検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 126 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 1; Overview

加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 5; Investigation of cooling effects of SFP spray and alternate water injection with MAAP code

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)で冷却機能喪失事故あるいは冷却材喪失事故が発生した場合、使用済燃料の冷却性確保の観点から、SFPに注水してプール水位を維持する必要がある。本講演では、別途提案した空気中Zr酸化反応モデルを新たに組み込んだMAAPコード5.05ベータを使用してSFPを対象とした事故進展解析を実施し、SFPスプレイおよび代替注水実施時の燃料冷却効果を評価した結果について報告する。SFPスプレイの評価においては、崩壊熱、スプレイ水の燃料集合体にかかる割合、スプレイ水滴の直径、スプレイ開始時間を解析パラメータとして用いた。使用後4ヶ月冷却した燃料を格納したSFPに、12.5kg/s (200GPM)のスプレイをSFP冷却水喪失後4時間後から使用し、その際のスプレイ水の30%が燃料集合体にかかると想定した場合、燃料被覆管の最高温度は1000K以下に抑えることができ、被覆管の破損が防げることが示された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 6; Analysis on oxidation behavior of fuel cladding tubes by the SAMPSON code

森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだ空気中Zr酸化反応モデルの機能確認のために、既存の酸化モデルと、本研究で開発した酸化モデルを用いて、米国サンディア国立研究所の実施したBWR燃料集合体モックアップの空気中酸化試験の解析を行った。検証解析の結果に基づき、酸化反応モデルの違いが燃料棒温度変化の解析結果に及ぼす影響及び使用済燃料プール事故時の初期水位が酸化反応挙動に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 7; Analysis on effectiveness of spray cooling by the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 永武 拓; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)での事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだスプレイ冷却モデルの機能確認のため検証解析を実施した。また実機におけるスプレイ流量が燃料棒温度変化に及ぼす影響評価や、効率的なスプレイ冷却の手法に関する評価等を行なった。その結果、SFPの真上からスプレイを降らせることにより、冷却水損失で大気中に露出した燃料集合体の冷却を有効に行なうことができ、燃料の破損を防ぎ得ることが示された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 8; Safety margin of spent fuel in large LOCA event by the simple assessment method

染谷 崇之*; 千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

新規制基準の下、電力各社ではSFP冷却水損失事故時の安全評価を簡易な手計算で実施しているが、その安全裕度に関しては十分な議論がなされていない。そのため、本研究ではCFD解析によるSFP冷却水損失事故の詳細評価を実施し、簡易な手計算での評価結果と比較を行った。その結果、簡易な手計算ではCFD解析に比較して100$$^{circ}$$C程度、事故時の燃料の最高温度を高く評価することが明らかになった。

論文

Evaluation of the effect of spent fuel layout on SFP cooling with MAAP5.04

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之

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

福島第一原子力発電所の事故を受けて、日本の電力事業者は原子力規制庁より使用済み燃料プール(SFP)の安全性向上のための対策を自主的に行うことを求められている。SFP安全対策において最も重要なのはプールの水位を保つことにより冷却性を担保し、燃料破損及び再臨界を防止することである。そのために事業者らが導入しているものとしては、例えばスプレイ冷却システムや、代替注水システム、また燃料配置において出力の高い燃料と低い燃料を1対4、1対8などの比率でチェッカーボード状に配置する手法、などが挙げられる。本研究ではこのうち特に燃料配置手法の有効性について、MAAP5.04を用いた解析により評価することとした。

論文

Influence of the air/steam mixing ratio in atmosphere on zirconium cladding oxidation in spent fuel pool accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

使用済み燃料プールの冷却水損失事故に対応するためには、事故時に想定される空気中または空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルコニウム被覆管の高温酸化挙動の把握が重要である。本研究では空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルカロイ2及び4の酸化試験を行い、混合比の影響について600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$Cの温度域での評価を行った。その結果、ジルカロイ2は900$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$C、ジルカロイ4は800$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの範囲で、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化速度が乾燥空気中や水蒸気中よりも速くなった。この傾向は酸化層に割れが入った、酸化過程の後半において、より顕著に見られた。この結果は、使用済み燃料プール事故解析を目的とした酸化モデルの構築においては、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動の考慮が重要であることを示していると考えられる。

論文

Creep damage evaluations for BWR lower head in severe accident

勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 逢坂 正彦

Transactions of 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/08

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、重大事故時の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を整備した。本研究では、事故シナリオの違いを想定し、溶融デブリの深さや発熱位置の違いが破損位置に及ぼす影響について評価した。その結果、BWR下部ヘッドの破損やデブリの流出は、貫通部における制御棒案内管やスタブ管で生じることを示した。

