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上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*
JAEA-Technology 2023-006, 36 Pages, 2023/05
JAEA-Technology-2023-006.pdf:3.45MB
日本原子力研究開発機構で開発しているBAMBOOコードは、高速炉用のワイヤスペーサ型炉心燃料集合体における燃料ピンバンドルの変形を解析するコードである。本研究では、燃料ピンとダクトとの相互作用により生じた隣接する燃料ピン同士や最外周の燃料ピンとダクトとの接触部に対して摩擦を考慮するモデルを開発した。これは、BAMBOOの接触・分離解析の中で摩擦力を考慮するモデルであり、摩擦が生じた場合に解析が数値的に不安定になる状況を避けるため、収束計算によって摩擦力を徐々に変化させていき確定するようにした。モデルの解析機能確認の結果、現実的な摩擦係数を適用した場合、ピン-ダクト接触時期やピンバンドル内の変位の方向について摩擦の影響が僅かに認められた。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二
JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01
JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB
安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850
C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)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 Cs
MoO
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.
上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史
Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。
上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*
Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。
塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11
The VERDON-2 experiment for FPs transport in steam environment was analyzed with the mechanistic FPs transport code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to assess its predictive capability for transport behavior of key FPs, especially for highly volatile FPs such as Cs and I. The present analysis reproduced well the Cs deposition profile obtained from the experiment, which revealed that Cs was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed CsMoO after increasing Mo release. On the other hand, the deposition peak of I was predicted to appear at 720 K, which was significantly higher than the experimental result at 600 K. This discrepancy was potentially caused by the following two points: lack of the other stable species in thermodynamics database for thermodynamic chemical equilibrium model, or failure of chemical equilibrium assumption for iodide species.
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。
上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05
被引用回数：4 パーセンタイル：38.58(Nuclear Science & Technology)高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。
上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06
被引用回数：9 パーセンタイル：65.76(Nuclear Science & Technology)ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。
大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*; 伊藤 昌弘*
AIP Conference Proceedings 1702, p.040011_1 - 040011_4, 2015/12
原子力機構では、様々な運転条件下における高速炉燃料集合体内熱流動現象の解明を目的として、3つの熱流動解析プログラムと1つの変形解析プログラムで構成するシミュレーションシステムの開発を進めている。ここでは、システムを構成する各プログラムの数値解析手法と妥当性確認の概要を示す。
上羽 智之; 水野 朋保; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 280, p.27 - 36, 2014/12
被引用回数：11 パーセンタイル：64.59(Nuclear Science & Technology)「CEDAR」はFBR用MOX燃料ピンの照射挙動を解析することを目的として開発した解析コードである。本コードは被覆管と燃料内のそれぞれ応力-歪み状態や燃料ペレットと被覆管との機械的相互作用(PCMI)を適切に解析するため、機械計算部にFEMを適用した。更に、燃料ピンの照射挙動を機構論的に解析するため多くの主要な照射挙動モデルを統合した形で導入し、これにより実際の燃料ピン照射挙動を忠実に表現できる。コードの解析機能は、燃料ペレット温度, FPガス放出率, ピン外径変化の解析結果が実測データを適切に再現できることを確認することで検証した。燃料ピンの照射挙動として、Amの再分布、PCMI, JOG形成等の機構について、照射試験燃料ピンの挙動解析を通して解釈した。
上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 根本 潤一*; 市川 正一; 勝山 幸三
Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.552 - 556, 2014/09
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Materials Science, Multidisciplinary)バンドル-ダクト相互作用(BDI)解析コードBAMBOOを、太径ピンの炉外バンドル圧縮試験の結果を用いて検証した。太径ピンの外径は8.5mmと10.4mmであり、原型炉の高度化炉心とFaCTで検討している実証炉や実証炉のピン径に相当する。バンドル圧縮試験では、X線-CT技術により圧縮中のバンドルの横断面CT画像を取得した。このCT画像を解析し、ピン-ダクト間距離やピン-ピン間距離を評価した。検証ではBAMBOOコードの炉外バンドル圧縮試験解析結果とCT画像解析による評価結果とを比較した。比較の結果、BAMBOOコードは、ピン湾曲と被覆管の変形をBDI条件下での主要な変形機構と仮定することにより、太径ピンのBDI挙動を適切に予測できることが分かった。
濱 克宏; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一*; 丹野 剛男*; 真田 祐幸; 尾上 博則; et al.
JAEA-Review 2013-050, 114 Pages, 2014/02
JAEA-Review-2013-050.pdf:19.95MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階;地表からの調査予測研究段階」、「第2段階;研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階;研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2012年度は、第2段階および第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改定した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階および第3段階の調査研究のうち2012年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
國丸 貴紀; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 鶴田 忠彦; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 笹尾 英嗣; 引間 亮一; 丹野 剛男; 真田 祐幸; et al.
JAEA-Review 2013-018, 169 Pages, 2013/09
JAEA-Review-2013-018.pdf:15.71MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2011年度は、第2段階及び第3段階の調査研究を進めた。本報告書は、2010年度に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づいた、超深地層研究所計画の第2段階及び第3段階の調査研究のうち2011年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
國丸 貴紀; 見掛 信一郎; 西尾 和久; 鶴田 忠彦; 松岡 稔幸; 石橋 正祐紀; 上野 孝志; 徳安 真吾; 大丸 修二; 竹内 竜史; et al.
