Analysis on cooling behavior for simulated molten core material impinging to a horizontal plate in a sodium pool

松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: AlO)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。

Application of noncontact type of ultrasonic flowmeter for high temperature LBE flow

大林 寛生; 八巻 賢一*; 北 智士*; 有吉 玄; 佐々 敏信

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 11 Pages, 2022/03

原子力機構では、LBE流れに対し円管外に2つのセンサーを設置する非接触式の超音波流量計を開発した。解決すべき課題は計測配管内での信号の多重反射と固液界面での濡れ性である。これらに対し、固体-固体境界での臨界角の採用と配管内面に対する鏡面仕上げの改善による対応を実施した。350Cの温度条件における適用試験では、LBE流れに対する有用性が既に実証されているプラグ挿入式に相当する性能を示すことを明らかにするとともに、1500時間以上安定的な信号出力が得られることを実証した。

Remote handling technology for lead-bismuth spallation target system

大林 寛生; 吉元 秀光*; 北 智士*; 八巻 賢一*; Wan, T.*; 斎藤 滋; 佐々 敏信

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011048_1 - 011048_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011048

J-PARC is performing R&Ds aimed at realizing an experimental facility applying a spallation target system in order to contribute to development of a lead-bismuth eutectic (LBE) cooled accelerator-driven system. The target system utilizes LBE as a spallation target material and as a primary coolant. The main purpose of the facility is to understand the compatibility of candidate structural materials under flowing high temperature LBE with proton / neutron irradiation, and reflect it in ADS design. 400 MeV - 250 kW pulsed proton beam strikes a target vessel containing irradiation samples during operation. Among the components installed to the target system, in particular the target vessel is exposed not only the corrosive LBE flow, but also highly irradiation by the target operation. It is essential to establish remote exchanging technology of the target vessel that can avoid exposing workers to high radiation environment. This paper describes recent status of a planning remote exchanging procedure of the target vessel and presents the result of a demonstrative experiment. The series of remote operation procedure was successfully demonstrated by experiments using a mock-up apparatus and developed remote jigs. As further issues, we planning several minor modification capable shortening of operation time.

XAFS analysis of ruthenium in simulated iron phosphate radioactive waste glass

岡本 芳浩; 小林 秀和; 塩飽 秀啓; 捧 賢一; 畠山 清司*; 永井 崇之

Journal of Non-Crystalline Solids, 551, p.120393_1 - 120393_8, 2021/01

https://doi.org/10.1016/j.jnoncrysol.2020.120393

模擬廃液を含有した鉄リン酸ガラス試料におけるルテニウムの化学状態を、X線吸収微細構造(XAFS)およびイメージングXAFSによって調べた。EXAFS分析の結果、30mol%FeO-POベースガラスに、廃棄物成分が10wt.%以下の場合では、ルテニウムがガラス相に含まれることを示唆された。他の試料では、ルテニウムは、主に結晶性RuOとして存在することが確認された。イメージングXAFS分析からは、RuOの析出が確認されたが、全ての試料において、大きさ50m以下の小さいものであった。ホウケイ酸ガラス系で観察されるような、RuOの凝集体は、本研究における鉄リン酸ガラス試料では確認されなかった。

Steady-state and transient experiments in mock-up of J-PARC LBE spallation target system using mock-up loop "IMMORTAL"

大林 寛生; 八巻 賢一; 北 智士; 吉元 秀光; Wan, T.; 斎藤 滋; 佐々 敏信

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.262 - 274, 2019/08

J-PARCでは、ADS候補構造材の高温LBE流動下条件での陽子/中性子照射環境への適応性を把握し、将来設計に反映することを目的として、LBE核破砕ターゲットを用いた実験施設の建設が計画されている。施設に導入するターゲットシステムでは、400MeV-250kWのパルス陽子ビームをターゲット容器に入射させることによって材料照射データが取得する計画である。IMMORTALは、当該システムの一次冷却系の実現可能性を検証することを目的として製作されたモックアップ試験ループであり、遠隔保守性を考慮した機器配置を含めて実装されているほとんどの機器(電磁ポンプ(EMP)、熱交換器、計装など)には、実際のLBEターゲットと同じ設計が反映されている。本ループを用いた統合試験の結果、一次系の各機器が重大な問題等を生じることなく長時間の運転を達成することができた。また、過大ビーム入射事象や冷却材流量の低下などの過渡事象の模擬実験により、熱交換器の性能評価を行う共に、RELAP5-3Dを使用したLBEループシステムの安全性解析モデルを検証するためのいくつかの実験データを取得した。

模擬廃棄物ホウケイ酸ガラス試料のXAFS測定(共同研究)

永井 崇之; 小林 秀和; 捧 賢一; 菖蒲 康夫; 岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 山中 恵介*; 太田 俊明*

JAEA-Research 2017-005, 54 Pages, 2017/06

JAEA-Research-2017-005.pdf:16.17MB

ガラス固化プロセスで製造されるガラス固化体中のホウ素(B)や廃棄物成分の局所構造は、固化体に含まれる廃棄物成分による影響を受ける。本研究は、模擬廃棄物ガラス試料を作製し、放射光XAFS測定によるガラス試料中のB及び廃棄物成分の局所構造を評価した。BのK吸収端XAFS測定において、薄板状の試料を用いて良好なXANESスペクトルが得られることを確認し、原料ガラスに廃棄物成分を添加するとB-Oの3配位sp構造(BO)割合が減少して4配位sp構造(BO)割合が増加することを明らかにした。また、組成のSiO/BO比の低下又は(SiO+BO)/AlO比の上昇によって、BO割合が増加しBO割合が減少すること、POの添加によって、BO割合が減少しBO割合が増加することを明らかにした。廃棄物成分のXAFS測定において、BO含有率が高い組成ほどセリウム(Ce)原子価が還元されること、原料ガラスへPOを添加するとCe原子価が還元されることを確認した。またイメージング測定により、ガラス中に析出するRu化合物の状況は組成のBO含有率を変えても変わらなかった。本研究は、資源エネルギー庁より日本原子力研究開発機構が受託した次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業の実施項目「高レベル廃液ガラス固化の高度化」の一つとして実施した。

