The Experimental and simulation results of LIVE-J2 test; Investigation on heat transfer in a solid-liquid mixture pool

間所 寛; 山下 拓哉; Gaus-Liu, X.*; Cron, T.*; Fluhrer, B.*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*

Nuclear Technology, 209(2), p.144 - 168, 2023/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2022.2121545

Since the reactor pressure vessel (RPV) lower head failure determines the subsequent ex-vessel accident progression, it is a key issue to understand the accident progression of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The RPV failure is largely affected by thermal loads on the vessel wall and thus it is inevitable to understand thermal behavior of molten metallic pool with co- existence of solid oxide fuel debris. In the past decades, numerous experiments have been conducted to investigate a homogeneous molten pool behavior. Few experiments, however, addresses the melting and heat transfer process of debris bed consisted of materials with different melting temperatures. LIVE-J2 experiment aimed to provide the experimental data on a solid-liquid mixture pool in a simulated RPV lower head under various conditions. The extensive measurements of the melt temperature indicate the heat transfer regimes in a solid-liquid mixture pool. The test results showed that the conductive heat transfer was dominant during the steady state along the vessel wall boundary and that convective heat transfer takes place inside the mixture pool. Besides the experimental performance, the test case was numerically simulated by using ANSYS Fluent. The simulation results generally agree with the measured experimental data. The flow regime and transient melt evolution were able to be estimated by the calculated velocity field and the crust thickness, respectively.

Post-test analyses of the CMMR-4 test

山下 拓哉; 間所 寛; 佐藤 一憲

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 8(2), p.021701_1 - 021701_13, 2022/04

https://doi.org/10.1115/1.4051443

Understanding the final distribution of core materials and their characteristics is important for decommissioning the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Such characteristics depend on the accident progression in each unit. However, boiling water reactor accident progression involves great uncertainty. This uncertainty, which was clarified by MAAP-MELCOR Crosswalk, cannot be resolved with existing knowledge and was thus addressed in this work through core material melting and relocation (CMMR) tests. For the test bundle, ZrO pellets were installed instead of UO pellets. A plasma heating system was used for the tests. In the CMMR-4 test, useful information was obtained on the core state just before slumping. The presence of macroscopic gas permeability of the core approaching ceramic fuel melting was confirmed, and the fuel columns remained standing, suggesting that the collapse of fuel columns, which is likely in the reactor condition, would not allow effective relocation of the hottest fuel away from the bottom of the core. This information will help us comprehend core degradation in boiling water reactors, similar to those in 1F. In addition, useful information on abrasive water suspension jet (AWSJ) cutting for debris-containing boride was obtained in the process of dismantling the test bundle. When the mixing debris that contains oxide, metal, and boride material is cut, AWSJ may be repelled by the boride in the debris, which may cut unexpected parts, thus generating a large amount of waste in cutting the boride part in the targeted debris. This information will help the decommissioning of 1F.

Non-aqueous selective synthesis of orthosilicic acid and its oligomers

五十嵐 正安*; 松本 朋浩*; 八木橋 不二夫*; 山下 浩*; 大原 高志; 花島 隆泰*; 中尾 朗子*; 茂吉 武人*; 佐藤 一彦*; 島田 茂*

Nature Communications (Internet), 8, p.140_1 - 140_8, 2017/07

https://doi.org/10.1038/s41467-017-00168-5

Orthosilicic acid (Si(OH)) and its small condensation compounds are among the most important silicon compounds but have never been isolated, despite the long history of intense research due to their instability. These compounds would be highly useful building blocks for advanced materials if they become available at high purity. We developed a simple procedure to selectively synthesize orthosilicic acid, its dimer, cyclic trimer, and tetramer, as well as appropriate conditions to stabilize these species, in organic solvents. Isolation of orthosilicic acid, the dimer and the cyclic tetramer as hydrogen-bonded crystals with tetrabutylammonium halides and of the cyclic trimer as solvent-containing crystals was achieved. The solid-state structures of these compounds were unambiguously clarified by single crystal X-ray diffraction analysis and also by neutron diffraction study for orthosilicic acid. Based on these results, we also succeeded in developing a more practical synthetic procedure for high concentrations of stable orthosilicic acid stably in organic solvents via a simple hydrolysis of tetraalkoxysilanes.

Development of a methodology for the characterisation of long-term geosphere evolution, 1; Impacts of natural events and processes on the geosphere evolution of coastal setting, in the case of Horonobe area

新里 忠史; 今井 久*; 前川 恵輔; 安江 健一; 操上 広志; 塩崎 功*; 山下 亮*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

地層処分システムの長期的な安全性にかかわる信頼性を向上させるためには、地質環境の有する安全機能が長期にわたり維持されることを示すための調査・解析手法や事例・論拠の整備が不可欠である。このためには、対象とする地質環境特性の過去から現在に至る変遷の評価が重要である。特に日本列島の沿岸域における地質環境の長期変遷については地層処分の観点からの研究例が少なく、長期的な海水準変動の影響や塩水と淡水の混在など複数の事象を考慮する必要がある。本研究では、北海道北部の幌延地域を事例として地下水流動特性の長期変遷に関する概念モデルを構築し、それに基づく浸透流及び移流分散解析を実施した。その結果、海水準や海岸線位置の変動等の境界条件の変化に対して、全水頭やダルシー流速等の地下水流動特性は応答性が高いものの、地下水中の物質移動を間接的に示す塩分濃度は応答性が低く、これらの応答性は地層・岩盤の透水性に依存することが明らかとなった。また、沿岸域における地下水流動特性と地下水の地球化学特性は、沿岸域の平野部と丘陵部とで異なる変遷を経る可能性を示すことができた。

