銅薄膜を用いた腐食評価のための試験装置の立上げ

菅沼 和明; 関山 喜雄*; 本田 智幸*; 出井 竜美; 鈴木 勝夫; 藤来 洸裕; 鈴木 博*; 仲田 守浩*; 細川 英洸*; 渡辺 泰広; et al.

Proceedings of 21st Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.738 - 740, 2024/10

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2024/proceedings/PDF/THP0/THP061.pdf

J-PARC加速器では、無酸素銅が電磁石等の機器材料として多用されている。一方、放射線場においては、機器の冷却に使用する純水は、防食防止のための添加剤が使用出来ない。加速器機器では、冷却配管の多くを占める銅配管の内表面を腐食させていると思われる事例が散見されている。たとえば、原子力分野の防食腐食材料研究では、強酸性溶液又は強アルカリ性溶液と耐食材料による研究が盛んではあるが、純水と銅材料の防食腐食の文献は少ない。これは、一般的に銅材料が使用される業界が限られるからではないだろうか。加速器特有と言っても良いかもしれない純水と銅材料の防食腐食の試験方法と評価方法を検討したところ、薄膜を用いた腐食試験と統計手法を用いた評価が考えられた。本報告では、これまでの腐食評価の取り組みを報告するとともに、立上げ初期の段階ではあるが、新しい取り組みである薄膜を用いた腐食試験について現状報告をおこなう。

Research and development of three-dimensional isolation system for sodium cooled fast reactor, 9; Evaluating seismic isolation performance through seismic response analysis

深沢 剛司*; 杣木 孝裕*; 湯川 正貴*; 平山 智之*; 渡壁 智祥; 山本 智彦; 岡村 茂樹; 宮崎 真之; 内田 昌人*; 宮川 高行; et al.

Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07

https://doi.org/10.1115/PVP2024-121899

This paper elucidates the isolation performance of a newly developed three-dimensional seismic isolation system through seismic response analysis. A novel three-dimensional isolation system was developed and assessed through static loading tests, aiming to unveil the hysteresis loops for each element, labeled Part 1 to Part 6. To ascertain the design feasibility of the isolation system, static loading tests were judiciously conducted, considering a wide array of loading conditions, including the beyond-design basis ground motion. Employing the accumulated test data, a new analytical model was devised, capable of precisely capturing the hysteresis loops for each element. Evaluating the seismic isolation performance based on the static loading results of the entire system posed a notable challenge. Nevertheless, the hysteresis characteristics of the overall system in both horizontal and vertical directions were elucidated using a static loading test with a half-scale model, as detailed in Part 7 and Part 8. The authors conducted a seismic response analysis, leveraging the analytical models identified by the static loading test results obtained from the half-scale model. This paper demonstrates that our isolation system exhibits superior isolation performance against both the design basis and beyond-design basis ground motions when compared to a horizontal isolation system consisting of rubber bearings and oil dampers.

A Science-based mixed oxide property model for developing advanced oxide nuclear fuels

加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦

Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05

https://doi.org/10.1111/jace.19609

Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.

Improvement of JASMINE code for ex-vessel molten core coolability in BWR

松本 俊慶; 川部 隆平*; 岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 178, p.109348_1 - 109348_13, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109348

シビアアクシデント時の溶融物関連事象を評価するためにFCIコードであるJASMINEの機能拡張を行った。溶融物の冷却性評価ではキャビティ床面上における粒子状・アグロメレーション・ケーキ状デブリ質量割合や最終的な幾何形状の予測が必要である。アグロメレーションモデルでは、熱を保有した粒子同士のくっつきを考慮し、組み込んだ。もう一つのモデル改良は拡がりモデルの改良である。浅水方程式を導入し、拡がり先端部のクラスト成長に基づく拡がり停止条件を組み込んだ。調整係数の最適化のためにスウェーデンKTHにおいて実施されたDEFOR-A及びPULiMS実験を参照した。JASMINEコードによる実験解析では共通のパラメータセットで良い再現性が得られ、主要な現象は適切にモデル化されたことを示した。

Experiments of melt jet-breakup for agglomerated debris formation using a metallic melt

岩澤 譲; 杉山 智之; 阿部 豊*

Nuclear Engineering and Design, 386, p.111575_1 - 111575_17, 2022/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111575

