Numerical analysis for FP speciation in VERDON-2 experiment; Chemical re-vaporization of iodine in air ingress condition

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 163, p.108587_1 - 108587_9, 2021/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108587

In the late phase of severe accident in light water reactor nuclear power station, re-mobilization of fission products (FPs) has a significant impact on the source term because most portion of FPs is retained in reactor coolant system and/or containment vessel. Recently, VERDON-2 experiment showed noticeable re-vaporization, which was one of the re-mobilization phenomena, of iodine under air ingress condition, but this mechanism has not been identified yet. The present study numerically investigated the FPs behaviors in VERDON-2 experiment with the mechanistic FPs transport analysis code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to further understand nature for FPs behavior, especially iodine re-vaporization under air ingress condition. Consequently, this analysis reproduced the deposition profile of cesium, one of important FPs in the source term, along the thermal gradient tube (TGT) in the experiment, which revealed that cesium was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed CsMoO and CsTe after the release of molybdenum and tellurium was activated. Regarding iodine as another important FP, formation of CsI was predicted in steam condition. The CsI was transported and partly deposited and condensed onto the TGTs and other components of the VERDON facility. Under the air ingress condition, the present analysis showed the agreement for iodine re-vaporization in the experiment and revealed its mechanism; the deposits of iodide were chemical re-vaporized as molecular iodine (I) gas by redox reaction with competitive elements such as molybdenum, chromium and tellurium.

CHEMKEq; 化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コード(受託研究)

伊藤 裕人*; 塩津 弘之; 田中 洋一*; 西原 慧径*; 杉山 智之; 丸山 結

JAEA-Data/Code 2018-012, 42 Pages, 2018/10

JAEA-Data-Code-2018-012.pdf:4.93MB

原子力施設事故時において施設内を移行する核分裂生成物(FP)の化学組成は、比較的遅い反応の影響を受けることにより化学平衡を仮定して評価した組成とは異なる場合が想定される。そのため、反応速度を考慮した化学組成評価が求められる。一方で、原子力施設事故時の複雑な反応に関する反応速度の知見は現状では限られており、実機解析に適用できるデータベースの構築に至っていない。そこで、FP化学組成評価における反応速度による不確かさの低減のため、化学平衡論及び反応速度論の部分混合モデルに基づく化学組成評価コードCHEMKEqを開発した。このモデルは、系全体の質量保存則の下、前駆平衡と見なせる化学種を化学平衡論モデルにより評価し、その後の比較的遅い反応を反応速度論モデルにより解くものである。さらにCHEMKEqは、本混合モデルに加え一般的な化学平衡論モデル及び反応速度論モデルが使用可能であり、かつ、それらモデル計算に必要なデータベースを外部ファイル形式とすることで汎用性の高い化学組成評価コードとなっている。本報は、CHEMKEqコードの使用手引書であり、モデル, 解法, コードの構成とその計算例を記す。また付録には、CHEMKEqコードを使用する上で必要な情報をまとめる。

Photoneutron cross sections for Sn and the -ray strength function method

宇都宮 弘章*; Goriely, S.*; 鎌田 正輝*; 秋宗 秀俊*; 近藤 壮雄*; 伊藤 修*; 岩本 ちひろ*; 山県 民穂*; 豊川 弘之*; Lui, Y.-W.*; et al.

Physical Review C, 84(5), p.055805_1 - 055805_6, 2011/11

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.84.055805

Sn, Sn, Sn, Sn、及びSnに対し、中性子閾値近傍の光核反応断面積を準単色レーザ逆コンプトン光を用いて測定した。得られた測定データと既存の中性子捕獲データを、ピグミー共鳴を電磁双極子励起モードに組み込んだ計算コードにより系統的に解析した。本手法、いわゆる、線強度関数法を適用することにより、放射性核種Sn及びSnの中性子捕獲断面積を導出した。

Application of the SF method to palladium

宇都宮 弘章*; Goriely, S.*; Arteaga, D. P.*; Daoutidis, I.*; 秋宗 秀俊*; 山県 民穂*; 近藤 壮雄*; 岩本 ちひろ*; 鎌田 正輝*; 伊藤 修*; et al.

AIP Conference Proceedings 1377, p.450 - 452, 2011/10

https://doi.org/10.1063/1.3628442

Photoneutron cross sections were measured for Pd, Pd, and Pd with laser-Compton scattering -ray beams in an application of the SF method to a radioactive nucleus Pd. We present radiative neutron cross sections for Pd [6.510 y] obtained with the SF method.

-ray strength function method and its application to Pd

宇都宮 弘章*; Goriely, S.*; 秋宗 秀俊*; 原田 秀郎; 北谷 文人; 後神 進史*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 近藤 壮雄*; 伊藤 修*; et al.

Physical Review C, 82(6), p.064610_1 - 064610_5, 2010/12

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.82.064610

放射性核種の中性子捕獲断面積を間接的に決定するために線強度関数法を考案した。本手法をPdの場合に適用した。中性子発生閾値近傍のPdに対する光中性子生成断面積を準単色レーザー逆コンプトン光を用いて測定した。これらの測定値及びPdに対する中性子捕獲断面積を用い、Pd(n,) Pd反応断面積値を絞り込んだ。

原子炉配管溶接部に対する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SPの使用手引き

伊藤 裕人; 加藤 大輔*; 小坂部 和也*; 西川 弘之; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2009-025, 135 Pages, 2010/03