JAEA-Review 2012-020, 178 Pages, 2012/06
JAEA-Review-2012-020.pdf:33.16MB
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、「地層処分技術に関する研究開発」のうち深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本計画は、「第1段階; 地表からの調査予測研究段階」、「第2段階; 研究坑道の掘削を伴う研究段階」、「第3段階; 研究坑道を利用した研究段階」の3段階からなり、2010年度は、第2段階である「研究坑道の掘削を伴う研究段階」を進めるとともに、第3段階(研究坑道を利用した研究段階)の調査研究を開始した。本報告書は、2002年2月に改訂した「超深地層研究所地層科学研究基本計画」に基づき、超深地層研究所計画の第2段階「研究坑道の掘削を伴う研究段階」及び第3段階(研究坑道を利用した研究段階)における2010年度に実施した(1)調査研究、(2)施設建設、(3)共同研究等の成果を取りまとめたものである。
上羽 智之; 矢野 康英; 伊藤 昌弘*
Journal of Nuclear Materials, 421(1-3), p.132 - 139, 2012/02
被引用回数：7 パーセンタイル：48.31(Materials Science, Multidisciplinary)内部ダクト構造を有する高速炉用燃料集合体の開発を目的として、11Cr-0.4Mo-2W,V,Nbを成分とするフェライト/マルテンサイト鋼差厚板材の溶接性の検討を行った。スポット溶接試験では、溶接電流,電極圧,溶接時間,保持時間をパラメータとして、最適な溶接条件を調査した。この結果、ナゲット内に生じるクラックやボイドの欠陥を、電極圧を9.8kNまで上げると抑制できるようになった。また、先端厚を大きくした電極キャップを使用することによっても、欠陥の発生をより効果的に抑制できることがわかった。溶接電流と溶接時間の設定により適切な寸法のナゲットが形成され、欠陥の抑制と併せて溶接条件を最適化できた。スポット溶接部の強度特性は、硬さ測定とせん断引張り試験の結果から評価した。さらに、溶接部にノッチを設けた試験片によるシャルピー衝撃試験を行い、接合部の延性-脆性遷移温度などを評価した。
上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 前田 宏治
Journal of Nuclear Materials, 416(3), p.350 - 357, 2011/09
被引用回数：12 パーセンタイル：66.82(Materials Science, Multidisciplinary)高速実験炉「常陽」で実施されたC3M照射試験の燃料集合体は、ペレットピークで約130GWd/tの高燃焼度を達成した。この照射試験で燃料ピンに破損は生じなかったが、高い中性子照射量により、被覆管のボイドスエリングと照射クリープによる外径増加が生じたことが確認された。外径増加を評価した結果、被覆管照射クリープには、ガス内圧に加え、燃料-被覆管機械的相互作用(PCMI)が寄与していることが示された。燃料ピンの
スキャン試験と金相試験の結果から、このPCMIは、ペレットのリム組織とセシウムウラネートの形成を原因として燃料ペレットのスエリングが促進された結果、生じたと考えられる。燃料カラム上端部近傍で生じたセシウムウラネートに起因するPCMIによって、被覆管の累積寿命損傷和(CDF)が有意に増加したが、寿命末期のCDFの値から、クリープ損傷による被覆管破損に対しては余裕が確保されていたことが確認された。
上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 勝山 幸三; Makenas, B. J.*; Wootan, D. W.*; Carmack, J.*
Journal of Nuclear Materials, 412(3), p.294 - 300, 2011/05
被引用回数：11 パーセンタイル：66.82(Materials Science, Multidisciplinary)ACO-3は米国FFTFのCDE試験で232GWd/tの高燃焼度を達成した集合体であり、高速中性子照射量は39
10
n/m
に達した。ACO-3は、フェライト/マルテンサイトのHT-9鋼を被覆管に使用しており、本照射試験によりHT-9鋼は耐スエリング性能が極めて優れることが実証された。照射後試験の結果、燃料ピンにはMOX燃料カラム部とMOX燃料/ブランケット境界部に外径増加が生じていることが確認されたが、その大きさは高々1.5%程度であることを確認した。燃料ピン照射挙動評価の結果、MOX燃料カラム部のピン外径増加は被覆管のスエリングとガス内圧による照射クリープ変形であり、MOX燃料/ブランケット境界部に生じた局所的な外径増加はセシウムと燃料との反応によるPCMIが原因で生じたことが示された。さらに、このPCMIはブランケットと被覆管のギャップ幅を大きくとったことにより、効果的に緩和されたことも示された。
上羽 智之; 十亀 求; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 堂野前 貴子; 勝山 幸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.712 - 720, 2010/08
被引用回数：6 パーセンタイル：40.28(Nuclear Science & Technology)燃料ピンの寿命決定因子の一つであるクリープ損傷を、ピン平均燃焼度で120GWd/t以上の高燃焼度を達成したオーステナイト鋼被覆管によるMOX燃料ピンを対象に評価した。ピン内圧によるクリープ損傷の程度を累積寿命損傷和(CDF)によって評価した結果、燃焼末期におけるCDFは10
から10
と非常に小さな値になり、燃料ピンにはクリープ損傷による破損に対し十分な余裕があることが示された。燃料ピンの支配的な寿命制限因子を検討するため、ピン平均燃焼度を140GWd/tまで延長した場合のCDFと外径増加を予測し、それぞれに対して暫定的に定めた制限値と比較した。その結果、燃焼度延長に伴い被覆管のスエリングが大きくなることにより、外径増加が制限値に達する時期がCDFよりも早期になることが示された。これより、オーステナイト鋼被覆管の燃料ピンの場合は、被覆管スエリングが大きくなるため、寿命はクリープ損傷よりも外径増加に事実上は支配されると考えられる。
