論付けられた。

論文

Performance degradation of candidate accident-tolerant cladding under corrosive environment

永瀬 文久; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Corrosion Reviews, 35(3), p.129 - 140, 2017/08

福島第一原子力発電所事故の教訓として、従来のジルコニウム合金に比べ事故耐性を高めた新型燃料被覆管の開発が進められている。本論文は、事故耐性燃料被覆管開発の進捗をレビューするとともに、軽水炉燃料を設計する上で考慮すべき様々な腐食環境における性能劣化に焦点を当て解決すべき課題をまとめた。

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*

Nuclear Technology, 196(3), p.499 - 510, 2016/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:13.35(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)を2012年の11月に開始した。計画の目標は、事故の進捗と燃料デブリの分布を含む炉内状況を推定し、福島第一原子力発電所の廃止作業に反映することである。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて、地震から6日間について、熱流動挙動を解析した。冷却材水位、水素発生量、炉心溶融の開始と進展、圧力容器の破損、溶融固化物の分布と組成、及び溶融物とコンクリートの反応について参加者から提出された計算結果を比較検討した。本論文は、比較と議論の結果を不確かさ及びデータニーズとともにプロジェクトの成果として取り纏めたものである。

論文

Development of air cooling performance evaluation method for fuel debris on retrieval of Fukushima Daiichi NPS by dry method, 1; Outline of research project

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 山下 晋; 永瀬 文久

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

To perform the decommissioning of the TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, it is considered that application of four methods (full submersion, submersion, partial submersion and dry methods) to perform fuel debris retrieval from the reactor pressure vessels and the primary containment vessels. In the dry method, the fuel debris is exposed in air, and neither cooling nor filling of water is involved. Therefore, by using this method, the stopping water leakage from the PCV is not necessary. However, evaluation of the cooling performance of air convection for fuel debris is required to perform this method. JAEA starts the research project to develop an evaluation method to estimate the air cooling performance for fuel debris. The evaluation method is developed based on the JUPITER, which has been originally developed to estimate the relocation behavior of melting fuel, in order to estimate the cooling performance by considering the melting fuel debris distribution as initial and boundary conditions. To develop and validate the simulation method for the air cooling of the fuel debris, experimental database is required. Then, a heat-transfer and flow visualization experiment of free and/or mixed convection adjacent to upward-facing horizontal surface is conducted in this research project.

論文

Establishment of technical basis to implement accident tolerant fuels and components to existing LWRs

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 加治 芳行

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.21 - 30, 2016/09

我が国では、軽水炉の事故耐性を向上させるために、新しい材料及び概念で設計された燃料棒、チャンネルボックス、制御棒を開発してきている。事故耐性燃料や燃料以外の要素部材を効率的かつ適切に導入するためには、基盤となる実用的データを蓄積するだけでなく、技術成熟度を考慮するとともに、知見が不足している部分を認識し、設計・製造のための戦略を構築する必要がある。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省(METI)の平成27年度委託事業において、前述の技術基盤を整備し、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の既存軽水炉への導入に向けた研究計画案を策定した。技術基盤の整備には、軽水炉におけるジルコニウム合金の商用利用の経験を活かすことが有効である。そのため、JAEAは、本METI事業を、これまでの事故耐性燃料開発に携わってきた国内プラントメーカー,燃料製造メーカー,研究機関,大学等と協力して実施した。本論文では、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の技術基盤整備のために実施した本プロジェクトに関して、主だった結果を報告する。

論文

Development of accident tolerant control rod for light water reactors

太田 宏一*; 中村 勤也*; 尾形 孝成*; 永瀬 文久

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.159 - 168, 2016/09

軽水炉のシビアアクシデントにおいては、大規模な燃料破損に先行して制御棒の破損が生じ中性子吸収材が炉心領域から離脱して、制御不能な再臨界となる危険性がある。本研究では、(1)十分に高い融点および共晶反応温度を有する、(2)溶融、再固化燃料物質の高い混和性を有する、(3)十分な制御棒価値を有する事故耐性の高い制御棒(ATCR)の概念を検討している。今回、希土類酸化物が制御棒構造材の融点以上の高温まで鉄と高い共存性があること、Sm$$_{2}$$O$$_{3}$$やEu$$_{2}$$O$$_{3}$$、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$、Dy$$_{2}$$O$$_{3}$$及びそれらとHfO$$_{2}$$との混合物の利用により、現行のAg-In-Cd制御材と同等以上の制御棒価値が得られることを明らかにした。

論文

Overview and outcomes of Benchmark Study of the Accident at the Fukushima Daiichi NPS (OECD/NEA BSAF Project)