慣性項を考慮した単一亀裂グラウト注入モデルと平行平板実験への適用

岸田 潔*; 小林 賢一郎*; 細田 尚*; 藤田 朝雄; 岸 裕和; 葛葉 有史; 延藤 遵*

材料, 61(3), p.245 - 252, 2012/03

https://doi.org/10.2472/jsms.61.245

本研究では、慣性項を考慮した非ニュートン流体としてのグラウト注入のモデルの構築を行い、単一亀裂平行平板モデルという簡略化した岩盤亀裂モデルに対し行われた模型実験に対する数値シミュレーションを行った。その結果、従来モデルと本研究で提案するモデルでは、平行平板での亀裂内のグラウト浸透距離における明瞭な差異は確認できなかったが、圧力の変動や浸透速度に差異が生じることを確認した。また、いずれのモデルにおいてもグラウト材料の要素試験で決定した降伏値や塑性粘度と平行平板実験から推定される塑性粘度に差異があることが確認された。

Dynamics of ion internal transport barrier in LHD heliotron and JT-60U tokamak plasmas

居田 克巳*; 坂本 宜照; 吉沼 幹朗*; 竹永 秀信; 永岡 賢一*; 林 伸彦; 大山 直幸; 長壁 正樹*; 横山 雅之*; 舟場 久芳*; et al.

Nuclear Fusion, 49(9), p.095024_1 - 095024_9, 2009/09

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/9/095024

LHDヘリオトロン装置とJT-60Uトカマク装置におけるイオン系内部輸送障壁形成と不純物輸送のダイナミックスの比較について分析した。特に、両装置においてイオン温度等を測定する荷電交換分光装置の高性能化が行われ、次のような新しい知見を得ることができた。まず、内部輸送障壁の形成位置について、JT-60Uでは形成位置が外側へ拡大しつつ局在化するが、LHDではターゲットプラズマに依存して内側あるいは外側に移動する。また、不純物輸送に関しては、JT-60Uでは内向きの対流があるのに対して、LHDでは外向きの対流によって不純物ホールが形成されることを明らかにした。LHDにおいて観測された外向きの対流は、新古典理論の予想と相反しており、今後さらなる分析を行う予定である。

Cement based encapsulation trials for low-level radioactive effluent containing nitrate salts

菅谷 篤志; 堀口 賢一; 田中 憲治; 小林 健太郎

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1107, p.173 - 179, 2008/00

核燃料再処理施設では、大量に発生する硝酸塩を主成分とした低放射性廃液を安全かつ経済的に処理処分する必要がある。東海再処理施設では、低放射性廃液をセメントで廃棄体化するための技術開発を行った。低放射性廃液は処分費用低減の観点からセメント固化前に核種分離を行い放射能濃度の高い廃液の量を低減する。今回の固化試験は、核種分離で発生する放射能濃度が低く硝酸塩を主成分とした廃液(以下硝酸塩廃液)及び放射能濃度が高く数種類の塩を含む廃液(以下、スラリ廃液)を模擬し、特殊なスラグセメントを用いて、ビーカースケール及び200リットル容器の実規模で行った。その結果、硝酸塩廃液では、所定の濃度まで蒸発濃縮した塩を50wt%充填して作製した固化体が、廃棄体要求条件を満足することを確認した。スラリ廃液では、含有する炭酸塩濃度が高くなると、強度が低下するなどの問題が見られたが、含有する炭酸塩濃度を約10g/L以下に減量することで、塩充填率50wt%の固化体が要求条件を満足することを確認した。

Design consideration for high-energy-resolution neutron spectrometer based on associated particle detection using proton recoil telescope and time-of-flight technique for ITER

直井 紀拓*; 浅井 啓輔*; 井口 哲夫*; 渡辺 賢一*; 河原林 順*; 西谷 健夫

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E704_1 - 10E704_3, 2006/10

https://doi.org/10.1063/1.2221691

核融合実験炉における中性子スペクトル計測は、燃焼プラズマ中のイオン温度(速度分布)を知る有力な手段である。国際熱核融合実験炉ITERにおいては、DT中性子(14.1MeV)に対し3%程度の高いエネルギー分解能と110cmの検出効率が求められている。ITERにおける、このイオン温度測定用高エネルギー分解能中性子スペクトロメータの概念として、反跳陽子テレスコープ(PRT)法と二結晶型飛行時間(TOF)法を組合せた手法を新規に考案した。本手法は、従来のPRTやTOFで問題となっていた反跳陽子や散乱中性子の角度拡がりによるエネルギー分解能の悪化を原理的に抑制でき、検出効率を損なうことなくエネルギー分解能の向上が可能である。本方式の原理実証及び性能評価を行うため、プロトタイプのシステムを製作し、日本原子力研究開発機構核融合中性子源施設FNSにおいて単色DT中性子の測定を試み、半値幅で3.3%のエネルギー分解能が達成されることを実証した。その結果に基づく検討により、本システムがITERに対して最高出力から1桁以内の領域で適用可能である見通しが得られた。