核燃料再処理施設におけるグローブボックス用グローブの物性調査; 定期交換したグローブの物性と使用可能年数の推測

山本 昌彦; 西田 直樹; 小林 大輔; 根本 良*; 林 宏幸*; 北尾 貴彦; 久野 剛彦

JAEA-Technology 2023-004, 30 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-004.pdf:1.94MB

日本原子力研究開発機構の東海再処理施設において核燃料物質の取り扱いに使用するグローブボックス用グローブ(以下、「グローブ」という。)は、内部規則にて使用期限が定められており、グローブボックスに取り付け後、異常の有無に係わらず最長4年で交換している。一方、グローブの材質は合成ゴムであることから、使用環境(使用頻度、薬品、放射線量等)によってその劣化度合は異なる。そこで、本件では使用環境毎にグローブを分類し、その物性値を測定すること等により、グローブの劣化状況に応じた使用可能年数の技術的評価手法を確立するとともに、グローブの使用可能な年数を推測した。外観上の異常もなく定期交換したグローブについて、測定した物性値は、新品のグローブの納品時に確認している受入基準値を満足し、新品のグローブと同等の物理的特性を有していることが分かった。このため、使用期限を迎えたこれらグローブは、新品のグローブの最長使用年数である4年を追加した合計8年間の使用が可能であると考えられた。また、グローブの物性値と使用年数をプロットして外挿線を作成した結果、使用年数8年における物性値は、過去にグローブの破損等が報告されている物性値よりも安全側の値を示し、非管理区域の倉庫にて8年及び23年間保管した長期保管グローブの物性値と有意な差は見られなかった。これらより、東海再処理施設におけるグローブの最長使用年数は8年と設定した。なお、グローブの点検頻度、項目は従来の実施内容から変更せず、異常が確認されれば使用年数に関係なく速やかに交換される管理であることから、使用年数を8年に延長した場合でもグローブ使用に伴う安全性の低下(リスクの上昇)は生じない。また、使用年数の延長に伴い、グローブの購入費、グローブ交換等の作業労力、廃棄物発生量を従来よりもそれぞれ約4割低減させることができ、定期のグローブ交換に伴う汚染発生のリスク、作業者の被ばくのリスクも低減され、グローブ管理の効率化・合理化が図られた。

Experimental investigation of spray cooling behavior in 44 simulated fuel bundle

永武 拓; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.320 - 333, 2023/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2096146

福島第一原子力発電所事故において、使用済み燃料プールの冷却機能喪失により使用済み燃料の破損が懸念された。事故後、使用済燃料プールシビアアクシデント時において使用済み燃料プールの冷却に関する対応が求められている。この対策として可搬式スプレイを用いた冷却が考案されており、可搬式スプレイによる冷却性能評価が必要となっている。本報では、スプレイ冷却に関する知見及び冷却過程データ取得のための試験として、44模擬燃料集合体を用いたスプレイ冷却における集合体内温度分布データの取得を実施した結果について報告する。

Neutron reflectometry-based structural analysis of an aligning agent additive for the alignment of nematic liquid crystals on solid substrates

根本 文也*; 山田 悟史*; 日野 正裕*; 青木 裕之; 瀬戸 秀樹*

Soft Matter, 18(3), p.545 - 553, 2022/01

https://doi.org/10.1039/D1SM01355F

Surface aligning agents, such as amphiphilic surfactants, are widely used to control the initial alignment of nematic liquid crystals (NLCs) in liquid crystal displays (LCDs). Generally, these agents are first coated on a substrate prior to NLC introduction. When mixed with NLCs, long alkyl chain amphiphilic agent additives may control the NLC alignment without requiring pretreatment because they may spontaneously form an adsorbed layer at the solid-NLC interface. These self-assembled layers (SALs) appear promising in the effective control of the initial alignment of LCDs. However, direct observation of the adsorbed layer structure in contact with the NLCs is challenging due to probe limitations. Furthermore, the areal densities and alignments of the amphiphiles adsorbed from NLCs at the solid-NLC interface are not previously reported. Herein, the structure of the surface aligning agent -hexadecyltrimethylammonium-d bromide (d-CTAB) was investigated at the silicon-NLC interface using neutron reflectometry (NR), which indicated that the CTAB self-assembled as a monolayer, with its alignment dependent on the amphiphile concentration. At low amphiphile concentrations, the alignment of the SAL and NLCs was parallel to the substrate. With increasing amphiphile concentration, the number of amphiphiles attached to the substrate increased within the framework of the Gibbs monolayer, with the alignment of the amphiphiles and NLCs becoming perpendicular to the substrate. The experimental setup used here is comparable to those of more natural systems, such as those found in the alignment of NLCs in LCDs.

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 友貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

Network system operation for J-PARC accelerators

上窪田 紀彦*; 山田 秀衛*; 佐藤 健一郎*; 菊澤 信宏; 山本 昇*; 吉田 奨*; 根本 弘幸*

Proceedings of 16th International Conference on Accelerator and Large Experimental Physics Control Systems (ICALEPCS 2017) (Internet), p.1470 - 1473, 2018/01

https://doi.org/10.18429/JACoW-ICALEPCS2017-THPHA047

J-PARC加速器制御用のネットワークシステムは、2005年以来10年以上運用されてきた。加速器制御ネットワークは、J-PARCの3加速器(リニアック, 3Gevシンクロトロン, MR)と3実験施設(物質・生命科学実験施設,ニュートリノ実験施設,ハドロン実験施設)をカバーし、エッジスイッチの総数は約250である。その全体構成(光ネットワーク網)、冗長機能、VLAN構成、について現状を説明する。次に、オフィスネットワーク(JLAN)と加速器制御ネットワークとの関係について説明する。2つのネットワークの間にFirewallを導入して直接通信を禁止する一方で、双方から制限付きで通信できる別ネットワークを設定した。この手法で、アクセス制限(セキュリティ)と接続性(利便性)の両立を図っている。また、J-PARC加速器制御システムのセキュリティ運用について説明する。オフィスネットワークからのウィルス感染を防ぐための複数のアクセス制限や、アンチウィルスソフトの端末への適用状況について解説する。

Study on spray cooling capability for spent fuel pool at coolant loss accident, 1; Research plan

Liu, W.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小泉 安郎; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/11

福島第一原子力発電所における事故を踏まえ、原子力発電所や再処理施設にある使用済燃料プールに対しては、冷却機能の喪失によるプール水位の低下に伴う、燃料の温度上昇に起因した燃料破損、再臨界等の事故発生防止のため、注水機能の強化等の安全対策が求められている。この使用済燃料プールにおける安全対策としては、可搬式スプレイによる注水が期待されているが、使用済燃料プールにおける冷却性能に関しては、評価手法が確立されていない。そこで、原子力機構では、事故時における使用済燃料プール挙動評価手法開発の一部として、スプレイ冷却性能評価手法の確立を目的とした研究を行っている。この評価手法開発においては、使用済燃料プールに保管された燃料集合体の冷却に直接関与することが考えられる気液対向流制限(CCFL)や、スプレイにより生成された液滴径がCCFL挙動に及ぼす影響などの基礎的な現象の明確化、及びコード検証用データの取得が必要である。本報では、現象の明確化、検証用データ取得のための試験を含む、本研究の計画について紹介する。

Nuclear heat supply fluctuation tests by non-nuclear heating with HTTR

稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.041001_1 - 041001_7, 2016/10

