Release behavior of radionuclides from MOX fuels irradiated in a fast reactor during heating tests

田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 536, p.152119_1 - 152119_8, 2020/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152199

照射済高速炉MOX燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果に基づき、高速炉MOX燃料からのFP等の放出挙動を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。

Analytical study of thermal response similarity between simulated fuel rods and nuclear fuel rods during reflood phase of PWR-LOCA

杉本 純; 須藤 高史; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(4), p.315 - 325, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.315

本研究の目的は、典型的なPWR-LOCA時再冠水条件下において、実験で多く使用している電気加熱式模擬燃料棒と核燃料棒の熱的応答の特性を解析的に明らかにすることである。このため Malang による HETRAPコードの手法を基に燃料棒内半径方向温度分布モデルを開発し、再冠水解析コードREFLAに組込んだ。既存の再冠水試験に対する計算と実験との良好な一致により、本解析モデルの妥当性を確かめた。核燃料棒は、電気加熱式模擬燃料棒に比べてギャップ熱伝達率や被覆管の熱容量が小さいため、被覆管温度応答は一般に低く、かつクエンチ時刻は早くなる傾向のあることを解析的に明らかにした。また被覆材にジルカロイを用い、かつ被覆管・燃料間に適当なギャップを設けることにより、核燃料棒の熱的応答を電気加熱式燃料棒で良く模擬し得ることを示した。

原子力発電プラント・データベースシステムの概念設計

石川 雅章*; 泉 文男; 須藤 高史

JAERI-M 84-051, 40 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-051.pdf:1.09MB

この報告書は、原子力発電プラント・データベースシステム開発の一環として行われた共同研究の成果について述べるものである。共同研究では、公開されている原子炉設置許可申請書中の安全設計データを中心とするデータに、日本語処理とイメージ処理を適用するデータベースシステムの概念設計を行ったもので、その成果の概要を述べている。

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Test C1-1(Run 010); Investigation of the Loop Flow Resistance Effect

須藤 高史; 村尾 良夫

JAERI-M 83-140, 63 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-140.pdf:1.08MB

本報告書は、大型再冠水効果実証試験の中の円筒炉心試験装置による第1回試験(C1-1、Run010)に注目し、ループ抵抗の再冠水挙動に与える影響を調べたものである。本試験では、ポンプ模擬部オリフィス径を小さくし、ループ全体の抵抗を、基準試験(C1-5)より約40%大きくした。本試験と基準試験とを比較し、次の事が得られた。・ループ蒸気流量は、ループ流動抵抗増大のため、約20%減少し、炉心冠水速度も同様に約20%減少した。・この結果、炉心熱伝達率は低くなり、ターンアラウンド時間、クエンチ時間はともに長くなった。・炉心発熱体の到達最高温度は1088Kであり、これは基準試験結果より50K高い。

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Tests C1-18(Run 37)and C1-8(Run 17); Investigation of the Effect of Water Remaining in the Loop Seal Section on Reflood Behavior

須藤 高史; 村尾 良夫

JAERI-M 83-115, 98 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-115.pdf:1.77MB

本報告書は、大型再冠水効果実証試験計画の中の円筒炉心試験装置によるC1-18(Run37)とC1-8(Run17)両試験に注目し、ループシール部留水の再冠水挙動に与える影響を検討したものである。得られた主な結論を次に示す。・炉心で発生した蒸気は、ループシール部留水を再冠水後32秒で押し出して流れはじめ、65秒で押し出してしまう。・ループシール部が水でシールされている間は、炉心蓄水は低く抑えられ、炉心内熱伝達は向上しなかった。そのため、ターンアラウンド温度は高くなった。・ループレール部留水を押す力は、ダウンカマ内蓄水類により得られる。そのため、この留水を押し出し、蒸気が流れはじめるまでの時間は、ECC水の注入流量に影響された。

Evaluation Report on CCTF Core-I Reflood Test C1-5(Run 14); Over-all System Thermo-Hydrodynamic Behaviors in the Base Case

村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努

JAERI-M 83-027, 64 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-027.pdf:1.26MB

再浸水、再冠水現象の研究のために行った円筒炉心試験装置による試験結果を解析し、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWR安全評価用の評価モデルに基づいて開発したモデルと同様のものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマ内のECCのバイパス、有効ダウンカマ水頭の低下および、破断コールドレグノズルおよび、連結配管内での圧力損失である。

