ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の安全設計技術開発; プロジェクト全体概要

山野 秀将; 栗坂 健一; 高野 和也; 菊地 晋; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 白倉 翔太*

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

溶融塩蓄熱式高速炉の安全設計方針及びリスク評価技術、ナトリウム-溶融塩の熱交換性能評価技術と伝熱向上方策、及びナトリウム-溶融塩の化学反応特性評価と安全性向上方策を開発する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2020年度の「燃料体の取出し」作業

塩田 祐揮; 有吉 秀夫; 塩濱 保貴; 磯部 祐太; 竹内 遼太郎; 工藤 淳貴; 花木 祥太朗; 浜野 知治; 高木 剛彦

JAEA-Technology 2022-019, 95 Pages, 2022/09

JAEA-Technology-2022-019.pdf:7.59MB

もんじゅ廃止措置計画の第1段階では「燃料体取出し作業」を行う。燃料体取出し作業では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬燃料体(以下「模擬体」という。)等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、4つのキャンペーンに分けて炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。本作業報告書は、全4キャンペーンのうち、第3キャンペーンの「燃料体の取出し」作業について纏めたものである。第3キャンペーンにおける「燃料体の取出し」作業では、炉心に装荷されていた72体の炉心燃料集合体と74体のブランケット燃料集合体(合計146体)を炉心から取出し、炉外燃料貯蔵槽へと貯蔵した。また、炉外燃料貯蔵槽にあった模擬体(145体)及び固定吸収体(1体)(合計146体)を炉心へ装荷した。その間、13種類、36件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響しない想定内事象であった。よって、燃料体落下等の重大な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止する可能性がある事象は発生していない。また、機器の動作・性能に係る不具合に対しては直接要因を除去し、安全を確保した上で作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりであるため、標準化が進んだ軽水炉の燃料取扱設備のように多くの経験は無い。そのため、様々な事象を想定し、それを基に事象が発生する頻度をできる限り抑える対策、工程影響を最小化する復旧策を施した。

Temporal variability of Cs concentrations in coastal sediments off Fukushima

鈴木 翔太郎*; 天野 洋典*; 榎本 昌宏*; 松本 陽*; 守岡 良晃*; 佐久間 一幸; 鶴田 忠彦; 帰山 秀樹*; 三浦 輝*; 津旨 大輔*; et al.

Science of the Total Environment, 831, p.154670_1 - 154670_15, 2022/07

https://doi.org/10.1016/j.scitotenv.2022.154670

The monthly monitoring data (total 3647 samples) between May. 2011 and Mar. 2020 were analyzed to describe temporal variability of Cs concentration in coastal sediments off Fukushima. Cs concentration of sediment had decreasing trend, but non-linear model fitting suggested that this decreasing trend showed slower. Additionally, Cs concentration were up to 4.08 times greater in shallow sampling sites (7, 10, 20 m depth) following heavy rainfall events (before five months vs. after five months), such as typhoons. These were consistent with increasing particulate Cs (P-Cs) fluxes from river and increasing dissolved Cs (D-Cs) concentration in seawater. Finally, the numerical experiment was conducted and revealed that riverine Cs input could preserve Cs concentration in coastal sediment. These results indicate that riverine Cs input via heavy rainfall events is one of the main factors for preserving Cs concentration in coastal sediment off Fukushima.

Evolution of the reaction and alteration of mudstone with ordinary Portland cement leachates; Sequential flow experiments and reactive-transport modelling

Bateman, K.; 村山 翔太*; 花町 優次*; Wilson, J.*; 瀬田 孝将*; 天野 由記; 久保田 満*; 大内 祐司*; 舘 幸男

Minerals (Internet), 11(9), p.1026_1 - 1026_23, 2021/09

https://doi.org/10.3390/min11091026

The construction of a repository for geological disposal of radioactive waste will include the use of cement-based materials. Following closure, groundwater will saturate the repository and the extensive use of cement will result in the development of a highly alkaline porewater, pH 12.5. This fluid will migrate into and react with the host rock. The chemistry of the fluid will evolve over time, initially high [Na] and [K], evolving to a Ca-rich fluid and finally returning to the groundwater composition. This evolving chemistry will affect the long-term performance of the repository altering the physical and chemical properties, including radionuclide behaviour. Understanding these changes forms the basis for predicting the long-term evolution of the repository. This study focused on the determination of the nature and extent of the chemical reaction; the formation and persistence of secondary mineral phases within an argillaceous mudstone, comparing both data from sequential flow experiments with the results of reactive transport modeling. The reaction of the mudstone with the cement leachates resulted in small changes in pH but the precipitation of calcium aluminium silicate hydrate (C-A-S-H) phases of varying compositions. With the change to the groundwater secondary C-(A-)S-H phases re-dissolved being replaced by secondary carbonates. This general sequence was successfully simulated by the reactive transport model simulations.

Holding force tests of Curie Point Electro-Magnet in hot gas for passive shutdown system

松永 尚子*; 松原 慎一郎*; 加藤 篤志; 山野 秀将; Dderlein, C.*; Guillemin, E.*; Hirn, J.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本論文では、日仏の協力のもとに行われているフランスのナトリウム冷却高速炉(ASTRID)開発プログラムに対する、受動的炉停止機構として設置されるキュリー点電磁石(CPEM)の設計について述べる。CPEMの妥当性を確認するために、日本における自己作動型炉停止機構(SASS)に関する過去の一連の総合試験に基づき、CPEMの認定プログラムが開発される。本論文の主な成果は、設計要求を満たす高温ガス中の保持力試験の結果である。また、数値磁界解析の結果は、保持力試験と同様の傾向を示した。

