HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,1; 差圧上昇事象の原因調査

根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05

JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB

HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。

Achievement of low beam loss at high-intensity operation of J-PARC 3 GeV RCS

Saha, P. K.; 岡部 晃大; 仲野谷 孝充; 吉本 政弘; 菖蒲田 義博; 原田 寛之; 田村 文彦; 沖田 英史; 畠山 衆一郎; 守屋 克洋; et al.

Proceedings of 19th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1 - 5, 2023/01

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2022/proceedings/PDF/TUOP/TUOPA03.pdf

The RCS beam power for operation to the MLF has been increased to 800 kW recently. The total beam loss even at the designed 1 MW beam power has been well controlled, but the uncontrolled beam losses, especially those caused by the foil scattering of the circulating beam during multi-turn injection are still high and causes extremely high residual radiation at the injection area. To further minimizing such a beam loss, we have implemented a new approach by minimizing the injection beam size and using a smaller size stripper foil. A smaller foil reduces foil hitting of the circulating beam and the corresponding foil scattering uncontrolled beam losses. In addition, an optimized transverse painting area matching with a smaller injection beam also gives a smaller circulating beam emittance to reduce beam loss at the collimator section and its downstream. The corresponding residual radiation for operation at 700 kW beam power was measured to be significantly reduced at the injection area, collimator section and it's downstream. A smaller injection beam size was also tested at 1MW beam power and the residual beam loss is minimized to 0.01%, which is nearly 1/4 reduction from the previous 1 MW test operation in 2020.

Measurement of 107-MeV proton-induced double-differential neutron yields for iron for research and development of accelerator-driven systems

岩元 大樹; 中野 敬太; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; 八島 浩*; 西尾 勝久; et al.

JAEA-Conf 2022-001, p.129 - 133, 2022/11

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2022-001

加速器駆動システム(ADS)の核特性予測精度の向上と京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)におけるADS炉物理実験で用いる中性子源情報の取得を目的として、京都大学の固定磁場強集束(FFAG)加速器を用いた核データ測定実験プログラムを開始した。このプログラムの一環として、鉄に対する陽子入射二重微分中性子収量(TTNY)及び断面積(DDX)を測定した。測定では、真空チェンバ内に設置された鉄標的に107MeVの陽子ビームを照射し、核反応によって標的から発生した粒子の信号を、小型の中性子検出器を用いて検出した。検出信号とFFAGキッカー電磁石の信号の時間差から飛行時間(TOF)を求め、ガンマ線の事象を波形弁別法によって除去して中性子事象をカウントすることで中性子のTOFスペクトルを求めた。得られた中性子のTOFスペクトルから、相対論的運動学により鉄標的に対するTTNY及びDDXを求めた。

Atomic distribution and local structure in ice VII from in situ neutron diffraction

山下 恵史朗*; 小松 一生*; Klotz, S.*; Fabelo, O.*; Fernndez-Daz, M. T.*; 阿部 淳*; 町田 真一*; 服部 高典; 入舩 徹男*; 新名 亨*; et al.

Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 119(40), p.e2208717119_1 - e2208717119_6, 2022/10

https://doi.org/10.1073/pnas.2208717119

氷の多形体は、圧力や温度により驚くほど多様な構造を示す。水素結合の乱れは、その構造多様性の重要な要因であるだけでなく、その物性をも支配している。しかし、観測可能な逆格子空間が限られていることや、高圧下で測定されたデータの不確かさにより、高圧下において氷多形体の乱れた構造を明らかにすることは困難であった。今回、単結晶および粉末中性子回折の両方を用いて、2.2GPa, 298Kにおいて主要な高圧氷である氷VIIの乱れた構造を初めて明らかにした。最大エントロピー法を用いることにより3次元的な原子分布を導くことに成功し、水素がこれまで言われていた離散的なサイトではなく、リング状に分布をしていることを発見した。また、274Kでの全散乱実験により、氷VIIの水素秩序相である氷VIIIとは、同じ分子構造を持つにもかかわらず、その分子間構造が異なることを明らかにした。今回の単結晶と粉末回折の相補的な構造解析によって、氷VIIのユニークな無秩序構造が明確に示された。今回の発見は、圧力によって大きく変化するプロトンダイナミクスと関連しており、圧力下における氷VIIの異常な物性の構造的な起源を理解することに役立つと考えられる。

Experimental study of liquid spreading and atomization due to jet impingement in liquid-liquid systems

山村 聡太*; 藤原 広太*; 本田 恒太*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Physics of Fluids, 34(8), p.082110_1 - 082110_13, 2022/08

https://doi.org/10.1063/5.0100340

液-液系の衝突噴流における液体の広がりと微粒化は、浅い水槽への高温溶融物質の冷却挙動を理解する上で非常に重要であると考えられている。この現象は、液体噴流が非混和性液体で満たされたプールに入る時に発生し、噴流は床面に衝突した後、薄い液膜を形成しながら放射状に広がり、液滴が微粒化する。本論文では、3次元レーザー誘起蛍光法(3D-LIF)計測と3次元再構成により、ジェットが拡がる非定常3次元挙動を定量化した結果を説明する。高流速条件下では、液膜の広がりとともに跳水および微粒化現象が発生した。この液膜の広がりを評価するために、拡がりの代表値として跳水半径位置を求めて既存の気液系の理論との比較を行った結果、液液系は気液系よりも液膜の拡がりが抑制されることがわかった。さらに、液膜の跳水メカニズムにおいて重要な因子とされる液膜中の速度分布を粒子追跡速度計測法(PTV)により計測することに成功し、液膜中の速度境界層の存在を確認した。これらの結果から、液-液系では、界面でのせん断応力により流速が低下し、速度境界層の発達が抑制されることが明らかとなった。また、微粒化挙動を評価するため、取得した噴流の三次元形状データから、微粒化した液滴の数と直径分布を測定した。その結果、液滴の数は流速が大きくなるにつれて増加した。これらの結果から、我々は、微粒化挙動が液膜の拡がりに影響すると結論付けた。

空気系統用冷却設備の設計及び安全評価

浅野 典一; 西村 嵐; 高部 湧吾; 荒木 大輔; 箭内 智博; 海老沢 博幸; 小笠原 靖史; 大戸 勤; 大塚 薫; 大塚 紀彰; et al.

