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報告書

平成29年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; et al.

JAEA-Technology 2018-016, 98 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-016.pdf:18.64MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2017年度は泊発電所, 柏崎刈羽原子力発電所および玄海原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

報告書

平成29年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2018-015, 120 Pages, 2019/02

JAEA-Technology-2018-015.pdf:15.01MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成29年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発およびシステム化を行い、実際の測定結果に本手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数のGPS受信機用いて同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

論文

Numerical analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春

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

本研究では、イベントツリー解析を踏まえて、1次元燃料集合体体系および隣接集合体を含む制御棒案内管を対象にした2次元体系を用いて、燃料流出能力を数値解析により調べた。単一集合体解析により、下部遮蔽体領域で燃料閉塞が生じることが示された。これはFPガスがない場合にナトリウムとの接触により燃料が固化されるからである。FPガス放出を仮定すると、溶融燃料は炉心下部へ再配置することが可能であることも示された。次に、CGRT対象解析により、CRGT流路を通じて燃料流出が有意であることが分かった。これはCRGT壁破損直後は燃料温度がまだ高温であること、少量の溶融燃料が侵入するとCRGT内のナトリウムがすぐにボイド化するからである。

論文

Improvement of a physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing for core safety evaluation of SFRs

青柳 光裕; 神山 健司; 飛田 吉春

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(5), p.530 - 538, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

The SIMMER code has been developed to analyze event progression during core disruptive accidents (CDAs) in sodium-cooled fast reactors. One of key phenomena during CDAs is blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing since it affects reactivity. A physical model for blockage formation of solid-liquid mixture flow with freezing in the SIMMER code is improved in this study to dissolve some inconsistencies between the modeling and the physical phenomena involved in the solid-liquid mixture flow with freezing for more precise evaluation of CDA. The improved model is validated with a systematical procedure through a benchmark analysis of an experiment. Consequently, experimental penetration behaviors are simulated reasonably by the SIMMER code analysis with the improved model while excessive blockage formation occurred in the analysis with the original model.

論文

Model for particle behavior in debris bed

田上 浩孝; Cheng, S.*; 飛田 吉春; 守田 幸路*

Nuclear Engineering and Design, 328, p.95 - 106, 2018/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

In analyzing the safety of core disruptive accidents in Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), it is important to evaluate whether the decay heat of debris bed can be removed. The decay heat removability changes depending on the shape of debris bed, which would be deformed by coolant vapor with time. In the present paper, a new model was developed to analyze debris bed behavior with SIMMER, which is a safety analysis code for SFRs. In the new model, the effects of inter-particle collisions and contacts are modeled as inter-particle interaction. Test simulation results show the roles of physical properties in the new model on the dense particle behavior. Assessment results of proposed model based on model experiments indicate that the new model is capable of describing the transient of the shape of the particle bed in the liquid driven by the gas phase. Considering the fact that the process of leveling behavior in model experiments is common for the debris bed in SFRs, the new model can be employed as an analysis tool for debris bed behavior.

報告書

平成28年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-035, 69 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-035.pdf:32.92MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。福島で培った航空機モニタリングの技術を原子力発電所事故時の対応技術として適用するために、全国の発電所周辺のバックグラウンドモニタリングを実施した。2016年度は、大飯・高浜原子力発電所及び伊方原子力発電所周辺について実施した。ここでは、その結果及び実施によって抽出された技術的課題についてまとめる。

報告書

平成28年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 森 愛理; 岩井 毅行; 瀬口 栄作; 松永 祐樹*; 河端 智樹; 豊田 政幸*; 飛田 晋一朗*; 平賀 翔吾; 佐藤 義治; et al.

