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論文

Two-phase flow structure in a particle bed packed in a confined channel

伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6430 - 6439, 2019/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故において、炉心に形成された燃料デブリの冷却は、燃料の炉容器内保持を達成する上での一つの重要な要素である。「インプレース冷却」と呼ばれるその冷却の性能を明らかにするためには、デブリベッドでの気液二相流の特性をよく把握することが必要である。ここで、デブリベッドは炉心の狭小流路中に形成され得るため、壁効果の影響を無視することができない。そのため、本研究では、粒子充填層で模擬したデブリベッド中の二相流への壁効果の影響を明らかにすることを目的とした。圧力損失を測定し従前のモデルによる結果と比較し、空隙率分布やボイド率分布をX線ラジオグラフィーで測定した。そして、圧力損失の評価モデルを修正し、それらのモデルの適用性について調査した。

論文

Development of evaluation method for in-place cooling of residual core materials in core disruptive accidents of SFRs

今泉 悠也; 青柳 光裕; 神山 健司; 松場 賢一; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 11 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉の事故における炉心からの燃料流出の後の炉心残留燃料の冷却は、炉心物質の分散割合に大きな影響を与えるものであり、炉容器内保持(IVR)を達成するための重要な要素である。残留炉心物質の冷却は「インプレース冷却」と呼ばれ、その評価を行うため、実機についての予備解析をSIMMER-IIIにより行った。その解析結果に基づき、重要度ランクテーブル(PIRT)の手法を適用した。そして、PIRTによって抽出した3つの熱流動現象の調査とSIMMER-IIIの妥当性確認への活用のため、それらの現象に着目した基礎的な実験を考案した。また、実機でのインプレース冷却の際に発生し得るナトリウム液位の継続的な振動現象を実現するため、SIMMER-IIIによるサーベイ解析を実施した。その結果、液位振動の振幅や継続時間に対する実験条件の影響が定量的に明らかになり、具体的な実験条件を決定するために必要な知見が得られた。

論文

Effect of porosity distribution on two-phase pressure drop in a packed bed

栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの冷却(インプレース冷却)における冷却性を評価するにあたっては、デブリベッド内の気液二相流の圧力損失の評価が重要な要素の一つである。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流の圧力損失を測定する実験を行い、流路断面を分割することにより圧力損失を評価するようLipinskiモデルを修正した。その結果、修正Lipinskiモデルは元のLipinskiモデルよりも良好に実験値を予測することを確認した。

論文

Fundamental experiments of jet impingement and fragmentation simulating the fuel relocation in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04

SFRの炉心崩壊事故における再配置過程を模擬するため、低融点合金を低水深水プール中に落下させた。なおここで、ノズル出口と底板の距離は、微細化を起こすには不十分だと考えられる距離に設定された。実験の結果、融体は底板に衝突した後、底板に沿って全方向に広がる様子が観察された他、底板上の温度は融体の分散につれ急低下していることが確認された。この結果により、融体の微細化と急冷は、底板の存在により促進されたことが示唆され、さらに、この促進現象は融体が底板上での分散により強制的に接触表面積が増加したことによるものであると考察した。また、試験後には顕著に微細化したデブリが観察されたが、これは、融体と水の界面にて微細な蒸気泡が生成されたことにより形成されたものと考えられる。

論文

Survey on effect of crystal texture of beryllium on total cross-section to improve neutronic evaluation in JMTR

竹本 紀之; 今泉 友見; 木村 伸明; 土谷 邦彦; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 中島 健*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 11 Pages, 2014/09

モンテカルロ法を用いたJMTRにおける中性子照射場評価において、その評価精度は実測値に比較して高速中性子束では$$pm$$10%程度であるが、熱中性子束では$$pm$$30%程度となっている。一方、利用者から技術的価値の高い照射データの提供が求められているため、熱中性子束の評価精度を高速中性子束と同程度まで高めるための検討を進めている。ベリリウムの製造方法が熱中性子断面積や熱中性子束の評価精度に与える影響について明らかにするため、KURRI-LINACで製造方法の異なる3種類のベリリウム材の全断面積測定実験を行った。その結果、ベリリウム材の結晶構造や不純物に依存して熱中性子に対する断面積が異なることが明らかとなった。また、実験結果を踏まえ調整したベリリウム金属の熱中性子散乱則(S($$alpha$$, $$beta$$))を用いてJMTRの炉心解析を行い、その適用性について検証した。

報告書

福島第一原子力発電所事故にかかわる特別環境放射線モニタリング結果; 中間報告(空間線量率, 空気中放射性物質濃度, 降下じん中放射性物質濃度)

古田 定昭; 住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 今泉 謙二; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 森澤 正人; et al.

