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山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 加治 芳行
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.21 - 30, 2016/09
我が国では、軽水炉の事故耐性を向上させるために、新しい材料及び概念で設計された燃料棒、チャンネルボックス、制御棒を開発してきている。事故耐性燃料や燃料以外の要素部材を効率的かつ適切に導入するためには、基盤となる実用的データを蓄積するだけでなく、技術成熟度を考慮するとともに、知見が不足している部分を認識し、設計・製造のための戦略を構築する必要がある。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省(METI)の平成27年度委託事業において、前述の技術基盤を整備し、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の既存軽水炉への導入に向けた研究計画案を策定した。技術基盤の整備には、軽水炉におけるジルコニウム合金の商用利用の経験を活かすことが有効である。そのため、JAEAは、本METI事業を、これまでの事故耐性燃料開発に携わってきた国内プラントメーカー,燃料製造メーカー,研究機関,大学等と協力して実施した。本論文では、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の技術基盤整備のために実施した本プロジェクトに関して、主だった結果を報告する。
永瀬 文久; 石川 淳; 倉田 正輝; 吉田 啓之; 加治 芳行; 柴本 泰照; 天谷 政樹; 奥村 啓介; 勝山 仁哉
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.711 - 720, 2013/09
福島第一原子力発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには事故の進展と炉内の現状の評価が求められている。そのためには実験データの取得やモデルの改良を行い、計算コードを用いた評価の精度を高めることが必要である。原子力機構は、従来知見、福島第一の特異な状況、及び最近の実験及び解析技術の進歩を考慮し、炉内熱水力挙動、燃料集合体損傷進展、圧力容器下部ヘッド破損、事故解析に関して再検討あるいは技術開発の対象とする現象を抽出した。本論文では、再検討及び技術開発の対象とした現象、及びそれに対応する原子力機構の研究計画で得た最近の成果について紹介する。
渡辺 武志*; 津島 悟*; 山本 一良*; 富岡 修; 目黒 義弘; 中島 幹雄; 和田 隆太郎*; 長瀬 佳之*; 福里 隆一*
Proceedings of 2nd International Symposium on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment Applications (Super Green 2003), p.363 - 366, 2004/00
乾式再処理において使用される固体陰極に付着した溶融塩(LiCl-KCL)を分離,回収する方法を開発することを目的とし、メタノール,エタノール,TBPなどをモディファイヤーとして用いる超臨界二酸化炭素リーチング(SFL)法による海砂-アルカリ金属塩の混合試料からのアルカリ金属の分離挙動を調べた。抽出剤として、ジシクロヘキサノ-18C6, 18C6, 15C5を用いた。メタノールをモディファイヤーとして用いるSFL法によってLiClを分離,回収できた。クラウンエーテルを抽出剤として用いることによってKとSrを高効率に分離できることを見いだした。分離効率は15C5
18C6DC18C6の順に大きくなった。
長瀬 佳之*; 増田 薫*; 和田 隆太郎*; 山本 一良*; 富岡 修; 目黒 義弘; 福里 隆一*
Proceedings of 2nd International Symposium on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment Applications (Super Green 2003), p.254 - 257, 2004/00
超臨界二酸化炭素リーチング(SFL)法を用いた放射性廃棄物の除染法を開発している。これまでに以下のことを明らかにした。(1)ウランの分離にはTBP-HNO
錯体が、アルカリ金属の分離にはクラウンエーテルが有効な抽出剤であること。(2)SFL操作条件の中で40
80
Cの温度範囲においては高温であるほど、1540MPaの圧力範囲では低圧であるほどウランの分離効率が高いこと。(3)抽出剤であるTBP-HNO錯体を含む超臨界二酸化炭素中においてステンレス鋼(SUS316)が腐食せず安定であること。
根本 義之; 加藤 仁; 加治 芳行; 永瀬 文久
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所において発生したと考えられている炉心溶融に起因する圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価し、炉内状況や破損個所の推定等に寄与することを目的として、原子力機構では有限要素法(FEM)による当該事象の解析評価研究を行っている。その際、炉心溶融物の挙動を熱流動解析で評価し、その結果を境界条件として圧力容器下部ヘッドの構造解析を行う、熱流動・構造連成解析を行っているが、その構造解析においては、過去の単軸試験によって取得された材料物性データを入力データとして使用している。ここで特に破損個所となった可能性が高いと考えられている、制御棒案内管と下部ヘッドの接続部近傍等、複雑な形状の部位では、多軸応力条件下での材料の変形挙動を考慮する必要がある。そのため多軸応力条件下での材料の変形挙動解析への単軸試験で取得した材料物性データの適用性について検討しておくことが必要である。そこで本研究では構造材料の高温での多軸応力試験として内圧クリープ試験を行い、またそのFEM解析を単軸試験で取得した材料物性データを入力して実施し、それらの結果について検討を行った。講演ではその詳細について議論する。
加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 阿部 陽介; 永瀬 文久