JAEA-Data-Code-2009-025.pdf:17.49MB

高経年化機器の健全性評価に関する研究の一環として、確率論的破壊力学(PFM)解析コードであるPASCAL-SP(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - Stress Corrosion Cracking at Welded Joints of Piping)を開発した。PASCAL-SPは、安全上重要な配管溶接部の破損確率をモンテカルロ法により評価するものであり、経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を対象としている。原子力安全・保安院の報告書や日本機械学会維持規格等に準拠し、最近のSCC評価法や破断評価法及び破壊力学的知見を反映した。また、供用期間中における欠陥検出性及びサイジング精度や溶接残留応力分布を、実験結果等に基づいてモデル化し、PASCAL-SPに導入した。本報告書は、PASCAL-SPの使用方法と解析手法をまとめたものである。

Development of probabilistic fracture mechanics analysis codes for reactor pressure vessels and piping considering welding residual stress

鬼沢 邦雄; 西川 弘之; 伊藤 裕人

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 87(1), p.2 - 10, 2010/01

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2009.11.011

原子炉圧力容器に関して、確率論的破壊力学解析コードPASCAL2における肉盛溶接部に関する評価機能の改良を行い、確率論的解析を実施した。具体的には、肉盛溶接部内ではき裂が進展しないようにき裂進展モデルを改良し、肉盛溶接に伴う残留応力を考慮して加圧熱衝撃時における原子炉圧力容器の破損確率解析を行った。解析結果から、肉盛溶接部の存在が条件付破壊確率に及ぼす影響を評価した。また、国内外の最新の知見に基づき、応力腐食割れ(SCC)を考慮して配管溶接部の破損確率を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SPを開発した。配管溶接継手部における溶接残留応力分布の不確かさや、供用期間中検査におけるSCC検出性及びサイジング精度をモデル化し、PASCAL-SPに導入した。このPASCAL-SPを用いて、溶接残留応力の不確かさ及び供用期間中検査の検査程度が配管の破断確率に及ぼす影響を評価した。

ベントナイト系材料の飽和透水係数の変遷評価式

伊藤 弘之*; 三原 守弘

JNC TN8400 2005-029, 53 Pages, 2005/08

JNC-TN8400-2005-029.pdf:45.2MB

放射性廃棄物処分施設の安全性評価において,ニアフィールドの水理場は地下水を移行媒体とした核種移行はもとより,人工バリアの変質等に対しても重要な意味を持つ環境条件のひとつである。また,セメント系材料が多用されるTRU廃棄物処分施設においては,セメント系材料と地下水との反応に起因してニアフィールドの化学的条件及び物質移動特性が変化する。このように,相互に影響しながら変遷するニアフィールドの水理場及び化学的条件を評価するためには,バリア材の変質による透水係数の変遷過程を設定する必要がある。本報告では緩衝材や埋戻材として使用が想定されているベントナイト系材料(ベントナイトと砂礫の混合土)を対象として,化学的変遷又は構造力学的変化に伴う飽和透水係数の変化に関する報告をまとめ,透水係数の変遷に関する経験式を導出した。わが国で数多く報告されているクニゲルV1の透水試験結果を中心にまとめた結果,・陽イオン交換(カルシウム型化)の影響は交換性ナトリウム率(ESP)で表される・試験溶液の濃度による変化は溶液の当量イオン濃度で表される・鉱物学的変化による変化はスメクタイト部分密度で表される・圧密変形や膨潤変形による変化は同様にスメクタイト部分密度で表される可能性があることから,これらの指標を用いた評価式を設定した。設定した経験式によって,人工バリアの変質及びニアフィールド水理場の長期的変遷をより精度よく評価することが可能になった。

タンデムファブリ・ペロー干渉計の試作; ウラン同位体比測定への応用

福島 弘之; 伊藤 幹生*; 白数 廣*

分光研究, 35(4), p.309 - 321, 1986/00

https://doi.org/10.5111/bunkou.35.309

ウランの同位体スペクトル線を充分に分離して、測定精度向上を目的として、ファブリ・ペロー干渉計の自動平行調整法を開発し、それをタンデム配列した高分解能分光計を試作した。632.8nmのHe-Neレーザー光を鏡面間隔測長の波長基準として用い、さらにまたその干渉縞をサンプルゲート動作信号として、サンプリング法によるフィードバックを行なう。これにより、鏡面間隔の任意設定を容易にし、2台の干渉計の同期走査を可能にした。2台の干渉計の平行度の誤差範囲はそれぞれ/580と/520で非常に高い安定性が得られた。尖鋭なスペクトル線と高いSN比が得られ、そして再現性の向上が見られている。

破損確率評価に基づく原子炉構造機器の安全裕度評価に関する検討

鬼沢 邦雄; 伊藤 裕人*; 下元 正義*; 西川 弘之*

no journal, , 

国内の軽水型原子力発電所の長期運転に対して、発電所の安全性を評価するうえで、発電設備を構成する機器の構造健全性評価が必要である。また、応力腐食割れ(SCC)や疲労き裂進展等の経年劣化による機器の構造健全性の低下に対する適切な評価と対策が必要である。合理的な健全性評価のためには、経年劣化の程度やばらつきを考慮し、き裂進展や破壊に関する種々の事象を確率論的に評価する確率論的破壊力学(PFM)を用いた解析手法が最も有効な手法である。原子力機構では、原子炉冷却材圧力バウンダリ配管溶接部に対し、経年劣化を考慮して破損確率を評価する、PFM解析コードPASCAL-SPを開発した。より合理的な方法に基づいた安全規制の高度化に資するため、PASCAL-SPの活用方策を検討した。本コードを用いて、日本機械学会維持規格において供用状態ごとに設定されている安全率に関してPFM解析による安全裕度を定義し、その結果をもとに相対的な評価を行った。また、確率論的安全評価において必要な配管の故障率に関して、本コードによるPFM解析結果の活用例を示した。