Safety evaluation of self actuated shutdown system for Gen-IV SFR

斎藤 裕幸*; 山田 由美*; 大山 一弘*; 松永 尚子*; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

自己作動型炉停止機構(SASS)は、冷却温度の過剰な上昇に応じて原子炉停止系の制御棒を切り離すことができる受動装置である。制御棒の切り離しを引き起こす切り離し温度および応答時間は、有効性解析の重要なパラメータとして同定される。この研究では、応答時間と切り離し温度の検証および低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析に着目する。このため、設計変更がなされ、応答時間が短縮した。また、応答時間を確認するために低出力運転での3次元熱流動解析が行われた。その結果、切り離し温度レベルは、以前の研究と比べて低く、安全性パラメータの改善につながった。改善されたパラメータに基づき、低出力SASSの成立性を確かめるために安全性解析が行われた。この安全性評価から、LOF型ATWS事象が発生した場合、フローコレクタを設置することでSASSが炉心損傷を防ぐことが確認された。

Proceedings of the 2013 Symposium on Nuclear Data; November 14-15, 2013, Research Institute of Nuclear Engineering University of Fukui, Tsuruga, Fukui, Japan

山野 直樹*; 岩本 修; 中村 詔司; 国枝 賢; Van Rooijen, W.*; 小浦 寛之

JAEA-Conf 2014-002, 209 Pages, 2015/02

JAEA-Conf-2014-002.pdf:64.24MB

2013年核データ研究会は、2013年11月14日から15日にかけて、福井県敦賀市の福井大学附属国際原子力工学研究所にて開催された。本研究会は日本原子力学会核データ部会と福井大学附属国際原子力工学研究所の主催、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターおよび日本原子力学会中部支部の共催の下、4つのトピックス:「中性子断面積測定と解析」、「核データの応用」、「核データ測定と理論における最近のトピックス」、「高エネルギー核反応研究の進展」に関する講演・議論が行われるとともに、実験、評価、ベンチマークテスト、応用に至る幅広い分野のポスター発表が行われた。さらに、崩壊データ評価と核分裂の物理に係る2件のチュートリアルも実施された。参加総数は64名で、盛況のうちに全日程を終えた。本報告書は、同研究会における口頭発表14件とポスター発表21件を含む35件の全論文を纏めたものである。

Experimental study and empirical model development for self-leveling behavior of debris bed using gas-injection

Cheng, S.; 田上 浩孝; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 中村 裕也*; 竹田 祥平*; 西 津平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; et al.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0022_1 - TEP0022_16, 2014/08

https://doi.org/10.1299/mej.2014tep0022

To clarify the mechanisms underlying the debris-bed self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and conducted within a variety of conditions in recent years, under the collaboration between Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Kyushu University. The current contribution, including knowledge from both experimental analyses and empirical model development, is focused on a recently developed comparatively larger-scale experimental facility using gas-injection to simulate the coolant boiling. Based on the experimental observation and quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate ( 300 L/min), water depth (180 mm and 400 mm), bed volume (3 7 L), particle size (1 6 mm), particle density (beads of alumina, zirconia and stainless steel) along with particle shape (spherical and irregularly-shaped) on the leveling is checked and compared. As for the empirical model development, aside from a base model which is restricted to calculations of spherical particles, the status of potential considerations on how to cover more realistic conditions (esp. debris beds formed with non-spherical particles), is also presented and discussed.

Recent knowledge from an experimental investigation on self-leveling behavior of debris bed

Cheng, S.; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 中村 裕也*; 竹田 祥平*; 西 津平*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*

Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

https://doi.org/10.1115/ICONE21-15595

To confirm the mechanisms of self-leveling behavior, several series of experiments were elaborately designed and performed in recent years under the constructive collaboration between Japan Atomic Energy Agency and Kyushu University. This paper summarizes the recent knowledge obtained from the newly developed large-scale experiments using gas-injection to simulate coolant boiling. Compared to previous investigations, it can cover a much wider range of gas velocities (presently up to a flow rate of around 300 L/min). The experiments were conducted in a cylindrical tank, in which water, nitrogen gas and different kinds of solid particles, simulate the coolant, vapor and fuel debris, respectively. Based on the quantitative data obtained, influence of various experimental parameters, including gas flow rate, water depth, particle size as well as particle density on the leveling was checked and compared. Moreover, with the help of dimensional analysis technique, a set of empirical correlations to predict the self-leveling development depending on particle size, particle density and gas injection velocity was proposed and validated over current conditions.

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管1/10縮尺試験装置を用いた偏流流入条件下のLDV流速測定

岩本 幸治*; 近藤 学*; 小川 翔太*; 田中 正暁; 山野 秀将

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1383 - 1387, 2012/08

https://doi.org/10.1299/kikaib.78.1383

本研究の主目的は、現在計画中のナトリウム高速炉(JSFR)1次系ホットレグ配管の安全設計に資するべく、縮尺試験装置を用いてさまざまな流入条件での流動状態を把握することである。ホットレグ配管のような曲率の強いエルボには強い流体力が作用する。その流体力が周期的に作用する場合、配管構造との共振を避けるべく流体の振動そのものを抑える、ないしはその固有振動数を配管構造のそれと合致させない工夫が必要である。一般に管軸曲率半径が管内径に近いエルボでは、エルボ下流において周期的な流体振動が発生することが明らかにされている。これらの振動は無次元周波数(ストロハル数)にして0.5程度になる。このことから、エルボを含む配管構造においてはランダム振動に対する堅牢性だけでなく、ストロハル数0.5に相当する共振にも気を配らなければならない。この振動に対して、著者らはLDVによる流速測定及び流れの可視化を行い、エルボ内側で発達した境界層の両端から放出される交互渦によってこの振動が生じることを明らかにした。