In severe accidents in a light water reactor, the relocated molten core (so-called corium or melt) can form a debris bed. The debris bed coolability is a critical issue for prevention and mitigation of the molten core-concrete interactions. Agglomeration has a serious impact on assessment of debris bed coolability if agglomeration forms massive debris (so-called agglomerated debris) by merging of melt particles with others when the melt particles accumulate on a floor. This paper presents the results of melt jet-breakup experiments for agglomerated debris formation using a simulant metallic melt. The experiments injected a melt jet of a low-melting point metal through a circular nozzle into a test section filled with coolant water. The particles were generated due to the melt jet-breakup accumulated on to a catcher, which is a flat plate made of stainless steel, installed in the test section. A high-speed video camera imaged particle formation and accumulation on the catcher plate. Agglomerated debris was confirmed by morphological investigation of the recovered debris. The experimental results revealed the effects of the melt jet injection conditions (melt temperature, coolant temperature, and coolant depth) on the mass fraction of agglomerated debris. On the basis of the experimental results, we proposed a simple correlation to estimate the mass fraction. The simple correlation successfully reproduced the mass fraction of agglomerated debris obtained in the DEFOR-A test [Kudinov et al., Nucl. Eng. Des., 301 (2013), 284-295]. The experimental data base presented in this paper makes further contributions to the modeling and validation of mechanistic models or simulation tools for agglomerated debris formation.

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,4; 今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌ATOMO, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

https://doi.org/10.3327/jaesjb.62.8_438

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

A Radiation hardened CMOS image sensor with almost zero dark current increase during radiation

渡辺 恭志*; 武内 伴照; 小沢 治*; 駒野目 裕久*; 赤堀 知行*; 土谷 邦彦

Proceedings of 2019 International Image Sensor Workshop (IISW 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/06

https://www.imagesensors.org/Past%20Workshops/2019%20Workshop/2019%20Papers/R46.pdf

耐放射線性イメージセンサは、過去数十年にわたって世界中で開発されてきた。これまでのほとんどの論文では、放射線照射前後の特性変化の議論に終始しており、放射線照射中の画質についてはほぼ検討されていない状況であった。我々は、新しいタイプの耐放射線性ピクセルを開発し、130万ピクセルかつ18ビットデジタルのCMOSイメージセンサに仕上げた。ピクセル領域は数種類の異なるサブタイプのセンサーを搭載しており、センサーは1kGy/h以上の線量率で、積算で200kGyまでのガンマ線照射を実施し、照射中の挙動を調べた。その結果、あるサブタイプのピクセルでは、全照射期間で暗電流の増加がほとんどゼロであることが判明した。

Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste

玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。

Improvement of ex-vessel molten core behavior models for the JASMINE code

松本 俊慶; 川部 隆平; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11

シビアアクシデント時に溶融炉心が圧力容器外に放出される場合の格納容器破損防止対策として、事前注水や格納容器スプレイによりペデスタルやキャビティに予め水を張ることが考えられている。このときの燃料デブリ冷却性を評価するため、JASMINEコードの溶融炉心挙動モデルを改良した。溶融炉心がジェット状に水中に落下する際、水との相互作用により粒子状のデブリを放出する(ブレークアップ)。冷却性に影響を及ぼすデブリ粒径分布の取り扱いを改良し、スウェーデン王立工科大学(KTH)で実施されたジェットブレークアップ実験DEFOR-Aの解析を行い、実験結果と比較した。また、溶融ジェットが床面に到達するとメルトプールを形成し、水平方向に広がる。冷却性評価で重要となる広がり面積を評価するため、クラスト形成モデル等を導入し、同じくKTHで実施されたメルト広がり実験PULiMSの解析を行い、実験結果と比較した。両現象の評価精度の向上に向けて、さらなる改良点を検討した。

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,3

安田 麻里; 田中 究; 渡辺 幸一; 星 亜紀子; 辻 智之; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-011, 59 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-011.pdf:16.84MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する放射性廃棄物については、近い将来に浅地中埋設処分の実施が予定されており、簡便かつ迅速に放射能濃度を評価する合理的方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法を検討することを目的として、廃棄物の保管数量が比較的多い動力試験炉(JPDR)の解体に伴って発生した雑固体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を行っている。本報告では、これまでに取得した15核種(H, C, Cl, Co, Ni, Ni, Sr, Nb, Tc, Ag, Cs, Eu, Eu, Ho, 全)について、有意な362点の放射能濃度データを整理し、原子炉施設から発生した雑固体廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめた。