Development of a hybrid evaluation method for long-term structural soundness of nuclear reactor buildings using monitoring and damage imaging technologies; Nuclear energy science & technology and human resource development project

前田 匡樹*; 田邉 匡生*; 西脇 智哉*; 青木 孝行*; 堂埼 浩二*; 西村 康志郎*; 藤井 翔*; 上野 文義; 田中 章夫*; 鈴木 裕介*; et al.

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

This study develops assessment methods necessary to obtain a long-term structural integrity outlook for reactor buildings that suffered from the 2011 Great East Japan Earthquake disaster in which access to the site was extremely limited due to high radiation dose rates and high contamination. It is one of the "Nuclear science and technology and human resource development promotion projects" implemented by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) International Collaborative Research Center for Decommissioning and Environment (CLADS) in FY2021 to 2023. This paper introduces an outline and overview of the project.

Hydrogen adsorption on single-walled carbon nanotubes studied by core-level photoelectron spectroscopy and Raman spectroscopy

登倉 明雄*; 前田 文彦*; 寺岡 有殿; 吉越 章隆; 高木 大輔*; 本間 芳和*; 渡辺 義夫*; 小林 慶裕*

Carbon, 46(14), p.1903 - 1908, 2008/11

https://doi.org/10.1016/j.carbon.2008.07.041

その場放射光内殻光電子分光とラマン分光を用いて、垂直に揃ったカーボンナノチューブの原子状水素吸着が研究された。C1s内殻光電子スペクトルから単層カーボンナノチューブの炭素原子のCH結合に由来する成分を同定した。さらに、プラズモン励起が抑制されることも見いだした。これは水素吸着が結合を改質することを示唆している。単層カーボンナノチューブのラマンスペクトルからは、ラジカル呼吸モードの強度が水素吸着誘起結合改質によって減少することがわかった。さらに、小さな直径の単層カーボンナノチューブの方がその減少がより大きい。これらの結果から、水素吸着はspからspへの結合改変をもたらし、また、それは単層カーボンナノチューブの直径に依存することがわかった。

2次元格子計算による核特性評価

佐藤 理*; 前田 章雄*

JNC TJ9400 2003-008, 139 Pages, 2003/03

JNC-TJ9400-2003-008.pdf:3.49MB

高速炉の燃料集合体の格子計算では燃料ピンやラッパ管の非均質構造の扱いが重要であるが、その正確なモデル化には二次元格子計算が必要である。 サイクル機構で開発中の新SLAROMコードでは二次元格子計算機能を整備しており、本研究ではその検証と二次元格子計算の効果を確認した。 検証は中性子束、集合体平均断面積(セル平均断面積)をGMVPコードによるモンテカルロ計算で得られた結果と比較することによって実施した。六角配列集合体(IGT=13)の機能の確認には「常陽」燃料集合体の水平断面を模擬した二次元モデルを用い、平板集合体(IGT=8)の機能の確認には、ZPPR-9のSCF及びDCFセルの水平断面を模擬した二次元モデルを評価対象とした。 この結果、六角配列集合体に関してはモンテカルロ計算と統計誤差の範囲で一致することが判り、新SLAROMでの二次元衝突確立計算の妥当性が確認された。平板集合体の二次元衝突確立計算に関しては、ナトリウムの共鳴(24keV)以下のエネルギーで、吸収断面積及び核分裂中性子生成断面積が新SLAROMの方が最大20%程度大きくなっており、更なる検討が必要である。 また、CITATIONコードにより、新SLAROMで一次元モデル及び二次元モデルで計算された集合体平均実効断面積を用いた炉心計算をそれぞれ行って、その相違を調べた。その結果、炉心燃料集合体よりも、径方向ブランケット集合体の平均断面積に一次元/二次元モデルによる相違が大きく現れることが判った。これは、集合体内のピン数(及びピンのサイズ)の相違によるものと考えられる。すなわち、ピン数の少ない径方向ブランケットの方が、一次元近似による影響を受けやすいためと考えられる。

Research activities on advanced nuclear fuel cycle in NUCEF

鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。

Creep failure of reactor cooling system piping of nuclear power plant under severe accident conditions

茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06

高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。

TIG溶接法によるアルミニウム合金溶接部の欠陥低減化技術

前田 彰雄; 大場 敏弘; 菊池 博之; 柴田 勝之

JAERI-Tech 2001-003, 48 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2001-003.pdf:5.95MB

アルミニウム合金は、研究炉や試験炉の構造材料として使用実績が高い。しかし、材料強度に関するデータが少なく、研究炉等における構造強度評価のために材料データ特に、溶接の強度データが必要である。そのため、母材と溶接部の諸性質を知る目的として、構造材であるA5052及びA6061について、各種の材料試験が実施された。工作課は、試験に使用する溶接継手板の製作に協力し、JIS-Z3105アルミニウム平板突合わせ溶接部の放射線透過試験の判定基準1類を満足する溶接継手板の製作を目標に、溶接施工法の検討と改良を主眼として技術検討を行った。本報告は、これらの溶接施工の問題点及び欠陥対策について、検討改良を行い、欠陥の極めて少ない溶接施工を行った技術資料としてまとめたものである。

Modeling of hot tensile and short-term creep strength for LWR piping materials under severe accident conditions

原田 雄平*; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-2000-015

シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、SUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

Effect of microstructure on failure behavior of light water reactor coolant piping under severe accident conditions

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.923 - 933, 1999/10

https://doi.org/10.3327/jnst.36.923

軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09

NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。

Metallurgical study of failed specimen and piping under LWR severe accident conditions

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.171 - 175, 1999/07

https://doi.org/10.11484/jaeri-conf-99-005

配管信頼性実証試験では、シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管の耐性を明らかにするための配管高温付加試験を実施している。配管試験体から切り出した試験片を用いた引張り試験及びクリープ破断試験を行っている。引っ張り試験及びクリープ破断試験の結果に基づいて、316ステンレス鋼の降伏応力、引っ張り強さ及びクリープ破断時間の応力及び温度依存性に関する相関式を導出した。クリープ破断時間については、800C以下の温度領域ではNorton則、800Cを越える場合はNorton則を改良することにより試験結果を再現できることが明らかになった。内圧により発生する配管試験体外面における周方向応力と流動応力を比較した。流動応力と破損した配管試験体の外面周方向応力が同程度になった。このことは、原子炉冷却系配管破損の有無を評価する上では、流動応力が有効な指標になり得ることを示すものと考えられる。破断した試験片及び配管試験体の観察では、応力の増大により炭化物の析出及び成長が促進されること、960C程度の温度になると析出した炭化物が再固溶により消失すること、亀裂が金属組織の結晶粒界から発生していることが判明した。