Fundamental evaluation of hydrogen behavior in sodium for sodium-water reaction detection of sodium-cooled fast reactor

山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*

Nuclear Engineering and Technology, 56(3), p.893 - 899, 2024/03

https://doi.org/10.1016/j.net.2023.10.043

In a secondary cooling system of a sodium-cooled fast reactor (SFR), rapid detection of hydrogen due to sodium-water reaction (SWR) caused by water leakage from a heat exchanger tube of a steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection of the SFR. For hydrogen detection, the hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon of hydrogen within Ni-membrane were used in Japanese proto-type SFR "Monju." However, during the plant operation, detection signals of water leakage were observed even in the situation without SWR concerning temperature up and down in the cooling system. For this reason, the study of a new hydrogen detector has been carried out to improve stability, accuracy and reliability. In this research, the authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal plant operation and the one generated by SWR and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). Based on the estimation, dissolved H or NaH, rather than molecular hydrogen (H), is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium in terms of energetical stability. On the other hand, it was found that hydrogen molecules produced by the sodium-water reaction can exist stably as a form of a fine bubble concerning some confinement mechanism such as a NaH layer on their surface. In parallel, we observed experimentally that the fine bubbles of H stably existed in the liquid sodium than expected before. This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium in the development of the new hydrogen detector in Japan.

Evaluation of hydrogen behavior in sodium for sodium-water reaction detection of sodium-cooled fast reactor

山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 6 Pages, 2023/04

In the secondary cooling system of sodium-cooled fast reactor (SFR), a rapid detection of hydrogen explosion due to sodium-water reaction by water leakage from heat exchanger tube is steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection. For the hydrogen detection, Ni-membrane hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon were used in Japanese proto-type sodium-cooled fast reactor "Monju". However, during the plant operation, many alarms of water leakage were occurred without sodium-water reaction in relation to temperature up and down. The authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal operation and the hydrogen generated by the sodium-water reaction and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). As the results of theoretical estimation, dissolved H or NaH, rather than H, is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium, and hydrogen produced in large amounts by sodium-water reaction can exist stably as fine bubbles with a NaH layer on their surface. Currently, the authors study the new hydrogen detector system focusing on the difference between the background hydrogen (dissolved H) and the hydrogen by sodium-water reaction (fine bubbles H). This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium.

原子力緊急時における公衆の被ばく線量評価に関する調査と検討

橋本 周; 木名瀬 栄; 宗像 雅広; 村山 卓; 高橋 聖; 高田 千恵; 岡本 明子; 早川 剛; 助川 正人; 久米 伸英*; et al.

JAEA-Review 2020-071, 53 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-071.pdf:2.72MB

原子力機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づく指定公共機関として、原子力災害や放射線緊急事態が発生した場合には、災害対応に当たる国や地方公共団体の要請に応じて人的・技術的支援を行う。防災基本計画及び原子力災害対策マニュアルでは、原子力機構は原子力緊急時において公衆の被ばく線量の推計・把握を支援することが要求されている。しかし、その支援について、基本方策,調査対象,調査方法,実施体制等について具体的かつ詳細には検討されていない。本報告では、公衆の緊急時被ばく線量の推計・把握に関する技術的支援について、原子力緊急時支援・研修センター内に設置された「緊急時の線量評価検討WG」において調査・考察した結果を報告することにより、国や地方公共団体、及び原子力機構内における今後の具体的かつ詳細な検討及び活動に貢献することを目的とする。

Electron-tracking Compton camera imaging of technetium-95m

初川 雄一*; 早川 岳人*; 塚田 和明; 橋本 和幸*; 佐藤 哲也; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 谷森 達*; 園田 真也*; 株木 重人*; et al.

PLOS ONE (Internet), 13(12), p.e0208909_1 - e0208909_12, 2018/12

AA2018-0639.pdf:2.39MB

https://doi.org/10.1371/journal.pone.0208909

電子飛跡検出型コンプトンカメラ(ETCC)を用いて放射性同位元素Tcの画像撮像を実施した。Tcは、204, 582, 835keVの3本の線を放出し、濃縮同位体Moを用いてMo(p,n)Tc反応で合成される。濃縮Mo同位体三酸化物の再利用について実験を実施し、再生率7090%を達成した。画像は3本の線それぞれを用いて解析し取得した。その結果、線エネルギーが高いほど空間分解能が向上することが判り、Tcのような高エネルギー線放出核を利用することで、ETCCが人体の深部の組織や器官の医療画像撮像に有効であることを示唆する結果を得た。