Disorder and flux pinning in superconducting pnictide single crystals

Van der Beek, C. J.*; Rizza, G.*; Konczykowski, M.*; Fertey, P.*; Monnet, I.*; 岡崎 竜二*; 加藤 智成*; 橋本 顕一郎*; 下澤 雅明*; 宍戸 寛明*; et al.

Physica C, 470(Suppl.1), p.S385 - S386, 2010/12

https://doi.org/10.1016/j.physc.2009.11.089

ニクタイド超伝導体PrFeAsO中の結晶の乱れが、磁束の新入の磁気光学可視化,透過型電子顕微鏡,放射光X線回折を用いて調べられた。磁束分布の臨界状態,臨界電流の大きさと温度依存性が、すべての温度で酸素欠陥によるバルクの磁束ピン止めを示す。

Lower critical fields of superconducting PrFeAsO single crystals

岡崎 竜二*; Konczykowski, M.*; Van der Beek, C. J.*; 加藤 智成*; 橋本 顕一郎*; 下澤 元幸*; 宍戸 寛明*; 山下 穣*; 石角 元志; 鬼頭 聖*; et al.

Physical Review B, 79(6), p.064520_1 - 064520_6, 2009/02

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.79.064520

鉄砒素系超伝導体PrFeAsO超伝導単結晶の下部臨界磁場とその異方性の評価を行った。

気候・海水準変動が地下水流動に与える影響に関する解析的検討; 幌延地域を例として

操上 広志; 安江 健一; 新里 忠史; 今井 久*; 塩崎 功*; 山下 亮*

地下水流動解析とモデル化に関するシンポジウム発表論文集, p.59 - 66, 2007/01

本論は、幌延地域を事例として、現在から将来にわたる長期的な地質環境の変化を予測しモデル化する方法論の整備を目的として、天然現象が地質環境に与える影響のうち、気候・海水準変動が地下水流動に与える影響を解析的に検討するものである。

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

Morphology change of rock-like oxide fuels in reactivity-initiated-accident simulation tests

中村 武彦; 笹島 栄夫; 山下 利之; 上塚 寛

Journal of Nuclear Materials, 319, p.95 - 101, 2003/06

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(03)00139-9

3種類の未照射の岩石(ROX)燃料の反応度事故(RIA)時挙動を調べるための試験を実施した。すなわちイットリア安定型ジルコニア(YSZ)単相型,YSZ/スピネル混合型及びスピネル中YSZ粒子分散型ROX燃料をNSRRでパルス照射し、RIA時の燃料破損モード,破損しきい値及びこの影響を調べた。燃料破損は、多量の燃料溶融を伴った破裂破損であった。破損モードの違いにもかかわらず、ROX燃料のしきい値は約10GJmとUO燃料と同程度であった。しかし、ROX燃料の場合溶融燃料の分散が低いエンタルピで発生するため、破損の影響はUO燃料と大きく異なるものであった。過渡加熱条件での燃料構造の変化と材料間の反応について、光学及び電子顕微鏡を用いた観察と分析を行った。

Effects of triple ion beams in ferritic/martensitic steel on swelling behavior

若井 栄一; 沢井 友次; 古谷 一幸; 内藤 明; 有賀 武夫; 菊地 賢司; 山下 真一郎*; 大貫 惣明*; 山本 春也; 楢本 洋; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.278 - 282, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01076-0

F82H鋼は核融合炉構造材や核破砕ターゲット容器材の候補材料である。この鋼は耐スエリング性の高い材料として知られているが、最近、He生成を伴う中性子照射の重損傷領域においてスエリングが無視できないことがわかった。本研究ではF82H鋼のスエリング挙動に対する核変換生成物などの効果を詳細に調べるとともに、スエリング抑制方法を検討した。400から500CまでFe,He,HイオンまたはFe,Heイオンを50dpaまで同時に照射した後、TEM観察による照射欠陥の解析によってスエリングを評価した。核融合炉を模擬したトリプル照射ではF82H鋼のスエリングが照射温度の増加とともに3.2%から0.1%に低下した。一方、水素を注入しない2重照射ではスエリングが0.08%以下となった。他方、核破砕ターゲット容器材料の模擬トリプル照射ではその量が温度とともに増加する傾向にあったが、500Cで最大1%程度であった。また、後者の照射条件で8at%までの水素を注入した後、Nの核共鳴反応法によって水素濃度を測定したが、注入領域に残存する水素濃度は測定限界以下になっていた。これらの結果から高温でのトリプル照射によるスエリングの著しい促進作用が400C近傍に存在することがわかった。又、照射前の焼き戻し温度と時間や冷間加工法などによってスエリングをある程度抑制できた。