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/MOX fuel oxidation under severe light water reactor accident conditionsLiu, J.; 三輪 周平; 唐澤 英年; 逢坂 正彦
Nuclear Materials and Energy (Internet), 37, p.101532_1 - 101532_5, 2023/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)To investigate the Mo release behavior and its influence on the fuel oxidation, the oxidation and evaporation behaviors of Mo powders and their influencing mechanism on the oxygen partial pressure around powders were researched by using a thermogravimetric analysis technique. The results revealed that during Mo oxidation and evaporation, the oxygen partial pressure around powders can be dramatically decreased to ensure the mass balance of oxygen. Under guidance of this finding, the oxygen consumption rate by Mo release and the oxidation rate of nuclear fuel in accident conditions were estimated and compared. It is suggested that Mo release can retard the oxidation progress of fuel.
三輪 周平; 唐澤 英年; 中島 邦久; 木野 千晶*; 鈴木 恵理子; 井元 純平
JAEA-Data/Code 2021-022, 32 Pages, 2023/01
JAEA-Data-Code-2021-022.pdf:1.41MBJAEA-Data-Code-2021-022(errata).pdf:0.17MB
東京電力福島第一原子力発電所の原子炉内におけるセシウム分布のより正確な予測に向けて、核分裂生成物の化学挙動データベースECUMEに格納されているステンレス鋼へのセシウム化学吸着モデルをシビアアクシデント解析コードSAMPSONに組み込んだ。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、当該モデルを構築した実験の結果を再現し、コードに誤りが無いことを確認した。また、SAMPSONに組み込まれた改良モデルのセシウム化学着挙動解析への有効性を確認するため、温度勾配管を有する装置を用いた実験の解析を実施した。改良モデルを組み込んだSAMPSONにより、実験の結果を再現し、SAMPSONにおけるノードジャンクションの設定方法、エアロゾル生成モデル、CsOH蒸気の飽和蒸気圧等の計算方法等の解析方法、そして改良モデルがセシウム化学吸着挙動解析に適用可能であることを確認した。また、セシウムがシビアアクシデント後に水相を介して移行したことから、原子炉内におけるセシウム分布を予測するためには、セシウム沈着物の水への溶解性の評価が前提となる。このため、ステンレス鋼へのセシウム化学吸着生成物の水への溶解性を調べた。ステンレス鋼304へのセシウム化学吸着生成物は、873Kから973Kで水溶性の高いCsFeO、973Kから1273Kで水溶性の低いCsFeSiO
、1073Kから1273Kで水溶性の低いCsSiO
であることが分かった。これらの結果から、セシウム化学吸着量に影響を与える原子炉内温度やCsOH蒸気種濃度のようなシビアアクシデント解析条件に応じて、セシウム化学吸着生成物の水への溶解性を予測できる可能性を得た。
内田 俊介; 唐澤 英年; 木野 千晶*; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦
Nuclear Engineering and Design, 380, p.111256_1 - 111256_19, 2021/08
被引用回数：6 パーセンタイル：69.63(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の廃炉措置の安全な遂行に当たっては、プラント全体にわたる燃料デブリのみでなく核分裂生成物(FP)の長期的な分布を把握することが必須である。廃炉作業は、飛散したFPによる過酷な環境下でプラントから燃料デブリを取り出し、それらを回収核原料物質あるいは最終廃棄体として安全に保管することにより収束する。事故発生後廃炉の収束までの長期間にわたるプラント内でのFP分布を求めるために、短/中/長期FP挙動解析手法を開発した。本解析手法は、プラントで測定されたデータを用いて修正され、それを踏まえて更新されたデータに基づき妥当性確認されるものである。精度が改善された評価手法は、廃炉措置の各段階におけるFP分布の評価に適用可能である。
三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06
軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEを構築した。現状のECUMEには、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO、CsSiO及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。
三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO、CsSiO及びCsFeSiOの熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。
-ray irradiation on the high temperature oxidation of austenitic stainless steel in supercritical water中原 由紀夫; 山本 正弘; 唐澤 英年*; 木内 清; 勝村 庸介*
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
3種類の汎用オーステナイト系ステンレス鋼,304L,316L、及び310Sを、25MPa, 550
Cの脱気超臨界水中へCo
にて線照射を行いながら合計1000時間浸漬した。超臨界水中での吸収線量率を評価した結果、5
15kGyh
だった。試験後の表面には多孔質の鉄酸化物の外層と鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。SS304LとSS310Sの見かけの重量変化は放物線則に従い、その速度定数は線の線量率が大きくなるに従って減少した。線照射により、皮膜外層がマグネタイト(Fe
O)からヘマタイト(FeO)に変化した。また、線照射により、内層皮膜と金属界面でCr濃度の増加が見られた。これらの結果は、線照射により過酸化水素などが生成し超臨界水環境がより高酸化状態になっていることを示唆するもので、腐食環境が線照射により厳しくなることを明らかにした。
鈴木 恵理子; 中島 邦久; 西岡 俊一郎*; 三輪 周平; 堀口 直樹; 井元 純平; Liu, J.; 唐澤 英年; 逢坂 正彦
no journal, ,
核分裂生成物化学挙動データベースECUMEEの要素モデルセットには、シビアアクシデント解析コードへ組み込み可能なモデルを収納しており、多様な化学条件を考慮できることに特徴を有する。改良したステンレス鋼へのセシウム化学吸着モデルでは、気相中セシウム濃度やステンレス鋼中ケイ素濃度の影響を考慮でき、セシウムの炉内高温領域分布のより正確な評価に資する。
井元 純平; 三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; Afiqa, B. M.; et al.
no journal, ,
核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEは、CRK(化学反応速度定数データセット)、EM(要素モデルセット)、及びTD(熱力学データセット)の3種類のデータセットで構成されている。現在のECUMEには、Cs-I-B-Mo-OH系の気相反応を対象としたCRK、ステンレス鋼(SS)へのCsの化学吸着挙動を対象としたEM、及びCsBO蒸気種と固体CsSiO及びCsFeSiOを対象としたTDが収納されている。Cs化学吸着挙動モデルでは、既存モデルでは考慮できなかったCs化学吸着挙動に対する気相中のCsOH濃度やSS中のSi含有量の影響を再現することができており、このEUMEにより福島第一原発内におけるCs分布のより正確な評価に貢献できると考えられる。
中島 邦久; 鈴木 恵理子; 西岡 俊一郎*; 三輪 周平; 堀口 直樹; 井元 純平; Liu, J.; 唐澤 英年; 逢坂 正彦
no journal, ,
核分裂生成物化学挙動データベースECUMEの熱力学データセットには、実験等により新たに検出されたセシウムとホウ素やケイ素との化合物等の熱力学データを収納している。これにより、炉内高温領域におけるセシウム化合物の化学形態や割合、鋼材に化学吸着したセシウムの再蒸発挙動をより正確に評価することが可能となる。ECUMEをシビアアクシデント解析コード等へ適用することにより、核分裂生成物の放出移行挙動に影響を及ぼす化学挙動を考慮できるようになり、ソースターム高度化への貢献が期待される。
内田 俊介*; 唐澤 英年*; 木野 千晶*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦
no journal, ,
シビアアクシデント後のFPの短/長期挙動を一貫して評価可能なコードを作成し、事故後数10年の長期におよぶ廃炉作業時のFPを中心とする放射性核種分布を評価して、これに基づく従事者の被ばくリスク及び放射性核種の放出リスク評価手法を提案する。
唐澤 英年*; 内田 俊介*; 木野 千晶*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦
no journal, ,
SA解析コードで評価した原子炉内のFP分布から、燃料デブリ取出し時の被ばくリスクに影響する核種を選定し、その存在量と放射能を評価した。
木野 千晶*; 唐澤 英年*; 内田 俊介*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦
no journal, ,
事故シナリオの観点から、福島第一原子力発電所炉内における放射性核種分布に関して現象論的に評価した。本評価より、セパレータへのセシウムの化学吸着、RCWへの中・低揮発性FPの侵入などを指摘した。