JAEA-Technology 2017-034, 117 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-034.pdf:25.18MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成28年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果は、過去の測定結果からの線量率の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、これまで課題となっていた空気中のラドン子孫核種の弁別手法の開発を行い、実際の測定結果に手法を適用して、空気中のラドン子孫核種の測定に与える影響について評価した。さらに、複数の性能の異なったGPSを同時にデータ取得することによって、位置測定誤差による解析結果への影響評価を行った。

論文

Experimental study on debris bed characteristics for the sedimentation behavior of solid particles used as simulant debris

Shamsuzzaman, M.*; 堀江 達郎*; 浮池 亮太*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 田上 浩孝; 鈴木 徹*; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 111, p.474 - 486, 2018/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:16.17(Nuclear Science & Technology)

Particle bed characteristics are experimentally investigated for the sedimentation and subsequent bed formation of solid particles, related to the coolability aspects in core-disruptive accidents. Presently a series of experiments with gravity driven discharge of solid particles into a quiescent water pool was performed to evaluate bed formation characteristic in the course of particle sedimentation. We evaluated the effects of the crucial factors: nozzle diameter, particle density, particle diameter and nozzle height on four key quantitative parameters of bed shape: mound dimple area, mound dimple volume, repose angle and mound height to illustrate the role of the crucial factors on forming the particle bed shape. The investigated crucial factors exhibit a significant role that diversifies the particle bed formation process. Based on the data obtained in the experimental observations, we developed an empirical correlation to compare the predicted results with the experimental bed heights. The proposed empirical correlation can reasonably demonstrate the general trend of the experimental bed height. This correlation could be useful to assess the particle bed elevation, and to identify the governing parameters.

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00597_1 - 16-00597_14, 2017/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident (ULOF) were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00393_1 - 16-00393_10, 2017/04

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の熱的影響を評価するためには、事故が核的に終息した後の再配置/冷却過程において、損傷炉心物質が炉容器内のどこに再配置し、それぞれの場所で長期にわたって安定冷却できるかを示す必要がある。本報では、IVR(In-Vessel Retention)成立性に関する見通しを得るために実施した低圧プレナム移行燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性評価について報告する。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00395_1 - 16-00395_9, 2017/04

高速炉の炉停止失敗事象(ATWS: Anticipated Transient without Scram)に対して、原子炉容器内での事象終息(IVR: In-Vessel Retention)の成立性を検討した。検討においては、確率論的評価に基づいて冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)をATWSの代表事象に選定した上で、総合的安全解析コードや個別物理モデルを活用して炉心損傷時の事象進展を解析し、事故の機械的影響と熱的影響を評価した。本検討の結果から、原子炉容器は機械的にも熱的にも損傷することはなく、IVRが成立する見通しを得ることができた。

論文

Event sequence analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 久保 重信; 植田 伸幸*

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

本研究では、金属燃料ナトリウム冷却高速炉における反応度推移と溶融燃料再配置を調べるため、大型炉を対象として炉心損傷事故の事象推移解析を実施した。流量減少時スクラム失敗事故で開始される起因過程解析はCANISコードで実施され、それは出力ピークが小さいことを示した。その解析結果を初期条件として、SIMMER-IIIコードを全炉心規模解析に適用し、反応度推移と溶融燃料再配置を含む事象推移を明らかにすることとした。その結果、全炉心解析での再臨界は非常にマイルドなエネルギー放出となる結果を得た。金属燃料炉心でマイルドなエネルギー放出となるのは金属燃料の比熱が小さいことと即発的な負のフィードバック反応度メカニズムが大きく作用するためである。

論文

In-vessel retention of unprotected accident in a fast reactor; Assessment of material-relocation and heat-removal behavior in ULOF

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

The achievement of in-vessel retention (IVR) of accident consequences in an unprotected loss of flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, is an effective and rational approach to enhancing the safety characteristics of the sodium-cooled fast reactor. The objective of the present study is to show that the decay heat generated from the relocated fuels would be stably removed in post-accident-material-relocation/post-accident-heat-removal (PAMR/PAHR) phase, where the relocated fuels mean fuel discharged from the core into low-pressure plenum through control-rod guide tubes, and fuel remnant in the disrupted core region (non-discharged fuel). As a result of the assessment, it can be concluded that the stable cooling of the relocated fuels was confirmed and the prospect of IVR was obtained.

論文

Improvements to the simmer code model for steel wall failure based on EAGLE-1 test results

豊岡 淳一; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11

In this paper, for the purpose establishing more generalized models for the SIMMER code to reproduce the effect of steel component on mixture-to-wall heat transfer in the EAGLE-1 program, the authors performed a model improvement for the SIMMER code to treat the direct contact of the molten steel in a more mechanistic manner. By this model improvement, evaluations with unifying agreement on a result of the EAGLE-1 program using the SIMMER code could be possible.