大型再冠水円筒炉心試験・第1次炉心・54年度試験; 試験結果の解析

村尾 良夫; 秋本 肇; 大久保 努; 須藤 高史; 平野 見明

JAERI-M 82-002, 144 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-002.pdf:3.18MB

54年度分として行った19回の試験結果にもとづいて行った解析の結果について中間報告としてまとめたものである。試験結果から次の事柄が見い出された。(1)安全評価基準に基づくモデル(EMモデル)と試験結果との比較により、ダウンカマ部を除き、全体としては、現在のEMモデルを肯定し、かつ、各部分に保守性が見い出された。(2)ダウンカマについては、水位の上昇速度が低く、飽和値又は、溢水位に達するのに12時間がかかったが、これは、ECC水の注水流量の設定値が保守的すぎるためと考えられ、今後の注水流量を変えた試験により確かめることとした。(3)ループシール蓄水試験は、電源遮断設定温度が低く、中断した。今後、再試験を行う。(4)今後行うべき試験についてまとめた。

Investigation of Typicality of Non-Nuclear Rod and Fuel-Clad Gap Effect During Reflood Phase,and Development of a FEM Thermal Transient Analysis Code HETFEM

須藤 高史

JAERI-M 9533, 26 Pages, 1981/06

JAERI-M-9533.pdf:0.6MB

再冠水実験には、その容易性から、実燃料を模擬した電気ヒータが使用されることが多い。しかしながら電気ヒータでは構成材料の熱容量、熱伝導率の違いおよびギャップの有無などにより、そのデータをただちに実燃料に適用できるかどうかは問題である。また実燃料による再冠水実験もまだ少なく、実燃料の挙動に関しては、まだ完全には明らかにされていない。本研究では、有限要素法を用いた非定常熱伝導解析コードHETFEMを開発し、そのコードにより、直接通電ヒータ、間接通電ヒータおよび実燃料についての温度挙動を解析し、ヒータの模擬性を検討した。また実燃料計算では、ギャップ熱伝達率をパラメータとし、その効果の検討を行なった。

有限要素法による計算コードの比較検討; 振動解析,弾塑性解析,非定常温度解析

佐野川 好母; 幾島 毅; 大西 信秋; 須藤 高史; 宮園 昭八郎; 伊勢 武治

日本原子力学会誌, 22(12), p.890 - 902, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.22.890

有限要素法計算コードは構造解析のみならず、熱、流体、核計算にも広く使用されている。しかし、これらの計算コードの使用にあたっては、使用限界や解の精度を把握しておく必要がある。本報告は、現在使用されている有限要素法計算コードの妥当性や計算精度を調べるため、地震応答、非弾性解析、熱移動解析のベンチマークテストの結果と検討についてまとめたものである。得られた結果の要約は次の通りである。(1)地震応答解析において、数値積分法や積分時間刻みと解の精度について明らかにした。(2)シェル要素を含む振動解析では、シェル要素の特性によって固有値に差違が生じる。(3)弾塑性解析において、計算コード内の構成方程式の取り扱いの相違によって結果に差違が生じる(4)非定常温度解析では、物性値の温度依存性や発熱量の取り扱いの相違によって結果に差が生じる。

再冠水実験装置データ集録系の改造

須藤 高史; 村尾 良夫; 新妻 泰

JAERI-M 8165, 31 Pages, 1979/03

JAERI-M-8165.pdf:0.97MB

安全工学第2研究室の再冠水実験には、高速集録装置(30kHz、30CH)が使用されていたが、必要な情報量が増加したことや、またその情報の測定レンジが多様化してきたこと等の理由により、改造を計画した。改造にあたっての主な要求される性能は次のとおりである。(1)集録速度は100CH/sec、チャンネル切換は増幅器前段の低レベル入力時に行う。(2)集録数100CH (3)集録システム各チャンネル毎の簡便な較正 (4)ノイズ対策 (5)データレベルの監視 (6)高速集録装置へのディジタル出力 この要求に従い、データ集録装置を追加し、高速集録装置には、ディジタル入力チャンネルを加えて、性能試験を行なった。この結果、ノイズ除去された安定した入力をAD変換し、精度よく集録できることを確認した。