論文

Investigation of Zircaloy-2 oxidation model for SFP accident analysis

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05

AA2016-0383.pdf:0.86MB

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。

論文

使用済み燃料プール事故条件での燃料被覆管酸化挙動

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*

材料と環境, 66(5), p.180 - 187, 2017/05

使用済み燃料プール(SFP)の冷却不全または冷却水損失による重大事故が発生した場合、使用済み燃料被覆管は空気中に露出し、崩壊熱による温度上昇が起こる。そのため空気中での被覆管の高温酸化の研究を行うことがSFPの安全性評価のために重要である。本研究では、燃料被覆管材料であるジルカロイ2(Zry2)およびジルカロイ4(Zry4)を用いて、温度および空気の流量を変化させた条件における熱天秤による酸化試験を行った。熱天秤の試験では試験温度の上昇に伴い酸化速度が上昇する傾向が見られたが、使用済み燃料ラック内でSFP事故時に想定される空気の流量範囲では、Zry2の場合は950$$^{circ}$$C以下、Zry4の場合は1050$$^{circ}$$C以下で明らかな流量の影響は見られなかった。一方、それ以上の温度では、流量が高い場合に酸化速度が顕著に速くなる傾向が見られ、その傾向は温度が高いほど顕著に現れた。空気中における酸化過程の詳細検討のため、酸化試験後、酸化層の詳細観察を行い、重量変化データとの比較を行った。その結果、重量変化は表面酸化膜の割れ以前の過程では、試料表面での緻密な酸化膜の成長に依存し、表面酸化膜の割れ以降の過程では、酸化膜の割れの下層での多孔質な酸化層の成長に依存することが明らかになった。

論文

Failure evaluation analysis of reactor pressure vessel lower head in BWR due to severe accident

加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 逢坂 正彦

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

BWR下部ヘッドの形状の複雑さによる不均一な温度や応力分布を求めるために、制御棒駆動系配管やシュラウドサポートも考慮した圧力容器下部ヘッドの詳細3次元モデルを構築し、汎用有限要素法コードANSYS Fluent/Mechanicalを用いて溶融プールの3次元熱流動解析及び下部ヘッドのクリープ変形解析を実施した。その結果、BWR下部ヘッドの内面からの溶融と外面からのクリープが重畳する破損が生じる可能性が示唆された。

論文

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。

論文

シビアアクシデント時の使用済み燃料プールスプレイ冷却効果に及ぼす二相流挙動の可視化研究

永武 拓; Liu, W.; 上澤 伸一郎; 小泉 安郎; 柴田 光彦; 吉田 啓之; 根本 義之; 加治 芳行

混相流シンポジウム2016講演論文集(USB Flash Drive), 2 Pages, 2016/08

福島第一原子力発電所事故においては、電源の喪失による使用済み燃料プール(SFP)の冷却系の停止により、水位の低下に伴う燃料の破損が懸念された。これを受け、冷却手段を失った際の対策として、可搬式スプレイによる冷却手段の確保が、その妥当性の評価等を含めて求められている。可搬式スプレイによるSFP中の燃料の冷却はこれまで十分には検討されていないため、冷却の妥当性の確認、運用方法の最適化等のための冷却性能の評価が必要となる。本研究では、冷却性能評価手法開発の一環として、燃料集合体の上部及び内部におけるスプレイ水の挙動に着目し、解析コード開発の実施及び現象把握や検証データ取得のための実験を計画している。本報告では、コード開発及び実験において重要な評価項目として考えられている、スプレイ水の燃料集合体内への侵入を阻害する気液対向流制限(CCFL)条件の評価及び可視化方法の確認を目的とした予備試験の結果について述べる。

論文

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

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。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による磁気特性変化に関する研究

根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行; 欅田 理*

保全学, 14(4), p.83 - 90, 2016/01

これまで中性子照射したオーステナイトステンレス合金の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)感受性と、渦電流法,交流磁化法で測定した磁気データの間に相関性があることを報告してきた。この相関性のメカニズムを検討するため、本研究では当該試験片の微細組織観察を行い、結晶粒界に沿った強磁性のパーマロイ(FeNi$$_{3}$$)の生成を確認した。この結果から照射による磁気特性変化の原因は結晶粒界での照射誘起の磁性相生成によるものであり、IASCC感受性と磁気データの相関に関連しているものと考えられる。また高感度,高位置分解能の新規センサープローブの開発を行い、SUS304オーステナイトステンレス鋼照射材の磁気測定に適用した。SUS304の試験片には照射前からフェライト相が存在していたため、照射後の材料の磁気測定に悪影響を及ぼす可能性が懸念されたが、実験結果においては照射量に依存した磁気データの上昇が捉えられた。そのため本研究で開発した磁気測定の技術は照射前からフェライト相を含むオーステナイトステンレス鋼照射材にも適用可能であることが示されたと考えられる。

論文

使用済み燃料プール事故時の燃料被覆管の酸化挙動に関する研究

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

腐食防食協会第62回材料と環境討論会講演集(CD-ROM), p.23 - 24, 2015/11

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度勾配及び予備酸化皮膜の影響に関する知見を得た。

論文

オーステナイトステンレス鋼の中性子照射による磁気特性変化に関する研究

根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行

日本保全学会第12回学術講演会要旨集, p.105 - 112, 2015/07

これまで原子炉構造材として使用されるオーステナイトステンレス鋼の中性子照射に基づく材料劣化をき裂等の発生以前の予兆段階で渦電流法、交流磁化法等の磁気的手法により検知する技術開発に関連した研究成果を報告してきた。SUS304等の材料では照射以前から材料中に存在するフェライト相等の磁性相からの磁気信号が、照射による磁気変化の検知を阻害する可能性が考えられるため、本研究では、SUS304照射材の磁気測定を行い、照射量に依存した磁気変化が検知可能であることを確認した。また粒界割れ等の材料劣化と磁気データの相関に関与すると考えられる、照射材の結晶粒界での磁性相生成を透過型電子顕微鏡観察により確認した。以上の成果を報告する。

論文

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。

126 件中 1件目~20件目を表示