Axial variations of oxide layer growth and hydrogen uptake of BWR fuel claddings under steam starvation conditions

坂本 寛*; Adachi, Mika*; 徳島 二之*; 青見 雅樹*; 柴田 裕樹; 永江 勇二; 倉田 正輝

Zirconium in the Nuclear Industry; 20th International Symposium (ASTM STP 1645), p.411 - 432, 2023/11

https://doi.org/10.1520/STP164520220043

Steam oxidation tests under steam-starved and non-steam-starved conditions were conducted up to 1573 K using prototypic BWR fuel assembly (four fuel pins and fuel channel box) with approximately 750 mm length. Significant suppression of oxide layer growth and enhancement of hydrogen uptake were found at the downstream positions under the steam-starved conditions. To understand the results obtained in the tests using the prototypic BWR fuel assembly, three separate-effects tests were conducted to obtain a fundamental understanding of mechanism of oxygen and hydrogen uptake and its axial variations and evaluation of hydrogen solubility in oxygen-dissolved Zircaloy-2. It is retrieved that the fuel channel box contributes to the axial variations of oxide layer growth and hydrogen uptake of the fuel pins by acting as a source of hydrogen and a sink of oxygen. The evaluation of hydrogen uptake and release requires a detailed estimation of steam oxidation with time at each elevation.

大洗研究所における放射性廃棄物の放射能濃度評価手法確立に係る取り組み; 令和2年度活動報告書

朝倉 和基; 下村 祐介; 堂野前 寧; 阿部 和幸; 北村 了一; 宮越 博幸; 高松 操; 坂本 直樹; 磯崎 涼佑; 大西 貴士; et al.

JAEA-Review 2021-020, 42 Pages, 2021/10

JAEA-Review-2021-020.pdf:2.95MB

原子力の研究開発施設から発生する放射性廃棄物の処理処分は、取り扱う核燃料物質や材料が多種多様なこと等を踏まえ、放射能濃度を求める必要がある。大洗研究所は、廃棄物を処理する施設のみならず、廃棄物を発生させる施設も含め、埋設処分を見据えた検討に着手している。本報告書は、大洗研究所内で発生する放射性廃棄物の埋設処分に向けて、主要課題のひとつである放射能濃度評価手法について、令和2年度の検討結果を取りまとめたものである。

High temperature oxidation test of simulated BWR fuel bundle in steam-starved conditions

山崎 宰春; Pshenichnikov, A.; Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; 徳島 二之*; 青見 雅樹*; 坂本 寛*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 8 Pages, 2018/10

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-HO/sec/rodという単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータといて用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられているg-HO/sec/rodという規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、実機を模擬したBWRバンドル試験体を用いて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

Analytical study of the applicability of FeCrAl-ODS cladding for BWR

高野 渉*; 草ヶ谷 和幸*; 後藤 大輔*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

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

http://www.wrfpm2017.org/upload/draft_file/F-032-PD1.pdf

事故耐性燃料の一つである酸化物分散強化したFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS)に着目した。FeCrAl-ODSは、BWRに適用できる見通しはあるものの、相対的に高い中性子吸収が補償されなければならない。我々は、中性子経済性に対するインパクトを減らすための薄肉FeCrAl-ODS被覆管を設計し、薄肉FeCrAl-ODS被覆管で構成される99型先進沸騰水型軽水炉(ABWR)バンドルを装荷した時の、炉心の特性を評価した。ウォーターロッドやチャンネルボックスにも薄肉FeCrAl-ODSを適用した。解析の結果、FeCrAl-ODS炉心反応度は、UO燃料を上限の5wt%までウラン濃縮度を増加させることで十分な値が得られることを確認した。さらに、幾つかの代表的なFeCrAl-ODSの炉心特性をジルカロイ炉心の時と比較し、通常時及び過渡時の薄肉FeCrAl-ODS被覆管の熱機械的挙動は許容できる範囲にあることも確認した。これらの結果から、本研究の解析条件の範囲においては、FeCrAl-ODSがBWRに適用できると結論される。

