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Coの炉心インベントリに及ぼす燃料棒付着クラッドの影響内田 俊介*; 木野 千晶*; 手塚 健一*; 唐澤 英年*; 駒 義和; 高畠 容子
no journal, ,
プラントの運転中に燃料表面に沸騰析出していたCo、Coを、薄膜蒸発乾固モデルを用いて定量化し、燃料表面のCoの存在量がORIGEN2で求められた構造材の放射化量の約300倍に達することが示された。
木野 千晶*; 内田 俊介*; 手塚 健一*; 唐澤 英年*; 駒 義和; 高畠 容子
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故廃棄物のインベントリ推算の不確実性を低減するため、1F事故中および事故後における放射性核種による汚染メカニズムを評価可能な核種挙動モデルを開発する。
中塚 亨; 岡 芳明*; 石渡 祐樹*; 奥村 啓介; 長崎 晋也*; 手塚 健一*; 森 英夫*; 江里 幸一郎; 赤坂 尚昭; 中園 祥央*; et al.
no journal, ,
圧力容器型の超臨界圧水冷却炉は、1989年より東京大学で研究開発が進められてきており、現在、第4世代炉の一つとして、日本,欧州及び他の国で実用化に向けた研究が行われている。東京大学の概念は、熱中性子炉は「スーパー軽水炉」,高速炉は「スーパー高速炉」と呼ばれている。高速炉は、熱中性子炉と同じプラントシステムで実現可能と期待されている。経済的な高速炉体系を開発することを目的として、「スーパー高速炉」の研究プロジェクトが2005年12月から2010年3月まで東京大学を代表機関として進められ、九州大学,原子力機構,東京電力がこのプロジェクトに参加した。このプロジェクトは、(1)スーパー高速炉の概念の構築,(2)伝熱流動実験,(3)材料開発の3つからなる。本論文では、このプロジェクトで得られた成果の概要を紹介する。具体的には、(1)では東京大学による炉心核熱結合解析やシステム解析等の結果、(2)では九州大学による模擬流体を用いた熱流動実験、原子力機構による超臨界圧水を用いた熱流動実験と3次元解析コード開発の結果、また、(3)では東京大学・原子力機構によるクリープ試験,腐食試験等の材料基礎研究の結果について報告する。
木野 千晶*; 手塚 健一*; 根本 義之
no journal, ,
原子力発電所の過酷事故(SA)発生時に水素発生・炉心溶融の進展を抑制することを目的に事故耐性燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)の開発が進んでおり、PWR用にCrコーティングしたZr被覆管(Crコーティング被覆管)、BWR用にFeCrAlおよびSiCを用いた被覆管が検討されている。本研究では、Crコーティング被覆管の事故時挙動を評価するための解析手法を開発する。解析コードとしては、エネルギー総合工学研究所が所有するSA解析コードSAMPSONを用いた。
手塚 健一*; 木野 千晶*; 山下 晋; Mohamad, A. B.; 根本 義之
no journal, ,
原子力発電所の過酷事故発生時に水素発生・炉心溶融の進展を抑制することを目的とした事故耐性燃料の開発が進んでおり、PWR用には、CrコーティングしたZr被覆管(Crコーティング被覆管)が検討されている。本研究では、Crコーティング被覆管を用いたATFの事故時挙動を評価するための解析手法を開発した。解析ツールとして、国産のSA解析コードであり、ソースコードに容易にアクセス可能なSAMPSONを用いた。解析の結果、現行被覆管に比べて、Crコーティング被覆管を用いることで、事故模擬条件において有意な水素発生抑制効果を確認することができた。
木野 千晶*; 手塚 健一*; 山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
原子炉過酷事故(SA)解析コードでは、事故時にみられる多様な現象を、空間平均化された領域においてマクロな実験相関式を用いて包括的に捉えることが一般的である。一方で、事故進展予測の精度向上においては局所空間における微細な物理現象を把握する必要がある。われわれは包括的に事故進展を解析するSAMPSONコードと精緻な物理現象を扱うJUPITERコードを連成させることで、より高度なSA解析の実現を目指している。本発表ではSAMPSON/JUPITER連成シミュレーション手法をPhebus解析に適用し、燃料棒温度上昇・水素発生についての妥当性確認を実施する。