報告書

平成27年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

眞田 幸尚; 宗像 雅広; 森 愛理; 石崎 梓; 嶋田 和真; 廣内 淳; 西澤 幸康; 卜部 嘉; 中西 千佳*; 山田 勉*; et al.

JAEA-Research 2016-016, 131 Pages, 2016/10

JAEA-Research-2016-016.pdf:20.59MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、平成27年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果と川内原子力発電所周辺で行ったバックグラウンド線量率のモニタリング結果についてまとめた。

論文

An Empirical correlation to predict the distance for fragmentation of simulated Molten-Core materials discharged into a sodium pool

松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2016/10

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時に原子炉容器下部プレナムへ流出した溶融炉心物質がデブリ化するまでの距離の評価を目的として、溶融炉心模擬物質を冷却材中へ放出させる試験を行い、デブリ化距離と流出条件の関係を実験相関式として整理した。実験相関式による予測は実験結果とよく一致した。本研究により、冷却材の沸騰・膨張によるデブリ化促進効果を考慮することで、ナトリウム中におけるデブリ化距離を適切に評価可能であることがわかった。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06

高速炉の代表的な炉停止失敗事象(ATWS)である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討し、IVR成立の見通しを得た。

論文

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,1; ATWSにおけるIVR評価の概要

鈴木 徹; 曽我部 丞司; 飛田 吉春; 堺 公明*; 中井 良大

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 4 Pages, 2016/06

The achievement of In-Vessel Retention (IVR) against Anticipated Transient without Scram (ATWS) is an effective and rational approach in enhancing the safety characteristics of sodium-cooled fast reactors. Based on the Probabilistic Risk Assessment (Level 1 PRA) for a prototype fast-breeder reactor, Unprotected Loss of Flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, can be selected as a representative event of ATWS. The objective of the present study is to show that no significant mechanical energy release would take place during core disruption caused by ULOF, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. As a result of the present evaluation with computational codes and physical models reflecting the knowledge on relevant experimental studies, the prospect of IVR against ULOF was obtained.

論文

Experimental discussion on fragmentation mechanism of molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; 飛田 吉春; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00595_1 - 15-00595_8, 2016/06

ナトリウム中へ流出した溶融炉心物質の微粒化距離に関する評価手法開発の一環として、カザフスタン共和国国立原子力センターの炉外試験施設を利用した微粒化試験で得られたアルミナデブリの粒子径を分析した。デブリの平均粒子径は0.3mm程度であり、流体力学的不安定性理論から予測される粒子径と同程度であったが、理論から予測されるようなウェーバ数への依存性は見られなかった。この分析結果から、アルミナ融体表面の流体力学的不安定が十分に成長する前の段階で発生する局所的なナトリウムの沸騰・膨張が、アルミナ融体の微粒化を促進させたと考えられる。

論文

Preliminary analysis of the post-disassembly expansion phase and structural response under unprotected loss of flow accident in prototype sodium cooled fast reactor

小野田 雄一; 松場 賢一; 飛田 吉春; 鈴木 徹

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06

For the prototype sodium-cooled fast reactor, MONJU, the mechanical energy and structural response under energetics caused by neutronic power excursion during Unprotected Loss of Flow accident were preliminarily analyzed. The objective of this study is to demonstrate the integrity of the reactor vessel against the mechanical load induced by the energetics. Conservative energy production was assumed in order to confirm the robustness of the safety design of MONJU. Mechanical energy was evaluated with the code in which mechanistic modelling of core expansion was implemented. The mechanical energy, which were obtained by analyzing the expanding behavior of core materials after energetics, were about one order of magnitude below the thermodynamic work potential calculated by assuming isentropic expansion of the fuel vapor to one atmosphere, which was often used as an indicator to express the severity of the energetics. Structural integrity was then evaluated with coupled fluid-structure dynamics code using the obtained mechanical energy. No or very small circumferential residual strain of the reactor vessel was evaluated in most analytical cases, and even in the most conservative energy production case, the residual strain was only 0.008 % so that the integrity of the reactor vessel is maintained. The result obtained in the present study shows that MONJU has enough robustness against the mechanical load under energetics.

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