JAEA-Review 2011-035, 89 Pages, 2011/08

JAEA-Review-2011-035.pdf:2.97MB

東京電力福島第一原子力発電所事故への対応として、核燃料サイクル工学研究所において特別環境放射線モニタリングを実施した。本報告は、平成23年5月31日までに得られた空間線量率,空気中放射性物質濃度,降下じん中放射性物質濃度の測定結果、並びに気象観測結果について速報的にとりまとめた。空間線量率は、3月15日7時過ぎ、3月16日5時過ぎ、及び3月21日4時過ぎに、数千nGy/hほどの3つのピークがある上昇を示した。空気中放射性物質濃度及び降下量は、空間線量率と同様な経時変化を示した。空気中のI-131/Cs-137の濃度比は、100程度まで上昇した。揮発性のTe-132, Cs-134, Cs-137は、3月30日以降定量下限値未満となった。Te-132とCsの揮発性/粒子状の濃度比は、濃度が上昇した際、値が小さくなった。3月15日から4月15日の1か月間の降下量は、Cs-137について、チェルノブイリ事故時に同敷地内で観測された降下量と比較して約100倍であった。吸入摂取による内部被ばくにかかわる線量を試算した結果、暫定値として、成人及び小児の実効線量はそれぞれ0.6mSv, 0.9mSv、甲状腺の等価線量はそれぞれ8mSv, 20mSvと見積もられた。

論文

秋田県・千屋断層の陸羽地震断層露頭

今泉 俊文*; 楮原 京子*; 大槻 憲四郎*; 三輪 敦志*; 小坂 英輝*; 野原 壯

活断層研究, (26), p.71 - 77, 2006/06

2005年夏に千屋丘陵の西麓(花岡地区)・大道川の河岸で、陸羽地震時に形成されたと考えられる断層露頭を発見した。この露頭によって、千屋断層の(陸羽地震時)地表トレースが地形境界に沿って大きく湾曲することが明確になった。このような逆断層のトレースの湾曲がどのように形成されたのか、逆断層の先端(地表)から地下の断層形状・構造を解明するうえでも重要な露頭と考えられる。

論文

Role of the impurities in production rates of radiation-induced defects in silicon materials and solar cells

Khan, A.*; 山口 真史*; 大下 祥雄*; Dharmarasu, N.*; 荒木 健次*; 阿部 孝夫*; 伊藤 久義; 大島 武; 今泉 充*; 松田 純夫*

Journal of Applied Physics, 90(3), p.1170 - 1178, 2001/08

 被引用回数:50 パーセンタイル:85.51(Physics, Applied)

ボロン(B),ガリウム(Ga),酸素(O)炭素(C)濃度の含有量を変化させたシリコン(Si)に1MeV電子線,10MeV陽子線照射を行い、発生する欠陥をDLTS測定、キャパシタンス測定により分析した。この結果、照射によりEv-0.36eVに格子間Cと格子間Oの複合欠陥(Ci-Oi)に起因する準位が発生すること、Ec-0.18eVに格子間BとOiの複合欠陥(Bi-Oi)が生成されることが明らかになった。また、GaドープSiではCi-Oiの発生が抑制されることを見出した。Ci-Oiは再結合中心として働くことから、この抑制はSi太陽電池の耐放射線性向上につながると考えられる。また、GaドープSiではEv+0.18eVに新たな準位が形成され、この準位は350$$^{circ}C$$での熱処理で消失することが判明した。

口頭

JMTRにおける中性子照射場評価の現状

竹本 紀之; 木村 伸明; 今泉 友見; 堀 順一*; 佐野 忠史*; 中島 健*

no journal, , 

JMTRにおける照射試験のための中性子照射場評価において、その評価精度は実測値に比較して高速中性子束では$$pm$$10%程度であるが、熱中性子束では$$pm$$30%程度となっている。一方、利用者から技術的価値の高い照射データの提供が求められているため、熱中性子束の評価精度を高速中性子束と同等の精度まで高めるための検討を進めている。評価精度の低下要因について調査を進めた結果、主に熱エネルギー領域における中性子の散乱、吸収過程に原因がある可能性が高いことがわかった。そのため、熱エネルギー領域の評価に使用している熱中性子散乱則データについて感度解析を行ったところ、ベリリウムの干渉性散乱断面積を低下させることで計算値が測定値に近づくことがわかった。そこで、結晶組織構造の干渉性散乱断面積への影響を把握するため、製法の異なる3種類のベリリウム材を用いてKURRI-LINACで全断面積測定実験を行った。その結果、結晶組織の構造により全断面積が変化することが明らかになり、現評価値との比較から実際のベリリウムは完全な結晶構造を持つ多結晶体ではない可能性があることがわかった。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,2; 低水深プール中への融体流出試験

今泉 悠也; 神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 鈴木 徹; 江村 優軌

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時の再配置過程における、溶融炉心物質と冷却材との熱的相互作用および炉内構造物への炉心物質の再配置挙動を解明するため、低融点合金を低水深の水プール中に落下させる模擬試験を複数回行った。本件では、本試験の結果およびそのメカニズムの考察について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,1; 全体計画

神山 健司; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 鈴木 徹; 江村 優軌

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時には、溶融炉心物質は制御棒案内管を通じて冷却材プレナムへ再配置される。本研究は、この再配置過程で複合的に生じる溶融炉心物質と冷却材および炉内構造物との相互作用を評価する手法構築を目的とする。本件では研究計画の概要を報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質の再配置挙動に関する研究,4; 試験条件が低水深プール中での融体の分散・堆積に与える影響