永瀬 文久; Gauntt, R. O.*; 内藤 正則*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.7033 - 7045, 2015/08

OECD/NEAが主催する福島第一原子力発電所での事故に関するベンチマーク研究計画(BSAF計画)が2012年の11月に開始された。8ヵ国の15研究機関がシビアアクシデント総合解析コードを用いて熱流動挙動を解析した。計画の目標は、デブリ取り出しに役立つ事故の進展、圧力容器及び格納容器内の状況、デブリの分布の推定を行うことである。参加者から提出された計算結果は大きなばらつきを示したが、比較及び検討により事故の進展と炉内状況を推定した。計画のアウトプットとして、解析者と廃止措置現場とのコミュニケーションに役立つ、未解明の事象やデータニーズについてもとりまとめた。

論文

Research program for the evaluation of fission product and actinide release behaviour, focusing on their chemical forms

三輪 周平; 山下 真一郎; 石見 明洋; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 田中 康介; 永瀬 文久

Energy Procedia, 71, p.168 - 181, 2015/05

BB2013-2241.pdf:0.88MB

 被引用回数:8 パーセンタイル:0.64

福島第一原子力発電所でのシビアアクシデントを経験した照射済み燃料材料の安全な取扱い技術の構築に向けて、原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用した幾つかの基礎研究を進めてきている。本論文では、基礎研究のうち、特に原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用することで効果的に研究を進めている3つの研究プログラムについて、全体概要の他、先行的に得られている試験結果や今後予定している計画を紹介する。

論文

Evaluation of fracture resistance of ruptured, oxidized, and quenched Zircaloy cladding by four-point-bend tests

大和 正明; 永瀬 文久; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1125 - 1132, 2014/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.81(Nuclear Science & Technology)

軽水炉燃料のLOCA条件及びLOCA後の冷却条件での耐破断性能を評価するために、破裂,高温酸化,急冷させた未照射ジルカロイ被覆管に対する4点曲げ試験を行った。曲げ試験手法は、破裂領域に対して均一な曲げモーメントが働くよう、破裂側に引張応力が働くように設計した。破断時曲げモーメントは酸化量だけでなく、酸化温度や水素濃度の増大に伴って減少した。設計基準地震動から予想される曲げモーメントとの比較から、高温での酸化量が15%ECR、すなわち我が国のLOCA基準以下であれば、LOCA後の冷却時に地震があった場合にも被覆管は破断しないと考えられる。

論文

Research program for the evaluation of fission product release and transport behavior focusing on FP chemistry

佐藤 勇; 三輪 周平; 田中 康介; 中島 邦久; 廣沢 孝志; 岩崎 真歩; 大西 貴士; 逢坂 正彦; 高井 俊秀; 天谷 政樹; et al.

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09

シビアアクシデントに関する新たな研究計画を遂行し、BWRシステムにおけるFP放出及び移行挙動の評価を行う。この計画の目的は、CsとIに焦点を絞ったFP化学に関する実験データベースを用いて、FP放出・移行モデルの改良を行うことにある。この計画では、CsとIの化学という観点で制御棒材料であるB$$_{4}$$Cに含まれているBの影響に注目した。モデル改良に用いられる実験データベースは、BWRの雰囲気をシミュレーションした幅広い酸素分圧及び水蒸気分圧用に新たに用意した試験機を用いて得られる結果から構成される予定である。これらの実験的研究・分析の準備状況が紹介される。加えて、一部の試験が実行に移され、こちらで想定した移行過程のひとつでCsとI移行に対するBの化学的影響を確認することができた。ここでは、Cs化合物とB蒸気またはエアロゾルの反応が生じていると考えられる。すなわち、この実験では析出したCsIに対するBの剥ぎ取り効果が観察された。

論文

Thermal-hydraulic experiments with sodium chloride aqueous solution

Jiao, L.; Liu, W.; 永武 拓; 高瀬 和之; 吉田 啓之; 永瀬 文久

Proceedings of 15th International Heat Transfer Conference (IHTC 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/08

原子力機構では、福島第一原子力発電所事故における海水の注入が炉心冷却などに与える影響評価を目的とした熱流動実験を実施している。本報では、損傷前の炉心を簡略模擬した二重管試験体を用い、大気圧下で塩分濃度等をパラメータとした実験を行い、熱伝達及び圧力損失に関する実験結果について報告する。熱伝達に関して、海水及び塩化ナトリウム水溶液は、同じ実験条件下で同様の伝熱能力を有することを確認した。これにより、海水による熱伝達の主な支配因子は海水中の塩化ナトリウムであると考えられる。単相流条件では塩分濃度の増加とともにヒーター表面温度と流体温度の差が大きくなり、二相流条件においてはその傾向が変化する。また圧力損失に関して、塩化ナトリウム水溶液の濃度が増加するに伴い圧力損失も増加することを確認した。