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所における過酷事故進展及び炉内状況の推定に役立てることを目的として、溶融燃料の落下に伴う原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価するための研究を進めている。本講演では、解析に必要な原子炉圧力容器構成材料の高温引張・クリープデータ等の材料特性データや熱流動解析及び熱流動・構造連成解析に用いる下部ヘッド詳細解析モデルについて説明するとともに、種々の事故シナリオにおける熱流動・構造連成解析を行い過酷事故時の原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価した結果の例を紹介する。
加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 阿部 陽介; 永瀬 文久
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所における過酷事故進展及び炉内状況の推定に役立てることを目的として、溶融燃料の落下に伴う原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価するための研究を進めている。本講演では、解析に必要な原子炉圧力容器構成材料の高温引張・クリープデータ等の材料特性データや熱流動解析及び熱流動・構造連成解析に用いる下部ヘッド詳細解析モデルについて説明するとともに、種々の事故シナリオにおける熱流動・構造連成解析を行い過酷事故時の原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価した結果について発表する。
永瀬 文久; 吉田 啓之; 根本 義之; 天谷 政樹; 山下 真一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置を適切かつ確実に行うためには、事故進展と炉内状況の推定の精度を高める必要がある。このことは、シビアアクシデント防止及び緩和に関する既存炉の安全対策の有効性を確認するためにも、さらに我が国が事故事象を高精度で再現する予測手法を準備するためにも重要である。このため原子力機構は、BWRにおける炉内熱水力挙動、燃料損傷及び崩落過程、構造材及び圧力容器挙動、事故解析、下部支持板と下部ヘッド間の下部プレナムにおける溶融物移動などに関する研究及び開発を実施している。本報告では、主な研究の進捗及び成果について述べる。
加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 阿部 陽介; 根本 義之; 永瀬 文久
no journal, ,
公開文献に基づいて、制御棒案内管の圧力容器下部ヘッド貫通部の溶接部も考慮した圧力容器下部ヘッド解析モデルを構築した。本報告では、種々のシナリオにおけるBWR圧力容器下部ヘッドの破損挙動を熱流動・構造シミュレーションにより検討した結果について報告する。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 加治 芳行
no journal, ,
軽水炉では、ジルコニウム(Zr)合金が被覆管のほか炉心の様々な部材として使用されているが、東京電力福島第一原子力発電所事故を契機に、設計基準事故を超えた場合においても、炉心溶融を含む大規模炉心損傷や多量の水素発生を生じにくくする、あるいはそれらの事象の影響を緩和する、燃料棒構成材料や制御棒、いわゆる「事故耐性」を高めた新型燃料部材に対する関心が高まってきている。日本原子力研究開発機構では、国内外における「事故耐性」を高めた新型燃料部材の研究開発に対する関心の高まりを踏まえて、平成27年度より経済産業省資源エネルギー庁からの事業を受託し、Zr合金被覆管等の開発及び利用にかかわる経験、知識及びノウハウを有する国内の燃料メーカー, プラントメーカー、あるいは先進材料の研究開発に関する経験、知識を有する大学, 研究機関と共に、「事故耐性」燃料の実用化に向けたR&Dプログラムを平成27年度に策定し、具体的な研究開発に着手した。本発表では、「事故耐性」を高めた新型燃料部材の既存軽水炉への導入に向けた技術基盤整備を目的に、現在受託事業として実施している実用化プログラムについて概略を紹介する。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 加治 芳行; 永瀬 文久
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所で生じた炉心溶融に伴う圧力容器下部ヘッドの破損挙動の把握を目的とした研究開発を進めている。本報告では、有限要素法を用いた下部ヘッド破損解析の概要、解析に必要な材料特性取得のための高温引張・クリープ試験装置、及び本装置で得られた高温クリープデータ等について報告する。
永瀬 文久; 吉田 啓之; 加治 芳行; 天谷 政樹
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置を適切かつ確実に行うためには、事故進展と炉内状況の推定の精度を高める必要がある。このことは、シビアアクシデント防止及び緩和に関する既存炉の安全対策の有効性を確認するためにも、さらに我が国が事故事象を高精度で再現する予測手法を準備するためにも重要である。このため原子力機構は、BWRにおける炉内熱水力挙動、燃料損傷及び崩落過程、構造材及び圧力容器挙動、事故解析、下部支持板と下部ヘッド間の下部プレナムにおける溶融物移動などに関する研究及び開発を実施している。本報告では、主な研究の進捗及び成果について述べる。
永瀬 文久; 吉田 啓之; 根本 義之; 天谷 政樹; 山下 真一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所での廃止措置を適切にかつ安全に進めるためには、事故の進展や炉内状況に関する推定精度を向上させる必要がある。また、既存の軽水炉についてもシビアアクシデント進展評価手法の改良を進めることが必要である。このため、シビアアクシデント条件下での炉内熱流動、燃料損傷及び崩落過程、構造材料及び圧力容器挙動、核分裂生成物の放出及び移行等に関し、原子力機構は基礎研究を実施している。本報告においては、それらの基礎研究の概要と最近の成果を報告する。