三輪 周平; 堀口 直樹; 宮原 直哉*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 井元 純平; Liu, J.; 唐澤 英年; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉等シビアアクシデント時における核分裂生成物化学挙動を評価するためのデータベースECUME(
ffective 
hemistry database of fission products 
nder 
ultiphase raction)を開発した。ECUMEの化学反応速度データセットには主要な化学反応とその速度定数を収納しており、セシウムやヨウ素の化学挙動へのモリブデンやBWR制御材ホウ素の影響等を速度論的に評価できることに特徴を有する。これにより環境への放出までの格納容器や建屋等の低温領域における化学形態や割合の予測精度の向上が期待される。
唐澤 英年; 木野 千晶*; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦
no journal, ,
CsOH蒸気のステンレス鋼への化学吸着速度を化学吸着再現実験装置CRESTを用いて検討した。得られた化学吸着速度を用いて、SA解析コードSAMPSONにより蒸気分離器と蒸気乾燥器への吸着量を、福島第一原子力発電所のSA条件下で評価した。
逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; 鈴木 知史; 唐澤 英年
no journal, ,
原子力機構が進めるFP化学挙動を評価するための研究の内容を紹介し、FP挙動評価における計算科学技術への適用例や期待等を述べる。
Liu, J.; 中島 邦久; 三輪 周平; 唐澤 英年; 逢坂 正彦
no journal, ,
To construct a precise Mo release model in a severe accident, oxidation and evaporation behaviors of metallic Mo powders were investigated by the thermogravimetric analysis technique. The experimental results showed that there were two evident oxygen concentration gradients on the diffusion path of O(g) to surface of powders and in the solid MoO layer formed on the surface of Mo powders, respectively. Therefore, the oxidation and evaporation rates of Mo were thought to be influenced by oxygen diffusion rates in the gas phase and the solid MoO layer.
唐澤 英年; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
SA時に炉内で放出される過飽和分の蒸気はモノマーとなり、均一または不均一の核形成によりクラスターが生成する。そして、一次系内でクラスター同志のブラウン凝集によりエアロゾルが成長する。SAMPSONを用いたPhebus-FPT1試験解析において、この核形成-エアロゾル成長モデルの妥当性を検討した。
内田 俊介; 逢坂 正彦; 唐澤 英年; 木野 千晶*
no journal, ,
先に報告した線量率変換係数(副題7)を用いた逆解析により、福島第一原子力発電所1-3号機サプレッションチェンバー(S/C)及びドライウェル(D/W)下部におけるCs量を求めた。シビアアクシデント(SA)解析コードによる順解析の結果と比較し、以下の点を明らかにした。(1)1号機ではA, B両系統でD/W CAMSの線量率測定値に差異が見られたが、washing-out効果の偏在化を仮定することにより、すべての号機で逆解析を行うことができた。(2)1号機ではD/W下部及びS/CのCs量の逆解析と順解析の結果に差異は見られなかった。(3)2, 3号機では、逆解析によるD/W下部のCs量は順解析による値を1桁以上上回った。(4)燃料デブリ取出し等の際に原子炉格納容器内における核分裂生成物の分布評価へのSA解析コードの適用には十分な配慮が必要と考える。
内田 俊介; 逢坂 正彦; 唐澤 英年; 木野 千晶*
no journal, ,
S/CおよびD/W主要部位に存在する主要核種からCAMS位置での線量率を求めるための線量率変換係数を求めた。この変換係数を用いた逆解析により、福島第一原子力発電所各号機のS/C水中の
Cs量を求めた。この解析により、以下の点が明らかにされた。(1)1号機ではS/CへのCsの移行率が3号機の2倍強と大である。(2)1号機では事故後S/C気相部壁面への移行が顕著で、長時間かけて水相に移行するが、3号機では気相部への移行は観測されない。上記(1)については、Csの化学形態の差異によるものと推定するが、(2)の気相への移行率の差異についてはまだ原因は同定できていない。
唐澤 英年; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
CsOH蒸気濃度等が与える影響を評価可能とするために開発した化学吸着モデルを組み込んだSA解析コードSAMPSONにより、福島第一原子力発電所事故時に圧力容器上部構造材に化学吸着したCs量を評価した。CsOH蒸気の濃度はMoの共存や温度降下によるエアロゾル生成により変化するため、本モデルに対する既往モデルの化学吸着量の割合は号機により変化した。これから、実機における化学吸着量評価には、既往モデルでは不十分であり本モデルの適用が必要であることが示された。