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

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

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

スペーサによる流路断面変化が流体挙動に及ぼす影響に関する数値シミュレーション

北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之

可視化情報学会誌, 35(Suppl.2), p.59 - 60, 2015/09

超臨界圧水冷却炉の炉心熱設計において、燃料被覆管材料の健全性及び信頼性の観点から被覆管表面最高温度は700Cに制限されている。しかしながら、原子炉の熱効率を向上させるためには炉心出口冷却材温度を上昇させる必要があり、その結果として燃料被覆管表面温度の上昇を招くことが課題となっている。そこで、被覆管表面近傍の熱伝達率を向上させることによって燃料被覆管表面温度の低下を可能にするために、燃料被覆管表面温度が高温になる領域に対して乱れ促進用スペーサを設置することを計画した。本研究では、温度低下の妥当性を調べるために予備的なシミュレーションを行った。その結果、燃料被覆管表面温度の低下に対し、乱れ促進用スペーサが有効であること及び乱れ促進用のベーンの角度が温度低下に大きく影響することがわかった。

超臨界流体中に存在するスペーサまわりの伝熱流動に関する数値解析

北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之

日本機械学会第27回計算力学講演会論文集(CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

超臨界圧水冷却炉の熱設計を行う上で、超臨界流体の伝熱流動を正確に把握できる解析手法の整備が重要である。臨界圧力よりも高い超臨界圧の状態では、温度の上昇に伴って流体の密度は連続的に減少する。しかも、擬臨界温度近傍において密度変化の急な領域が存在し、その領域で流体の定圧比熱は極大値を示す。このような超臨界流体の特性を正確に予測するために、超臨界圧条件を模擬できる流体熱物性値を導入した解析コードの開発を行っている。これまでに乱流モデルや並列計算法についての検討を行うとともに、2つの円管流路間や4本バンドル体系でのサブチャンネル間を水平方向に移行するクロスフロー挙動を解析的に評価できることを確認した。本報では、スペーサ付き炉心燃料集合体内サブチャンネルを簡略模擬した4本バンドル体系で実施した熱流動挙動解析の結果について述べる。本研究によって、スペーサに羽根状突起を設けた場合には、突起後方で旋回流が発生しており突起の迎え角に依存する乱れの増加によって流体温度混合は促進することが明らかになった。

超臨界フレオンによる非加熱並行流路内流体混合特性に関する数値解析的研究

北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之

可視化情報学会誌, 32(Suppl.2), p.239 - 240, 2012/10

超臨界圧水冷却炉の熱設計を行ううえで、超臨界流体の伝熱流動を正確に把握できる解析手法の整備が重要である。臨界圧力よりも高い超臨界圧の状態では、温度の上昇に伴って流体の密度は連続的に減少する。しかも、任意の温度に対して密度変化の急な領域が存在し、その領域で流体の定圧比熱は極大値を示す。このような超臨界流体の特性を正確に予測するために、超臨界圧条件を模擬する流体熱物性値を導入した熱流動解析コードの開発を行っており、これまでに乱流モデルや並列計算手法の検討を行っている。本報では燃料集合体内の乱流混合に着目し、予備解析を行った結果について述べる。

Structural changes in surface and bulk LiNiMnO during electrochemical reaction on epitaxial thin-film electrodes characterized by X-ray scattering

坂本 和幸*; 平山 雅章*; 小西 宏明*; 園山 範之*; Dupr, N.*; Guyomard, D.*; 田村 和久; 水木 純一郎; 菅野 了次*

Physical Chemistry Chemical Physics, 12(15), p.3815 - 3823, 2010/04

https://doi.org/10.1039/b920271d

X線散乱法を用いて、LiNiMnOリチウムイオン電池薄膜電極の電池反応中における表面及びバルクの構造変化を追跡した。その結果、(110)面が露出した電極では、バルク構造の変化が認められたが、(003)面が露出した電極では、電極電位が3-5Vの範囲でリチウムイオンの(デ)インターカレーションが認められたかった。一方で、3Vより負になると、不可逆なインターカレーションが起こることがわかった。

Development of 7 T Cryogen-free superconducting magnet for gyrotron

広瀬 量一*; 神門 剛*; 奥井 良夫*; 宮田 斉*; 渋谷 和幸*; 尾崎 修*; 坂本 慶司

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.920 - 923, 2008/06

https://doi.org/10.1109/TASC.2008.922296

ジャイロトロン用超伝導コイルの開発結果である。室温ボアは240mm,中心磁場は7Tである。コイルは、メインコイルとガンコイル,スイープコイルで構成されており、それぞれ独立に給電される。中心磁場を0.2Tスイープできることが特徴であり、スイープ時間は10秒である。スイープコイルはACロスによるクエンチを避けるため、ニオブ3スズが使用されている。このコイルは、ジャイロトロンの周波数高速可変実験にも使用される予定である。