大量ナトリウムの施設間移送

今村 弘章; 早川 雅人; 半田 卓也*; 並木 勝男*

JAEA-Technology 2015-020, 85 Pages, 2015/08

JAEA-Technology-2015-020.pdf:24.15MB

高速炉システムの安全性強化の研究に向けて、大洗研究開発センター内に冷却系機器開発試験施設(AtheNa)を整備中である。同センター内のナトリウム技術開発第1試験室には、「常陽」や「もんじゅ」の建設にあたって種々のナトリウム研究開発試験に使用され、その所期目的を達成した大量のナトリウムが大小のナトリウム貯蔵タンクにて維持管理されていることから、ナトリウムの維持管理をより安全・安定なものとするためにも、両施設間でナトリウムを移送することとした。大量のナトリウム移送方法としては、安全性や作業効率及び経済性等を考慮し、ナトリウム技術開発第1試験室のナトリウム貯蔵タンクと冷却系機器開発試験施設のダンプタンクを全長200m以上の配管で接続して移送する手法を選定し、移送に必要な設備の設計・製作を行った。施設間に設置した配管を介して、大量のナトリウム(約270)の移送を安全かつ短期間(正味6日間、移送流量;平均約12m/h)に計画通りに完了させた。

Development of basic NDA technologies for nuclear material accountancy of debris of melted fuel formed in severe accidents

瀬谷 道夫; 原田 秀郎; 北谷 文人; 小泉 光生; 土屋 晴文; 飯村 秀紀; 呉田 昌俊; 高峰 潤; 羽島 良一; 早川 岳人; et al.

Proceedings of INMM 54th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2013/07

原子炉過酷事故により起こる溶融燃料の発生は、原子炉をアイテム施設ではなく非アイテム施設に分類させることになる。溶融燃料の原子炉からの取出しを考えると、核物質を含む溶融燃料がバルク状態で扱われるバルク施設とみなされることも考えられる。バルク施設においては、核物質の計量管理が保障措置の基本である。この論文では、溶融燃料デブリに関する分類と計量管理の観点からのNDA技術の選定について紹介する。これらのNDA技術として、粒子状溶融燃料デブリに対する中性子共鳴濃度分析法及び小石状あるいは切出し溶融燃料デブリに対するLCS線によるNRFを使うNDA技術について報告するとともに、現在実施中のこれらの技術に関する基礎技術開発状況及び近い将来の計画について紹介する。

Proton acceleration to 40 MeV using a high intensity, high contrast optical parametric chirped-pulse amplification/Ti:sapphire hybrid laser system

小倉 浩一; 西内 満美子; Pirozhkov, A. S.; 谷本 壮*; 匂坂 明人*; Esirkepov, T. Z.; 神門 正城; 静間 俊行; 早川 岳人; 桐山 博光; et al.

Optics Letters, 37(14), p.2868 - 2870, 2012/07

https://doi.org/10.1364/OL.37.002868

OPCPA方式チタンサファイアレーザーで発生した高コントラスト(10)高強度(10)短パルス(40fs)のレーザー光を用いて、従来の最大エネルギー25MeVを超える40MeVの陽子線を得た。このときのレーザーエネルギーは10ジュール以下であった。15MeV以上の陽子線の発生効率は、0.1%であった。

HTTRにおける水質管理

関田 健司; 古澤 孝之; 江森 恒一; 石井 太郎*; 黒羽 操; 早川 雅人; 大内 弘

JAEA-Technology 2008-057, 45 Pages, 2008/08

JAEA-Technology-2008-057.pdf:12.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉冷却系統施設である加圧水冷却設備等の機器及び配管には、主要材料に炭素鋼を使用している。これらの設備の冷却水には、脱酸素及び腐食を防止・抑制するために、ヒドラジンを用いて水質を維持管理しており、水質確認のため定期的に分析を行っている。これまで実施した水質分析の結果から、得られた成果は以下のとおり。(1)1次冷却材の除熱により冷却水温度が高くなる加圧水冷却設備では、ヒドラジンの一部が熱分解し、アンモニアが形成されることによって、電気伝導率は上昇し、ヒドラジン濃度は低下するが、計画どおりであり問題はない。(2)冷却水温度が比較的低い補助冷却水系及び炉容器冷却設備においては、ヒドラジンの熱分解が起こっていない。(3)これまで不明瞭であった手順を明確にし、HTTRにおける水質分析手順を確立することができた。(4)溶存酸素及び塩化物イオンは濃度が低いことから、現時点においては、機器・配管の腐食量は極めて少ないものと推察される。これらのことから、HTTRの冷却水設備の水質は、十分満足できる状態であることを確認した。

HTTR原子炉格納容器の全体漏えい率試験

近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人

JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07

JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。

溶融塩処理による和田石生成過程の反応機構

奥本 峻介*; 飯野 千秋*; 小田 将人*; 村口 正和*; 早川 虹雪*; 石井 宏幸*; 本田 充紀

no journal, , 

福島の環境回復に係る研究開発の一環として、溶融塩法を用いた風化黒雲母からCs除去に関する研究を推進してきた。99.9999%のCs除去と普通輝石、和田石などの結晶鉱物の生成を確認しているが、反応過程および生成物に関する原子レベルでの反応機構が必要であり、本研究では第一原理計算をもちいて和田石の安定構造を調べ、求められた安定構造を用いて反応機構について調べて内容について報告する。