Double diffusive dissolution model of UO pellet in molten Zr cladding

伊藤 あゆみ*; 山下 晋; 田崎 雄大; 垣内 一雄; 小林 能直*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.450 - 459, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2114956

The rapid dissolution of UO in molten Zr that could occur during fuel-cladding liquefaction at high temperatures and its kinetics were reformulated considering the convective mass transfer and the chemical effect at the UO/Zr interface. The mass transfer coefficient of U was obtained as a correlation including the aspect ratio term by CFD analysis. To explain the gap between the rapid dissolution rate observed in the experiments and the density-driven convective mass transfer, we introduced an idea in which the eutectic melting at the UO/Zr interface promotes the grain detachment owing to infiltration of the U-Zr-O liquid into the UO grain boundaries. The developed model was validated with UO-Zr crucible experiments at 2273 and 2373 K. The calculated mass percentage ratios of U/Zr agreed with the measurements and the transition times from rapid saturation to precipitation were consistent with the metallographic observations.

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の燃料結晶粒内ガス移行モデル改良

宇田川 豊; 田崎 雄大

JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07

JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。

二国間原子力協力協定に係る昨今の米国政権の見解について

田崎 真樹子; 玉井 広史; 清水 亮; 木村 隆志; 北出 雄大; 中西 宏晃; 須田 一則

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 7 Pages, 2018/11

米国が他国と平和目的の原子力協力を行う上では、米国原子力法(AEA)に基づき、原則として9つの核不拡散要件を盛り込んだ二国間原子力協力協定(NCA)を締結する必要がある。本稿では、2018年7月末時点での米/サウジアラビアNCAに係る交渉と、2018年5月に署名された米/英、及び米/メキシコNCA等を例示し、昨今の米国のNCAに係る見解及び将来展望を考察した。

国レベルコンセプト(SLC)の全体像の調査結果の概要

木村 隆志; 田崎 真樹子; 北出 雄大; 清水 亮; 玉井 広史; 中西 宏晃; 須田 一則

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 5 Pages, 2018/11

本報告では、IAEAが開発・実施している国レベルコンセプト(SLC)の調査結果の概要、及び主にSLCの下にてIAEAによる拡大結論の導出を継続することの重要性について国内原子力事業者の理解を促進するために報告する。

核拡散リスクの最小化に関する動向の分析

須田 一則; 清水 亮; 田崎 真樹子; 玉井 広史; 北出 雄大

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

1974年に実施されたインドの核実験以降、世界的に核不拡散に関する議論が実施されている。まず国際的な核燃料サイクル評価(INFCE)では、核拡散防止の観点から、濃縮能力、長期供給保証、再処理、プルトニウムの取扱い、高速増殖炉、使用済燃料の管理、新型燃料サイクル等、といった広範にわたる議論が行われた。その後、イラクや北朝鮮の核問題から、IAEA保障措置協定追加議定書が起草されるなど、制度的な強化が行われた。近年においては、IAEAの革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクトや第4世代原子力システムに関する国際フォーラムにおいて、核拡散抵抗性に係る評価手法の検討、また核物質が有する内在的な抵抗性に係る研究が各国の専門家の間で進められている。本報告では、INFCE-WG4(再処理、プルトニウムの取扱いとリサイクル)の代替技術(コ・コンバージョン、コプロセス等)の議論を基に、核拡散リスクの最小化に関する動向と今後の展開について検討する。

英国のEURATOM離脱に関する論考

玉井 広史; 田崎 真樹子; 北出 雄大; 清水 亮; 須田 一則

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 6 Pages, 2018/04

2017年3月、英国はEUに脱退を通告した。EURATOMとEUは運営形態がほぼ同一であることからEURATOMからの離脱もセットであるとされており、EU脱退までの2年間で英国-EURATOM間の関係の再定義を行い、これまでEURATOMによってカバーされてきた施策を継続する必要がある。主なものは、英国内の民生利用の原子力施設に対する保障措置の実施であり、あるいはEURATOMが域外国と締結している原子力協力協定である。いずれもこの2年以内の対処が大変難しいことが予想されており、英国産業界では代替措置の提案もなされている。日本の原子力平和利用にとっても、英国との資機材の円滑な移転等に支障をきたすことが懸念される。核不拡散の観点から英国のEURATOM離脱に際して英国内の対応と日本への影響の可能性について論じる。