JAEA-Technology 2021-045, 137 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2021-045.pdf:2.97MB

令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。これを受け、材料試験炉部内にUCL系統冷却塔更新検討ワーキンググループを設置し、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同種の木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行うとともに、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び工事の実施、使用計画、既設UCL系統冷却塔に代わる冷却設備の更新の検討を進めた。その検討の結果、既設UCL系統冷却塔については、木材の腐朽による倒壊のリスクを低減するため、廃止措置後も性能維持施設として管理する空気系統を構成する冷却設備として、新規設置することとした。新規設置に伴い、新たな冷却設備を設計する上での方針と廃止措置計画の認可に必要な設計及びその評価を行い、廃止措置計画認可申請書に反映した。本報告書は、これらの新規空気系統用冷却設備の方針及び設計の評価結果をまとめたものである。

原子力災害対応用ロボットの性能試験法; ロボットアームによる障害物の乗り越えを介した接近試験(JAEA-TM-0006)

山田 大地; 川端 邦明; 阿部 浩之*

JAEA-Technology 2021-033, 18 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-033.pdf:1.58MB

本稿は、原子力災害対応および廃炉作業に用いるロボット等の遠隔操作機器(以下、ロボット)の性能を定量的に評価するとともに、その性能を比較するための試験法について記述したものである。東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所での事故発生後、多くの遠隔操作ロボットが作業に活用されている。災害は発生件数が少ないため、実際の事故対応の作業経験と教訓は、将来の遠隔操作ロボットの開発において重要となる。そこで、我々は福島第一原子力発電所での遠隔操作ロボットによる作業を参考にしてロボット性能評価のための試験方法の開発に取り組んでいる。福島第一原子力発電所の事故対応では、ロボットアームを備えたロボットがロボットアームにより作業対象への接触や作業対象の移動、作業対象を撮影するタスクがあった。また、それらの中には、壁などの障害物により作業対象までの直線的なアクセスを物理的、視覚的に遮られるため、ロボットアームにより障害物の上方を越えて作業対象に接近、接触するタスクがあった。本稿は、壁状の障害物の上方または障害物の奥にある作業対象への接近に関する性能を定量的に評価するための試験手順について記述するものである。試験実施の参考のために、具体的な試験環境の例とテスト実行のデモンストレーションの様子についても掲載している。

Development of dispersed phase tracking method for time-series 3-dimensional interface shape data

堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03

In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.

原子力災害対応用ロボットの性能試験法; 貫通孔を介した展開後の走破性能試験(JAEA-TM-0004、JAEA-TM-0005)

川端 邦明; 山田 大地; 阿部 浩之*

JAEA-Technology 2021-021, 30 Pages, 2021/11

JAEA-Technology-2021-021.pdf:2.55MB

本稿は、原子力災害対応および廃炉作業に用いるロボット等の遠隔操作機器(以下、ロボット)の性能を定量的かつ相対的に評価するための試験法について記述したものである。東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、1F)での事故発生後から現在まで、作業やタスクに応じて多種多様な遠隔操作ロボットが導入されている。このような作業経験と教訓は、将来のロボットの設計、開発に重要であることから、我々はこれらを参考にしてロボット性能評価のための試験方法の開発に取り組んでいる。近年の廃炉作業においては、原子炉格納容器内の核燃料デブリの分布や状態に関する調査が実施されている。格納容器内部へロボット等の投入・展開は、放射性物質の飛散の防止のために小口径の貫通孔を介して行われている。著者らが1Fの1、2号機での作業実施について調査したところ、貫通孔を介して格納容器内に展開した後にロボットによって調査作業を実行するためには、貫通孔にケーブルを通した状態で、貫通孔の出口から下方にある床面上での自在な走行および貫通孔の出口から下方に位置する傾斜面上での自在な走行について高い性能が必要であることがわかった。本稿は、これらの性能に注目して、定量的かつ相対的なロボットの性能比較・評価に資する、貫通孔を介した展開後の床面上走破性能試験と貫通孔を介した展開後の傾斜面上走破性能試験の2つの試験手順について記述するものである。試験実施の参考のために、具体的な試験環境の例とテスト実行のデモンストレーションの様子についても掲載している。

HTTR(高温工学試験研究炉)の内部溢水影響評価

栃尾 大輔; 長住 達; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 小野 正人; 小林 正一; 上坂 貴洋; 渡辺 周二; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2021-014, 80 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-014.pdf:5.87MB

2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて制定された新規制基準対応としてHTTRの内部溢水に係る対策及び影響評価を実施した。影響評価にあたっては、高温ガス炉の特徴を考慮し、機器・配管の想定破損による溢水、火災の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水及び地震に伴う機器・配管の破損による溢水を想定し、それぞれに対して没水、被水、蒸気による溢水の影響評価を行った。また、放射性物質を含む液体の管理区域外への溢水についても影響評価を行った。この結果、HTTRで発生した溢水は、対策をとることによって原子炉施設の安全機能に影響を及ぼさないことを確認した。