江村 優軌; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 今泉 悠也; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における溶融炉心物質と冷却材の熱的相互作用及び炉内構造物への炉心物質の堆積挙動を解明するため、炉心入口プレナムを想定した低水深の水プール中に溶融した低融点合金を落下させる模擬試験を実施している。本件では、溶融物質の初期温度及び冷却材領域の容積等が試験結果に及ぼす影響について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における損傷炉心内の冷却材挙動に関する研究,4; 模擬デブリ内における空隙率分布を考慮した圧力損失評価

栗崎 達也*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の炉心部での燃料デブリの安定的な冷却(インプレース冷却)を評価する一つの指標として、デブリベッド内の気液二相流圧力損失が挙げられる。その予測式としてはLipinskiモデルが提案されているものの、空隙率の空間分布が均一でない場合には予測精度が低下すると考えられる。そのため、空隙率分布が均一でない充填層での気液二相流に対して、流路断面を分割することにより圧力損失を評価する手法を提案し、その妥当性について実験値との比較検討を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,5; 低温処理材料の照射試験

谷口 拓海; 今泉 憲*; 並木 仁宏*; 大杉 武史; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 金田 由久*; 芳賀 和子*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理から発生する廃棄物をセメント等で低温固化処理する場合の基礎データを取得する目的で、セメント及びAAM(Alkali-activated materials)の試験体を作製し、照射試験を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,1; 処理に係る課題の検討

加藤 潤; 谷口 拓海; 並木 仁宏*; 今泉 憲*; 寺澤 俊春*; 大杉 武史; 曽根 智之; 中澤 修; 黒木 亮一郎; 駒 義和

no journal, , 

放射性廃棄物処理に適用実績のある固化技術について、2017年度に福島第一原子力発電所の汚染水処理二次廃棄物への適用性評価に向けた課題が抽出された。本報告では2018年度実施の、抽出された課題に対する検討を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,6; シミュレーションによる廃棄物中核種インベントリと廃棄体温度の解析

平木 義久; 寺澤 俊春*; 今泉 憲*; 谷口 拓海; 加藤 潤; 大杉 武史; 曽根 智之; 中澤 修; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)の汚染水処理から発生する廃棄物を、セメント等で固化処理する場合の放射性核種濃度による上限値を評価する目的で、固化する放射性核種量と廃棄体温度の関係について、放射線輸送コード及び熱解析コードを用いた解析を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉における損傷炉心内の冷却材挙動に関する研究,5; 模擬デブリ内気液二相流の圧力損失に対する配管径と粒子径の影響

石黒 明成*; 伊藤 大介*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、損傷炉心に残留した高温の粒子状燃料により炉心に流入したナトリウムが蒸発し、炉心で気液二相流が発生する可能性がある。このような気液二相流の流動特性は炉心残留燃料の冷却特性を評価する上での重要な指標であるものの、その圧力損失特性の定量的な把握については未だ十分とは言えない。そこで本研究では、充填層内の気液二相流の圧力損失特性の評価手法の構築を目的として、粒子状の球充填層を用いた気液二相流動実験を行った。そして、試験部の管径と粒子径を変化させながら様々な条件下で実験を行い、壁面近傍においてのみ空隙率が大きくなるという壁面効果が気液二相流の圧力損失に及ぼす影響を明らかにした。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,2; 廃棄物固化処理技術抽出のためのアプローチの検討

古川 静枝*; 小山 正史*; 菊地 道生*; 大塚 拓*; 山本 武志*; 今泉 憲*; 大杉 武史; 中澤 修; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所において発生する水処理二次廃棄物の処理への適合性等の観点から、実用規模の処理に適用できる見通しを評価する目的で、固化処理技術の評価のアプローチに係わる調査研究を行った。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,7; 様々な容器形状を想定した廃棄物中の核種インベントリによる固化体温度の解析

平木 義久; 榎本 真由*; 寺澤 俊春*; 今泉 憲*; 加藤 潤; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所(福島第一)の汚染水処理から発生する廃棄物を、セメント等で固化処理した場合の固化体の最大温度を評価する目的で、様々な廃棄物保管容器を模擬し、放射線輸送コード及び熱伝搬コードを用いた解析を行った。解析概要及び得られた結果の一部を紹介する。

口頭

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,13; 炭酸塩スラリー含有固化体の照射特性

加藤 潤; 今泉 憲*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎; 菊地 道生*; 山本 武志*; 大塚 拓*; 金田 由久*; 大澤 紀久*

no journal, , 

福島第一原子力発電所で発生する炭酸塩スラリーの模擬スラリーを含有するセメント及びAAM固化体を作製し、$$gamma$$線照射試験における水素ガス発生量を評価した。得られたデータは、既報で報告した廃棄物を含有しない固化体のデータと比較し、炭酸塩スラリーを含有することの水素ガス発生量への影響を評価した。

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