https://doi.org/10.1115/1.4034320

高温ガス炉の熱利用系は、化学プラントメーカーの参入拡大と経済性向上のため、非原子力級として設計される。したがって、熱利用系で異常事象が生じても、原子炉の運転を続けられることが必要である。原子力機構は、異常事象後に原子炉の運転を続ける際の熱負荷変動吸収を評価するための計算コードを開発し、HTTRの運転データを用いてコードを改良してきた。しかしながら、更なるコードの改良のためには、原子炉入口冷却材温度の変動に対応する炉側部金属及び炉心支持黒鉛構造物の過渡温度挙動に関するデータが不足していた。そこで、HTTRを使った核熱供給変動試験を、熱的効果に焦点を絞った非核加熱運転で実施した。試験では、冷却材ヘリウムガス温度をガス循環機の圧縮熱によって120Cまで加熱し、新しい試験手順を考案することによって17Cの十分高い温度変動を核出力のない理想条件下で原子炉入口冷却材に加え、炉側部金属及び炉心支持黒鉛構造物の温度応答を調べた。試験結果は、炉側部金属の温度応答が炉心支持黒鉛構造物より速いことを予測通り適切に示した。また、炉側部金属による熱負荷変動吸収のメカニズムを明らかにした。

Development of failure evaluation method for BWR Lower head in severe accident; Creep damage evaluation based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00682_1 - 15-00682_12, 2016/06

http://doi.org/10.1299/mej.15-00682

既存のシビアアクシデント(SA)解析コードでは、溶融燃料の移行に伴う原子炉圧力容器(RPV)破損を簡易的なモデルで評価している。しかしながら、東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、SA時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法の開発を進めている。本研究では、SA時のRPV下部ヘッドの破損部位や時間を推定するため、RPV下部ヘッドを模擬した詳細三次元モデルを作成し、溶融デブリの挙動を熱流動解析により求めるとともに、応力,歪, Kachanov、及びラーソンミラーパラメータ(LMP)に基づくクリープ損傷基準を適用した弾塑性クリープ解析による評価を行った。Kachanov及びLMPに基づく評価は、実験により求めたパラメータを用いて行った。これらの結果から、BWR下部ヘッドの破損は、破損時間には大きな差があるものの、その部位は貫通部のみであることを示した。

J-PARCリニアックにおけるACS空洞の運転状況

根本 康雄; 田村 潤; 伊藤 崇; 森下 卓俊; 平野 耕一郎; 近藤 恭弘; 小栗 英知; 杉村 高志*; 南茂 今朝雄*; 青 寛幸*

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1101 - 1104, 2015/09

J-PARCリニアックでは、環結合型空洞を用いたビーム運転を開始して約1.5年が経過した。長期運転によるコンディショニング効果によって、空洞内の真空圧力はビーム運転で要求されるより十分低い110Pa程度まで下がり、RFトリップ回数についても順調に減少している。現在この環結合型空洞は、J-PARC加速器の稼働率に大きな影響を与えることなく安定に運転している。運転を開始してからこれまでの間に、このビームラインで使用しているアルミ製チェーンクランプの破損によって、突発的な真空リークが5回発生した。そこで同様のトラブルを未然に防ぐため、全てのアルミ製クランプをステンレス製のものに交換した。また、この環結合型空洞部では空洞間に設置しているビームモニタのボア径が周辺のビームダクトと比べて小さいため、この場所の残留放射線量が非常に高く問題となっている。今後のリニアックビーム電流増強に備え、ビーム調整に使用していないモニタについてはチタン製のダクトと交換し、特に高線量部についてはこのチタン製ダクトのボア径を拡大する等の検討を行っている。

Development of failure evaluation method for BWR lower head in severe accident, 2; Applicability evaluation of the FEM using uni-axial material data for multi-axial deformation analysis

根本 義之; 加藤 仁; 加治 芳行; 吉田 啓之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所の炉内状況の推定等に寄与するため、原子力機構では、炉心溶融物の熱流動解析と構造解析を連成させ、圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価する研究を行っている。この構造解析では過去の単軸試験による材料物性データを用いる。しかし、特に複雑な形状の部位では、多軸応力条件下での変形挙動を解析することになる。このため、多軸応力条件下の構造解析に対する、単軸試験により得られた材料物性データを用いた解析モデルの適用性について検討する必要がある。本論文では、多軸応力試験として高温での内圧クリープ試験を行うとともに、単軸試験による材料物性データを用いて有限要素法(FEM)解析を実施し、両者の結果を比較することで、その妥当性を検討した。