核燃料サイクルにおける平和利用の透明性

玉井 広史; 田崎 真樹子; 北出 雄大; 清水 亮; 木村 隆志; 中西 宏晃; 須田 一則

no journal, , 

我が国は一貫して核燃料サイクルとその中核となるプルトニウム利用を推進し、国内外の課題をその都度、真摯な対応を通じて乗り越え、核燃料サイクル及びプルトニウム利用に対する国際的な信頼を得てきた。そうした一連の動きの中で図られてきた我が国のプルトニウム利用の透明性確保に関する歴史的経緯とその意義を振り返るとともに、原子力先進国が進めているプルトニウム政策の動向をまとめ、今後の方向性について考える。

多段燃料シャッフリングを用いたBWRの炉心・燃料設計

田崎 雄大; 山路 哲史*; 天谷 政樹

no journal, , 

軽水冷却による増殖炉の設計では、稠密燃料集合体を用いて炉内に占める軽水の領域を小さくすることで、中性子の減速を抑える。加えて、中性子を効率よく劣化ウランに照射するために、MOX燃料とblanket燃料を用いた非均質炉心を構成する。更なる増殖性能の向上のために超臨界圧軽水冷却炉で行われた研究では、水密度が特に小さい上部blanket燃料層に独立した燃料シャッフリングを設ける「多段燃料シャッフリング」と呼ばれる炉心概念を導入し、増殖性能の向上を達成した。BWRにおいてもボイドの発達により炉心上部で最も水密度は下がるため、同様の効果が得られると考えられる。一方、このような炉心の燃料棒は、燃料スタック中に2種類のペレットを含むため、MOX燃料部分の出力ピーキングが大きくなる特徴を持つ。そのため、MOX燃料部分の燃料中心温度の低減や、MOX・blanket燃料のPCMI特性の違いからくる燃料境界部の剪断応力の低減が課題になると考えられる。また、MOX燃料部分ではPCMIにより被覆管外形が増大するが、稠密燃料集合体を用いた本炉心においては、流路面積の減少に伴い、炉心の熱水力特性に影響を与える可能性がある。本研究では、多段燃料シャッフリングを用いたBWRを創出し、三次元核熱結合炉心燃焼計算によって増殖性能の向上を示した。また、炉心計算結果から作成した照射履歴とこれを用いた燃料ふるまい解析で、以上の課題を緩和する燃料設計を示した。被覆管外形変化が炉心の熱水力特性に与える影響については、最小限界熱流束比に与える影響はほぼなかったものの、圧力損失については感度があり、炉心の流量配分に設計上の課題があることが示唆された。

MOX燃料ペレットの微細組織の非均質性を考慮した核分裂生成ガス放出モデルの検討

田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹

no journal, , 

混合酸化物(MOX)燃料ペレットはUO粉末とPuO粉末を混合して製造するため、製造方法によってはその微細組織の結晶粒径やPu含有率が非均質になる。この微細組織の非均質性は、ペレット内の局所的なFPガスの生成量及び移行や放出の違いに繋がると考えられるが、原子力機構の燃料挙動解析コードFEMAXI-8では、ペレットを均質なものと仮定してモデリングしており、ペレットからのFPガス放出に対する微細組織の非均質性の効果を定量的に評価できていなかった。そこで本研究では、非均質な燃料組織の内、高Pu含有領域(所謂Puスポット)と中間相のそれぞれについて、独立にFPガス移行・放出挙動を取り扱い可能なモデルを開発した。開発モデルを用い、非均質性に違いのある2種のMOX燃料の照射試験(IFA-626)の解析を行ったところ、高Pu含有領域で粒内・粒界のFPガス移行が促進された。結果として非均質性が大きい方のMOX燃料でFPガス放出率が増大し、2種のMOX燃料の解析値の大小関係が実測値に一致した。以上より、非均質性を有する燃料一般の挙動予測性能が開発モデルにより改善する可能性が示唆された。

燃料安全研究Grの研究概要

成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 田崎 雄大; 宇田川 豊

no journal, , 

安全研究センター燃料安全研究グループの研究概要として、反応度事故,冷却材喪失事故、及び設計基準を超える事故における燃料挙動に関する研究、並びに燃料挙動解析コードの開発について紹介する。