論文

Development of numerical evaluation method for fluid dynamics effects on jet breakup phenomena in BWR lower plenum

鈴木 貴行; 吉田 啓之; 永瀬 文久

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.968 - 976, 2014/07

AA2013-0900.pdf:0.61MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.87(Nuclear Science & Technology)

The jet breakup phenomena of molten core during a severe accident are affected by the complicated structures, such as control rod guide tubes, instrument guide tubes and core support plate, in the lower plenum of Boiling Water Reactors (BWRs). Multi-phase computational fluid dynamics approach is considered to be the best way to estimate the jet breakup phenomena in the BWR lower plenum, and a simulation method has been developed based on interface tracking method code TPFIT (Two Phase Flow simulation code with Interface Tracking). The developing simulation method was applied to single/multi-channel experiments for verification and validation in this study. More specifically, numerical results from the simulation were compared to experimental results obtained by the multi-phase flow visualization technique with a high speed camera and the PIV method. As a consequence, the simulation method developed in this study was qualitatively validated for the jet breakup phenomena in the complicated structure.

論文

燃料デブリ取り出しに向けた臨界安全における課題; 燃料デブリの性状に関する知見と検討

永瀬 文久

日本原子力学会誌, 56(4), p.235 - 239, 2014/04

東京電力福島第一原子力発電所の廃止措置を進めるためには、燃料デブリ取り出し時及び取り出し後の臨界安全管理が必要である。燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、燃料デブリの単位大きさ、気孔率、燃料と制御材料や構造材との混合状態、燃焼度分布、核分裂生成物の残存率等に関する情報が重要である。本報告においては、シビアアクシデント時の燃料及び炉心構成材料の挙動やスリーマイル島発電所2号炉から採取した燃料デブリの特性に関する知見を整理し、臨界安全管理の観点から福島第一原子力発電所で形成された燃料デブリの性状について検討する。

論文

Reduction in the onset time of breakaway oxidation on zircaloy cladding ruptured under simulated LOCA conditions

大和 正明; 永瀬 文久; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Materials, 445(1-3), p.78 - 83, 2014/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:85.18(Materials Science, Multidisciplinary)

ブレイクアウェイ酸化とは、長時間高温水蒸気中で酸化された場合、酸化量の急激な増加とかなりの水素吸収を伴う現象である。本研究では、膨れた被覆管及び破裂した被覆管に対してブレイクアウェイ酸化挙動を調べた。その結果破裂していない被覆管と比べ、破裂した被覆管ではブレイクアウェイ酸化開始に至るまでの時間が大幅に短かった。さまざまな影響因子を調べ、厚く層状の酸化膜が被覆管内面に形成された場合でブレイクアウェイ酸化開始時間が短縮し、内面に形成された厚い酸化膜が引き起こす周方向の引張応力がブレイクアウェイ酸化の開始時間の短縮に大きく影響したと考えられる。

報告書

化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究; 研究の位置づけ及び計画

三輪 周平; 天谷 政樹; 田中 康介; 逢坂 正彦; 永瀬 文久

JAEA-Review 2013-034, 42 Pages, 2013/12

JAEA-Review-2013-034.pdf:7.43MB

原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所1$$sim$$4号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードによる破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価の高精度化を目的とした研究を実施するための計画を既往研究の広範な調査結果のレビューをもとに策定した。高精度化の対象とするモデルは、THALES-2コード等に組み込まれているFP放出挙動評価のためのCORSOR-Mモデルとし、既往研究レビューにより、主にCsの放出挙動について、「化学形」及び燃料と被覆管,制御棒材,海水成分等との「高温化学反応」に係る物質相互作用に着目し、新たに取得する燃料からの放出速度及び放出後の化学的安定性にかかわる実験データを含めて、雰囲気,化学形,高温化学反応の影響を評価できるように改良する。

報告書

Input/output manual of light water reactor fuel performance code FEMAXI-7 and its related codes

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久

JAEA-Data/Code 2013-009, 306 Pages, 2013/10

JAEA-Data-Code-2013-009.pdf:5.73MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。このモデルと内部構造、機能の詳細に関する文書は別のJAEA-Data/Codeとして刊行される。本マニュアルは、これと対をなすもので、FEMAXI-7及び関連コードのファイルの内容、入出力の方法、サンプル入出力、ソースの修正方法、サブルーチン構造、内部変数などについて詳述し、FEMAXI-7による燃料解析の具体的方法を説明したものである。

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