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中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)解析コードを用いた解析結果によれば、福島第一原子力発電所の圧力容器内上部には、蒸気乾燥器や気水分離器といった表面積の大きな構造材が存在し、比較的高温になりやすいことから、鋼材に化学吸着したセシウム(Cs)が大量に偏在していることが予想されている。しかしながら、SA解析コードに組み込まれている現行のCs化学吸着モデルでは、例えば、温度依存性に関する実験結果を上手く再現できていない。そのため、原子力機構では、Csシリケートが主なCs化学吸着化合物として存在する1073Kより高い温度領域において有効な改良モデルを構築している。一方、原子力機構における最近の研究によれば、873K付近の比較的低い温度領域においては、化学吸着速度が改良モデルで予想された値よりも高くなることが分かり、このような増大はCsフェレートの生成に起因していることが示唆された。そのため、原子力機構では、Csフェレートが主なCs化学吸着化合物として存在する温度領域で有効な低温モデルを構築している。本研究では、CsシリケートとCsフェレートの生成割合を考慮して高温と低温モデルを結合させた包括的な化学吸着用のモデル相関式を構築した。
井元 純平; 三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; Afiqa, B. M.; et al.
no journal, ,
核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEは、CRK(化学反応速度定数データセット)、EM(要素モデルセット)、及びTD(熱力学データセット)の3種類のデータセットで構成されている。現在のECUMEには、Cs-I-B-Mo-OH系の気相反応を対象としたCRK、ステンレス鋼(SS)へのCsの化学吸着挙動を対象としたEM、及びCsBO
蒸気種と固体CsSi
O
及びCsFeSiOを対象としたTDが収納されている。Cs化学吸着挙動モデルでは、既存モデルでは考慮できなかったCs化学吸着挙動に対する気相中のCsOH濃度やSS中のSi含有量の影響を再現することができており、このEUMEにより福島第一原発内におけるCs分布のより正確な評価に貢献できると考えられる。
仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; Peuget, S.*; 鷲谷 忠博
no journal, ,
Simulated in-vessel and ex-vessel corium debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the Severe Accident PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10
to 10
per day) but the release processes are different.
Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 山崎 宰春
no journal, ,
The new data from video investigation of the 1F Unit 2 pedestal debris performed by TEPCO was analysed. The debris features as derived from visual appearance on the video compared with the debris obtained after the CLADS-MADE-01 test. Some speculative conclusions concerning the properties and possible nature of the debris can be made.
Pshenichnikov, A.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 山崎 宰春
no journal, ,
The problem of control blade degradation which involves boron carbide in the eutectic reaction is one of the key issues for understanding of the accident progression at the beginning phase of the severe accident. In the 1f Unit 2 postulated integral test conditions the interaction of B with the hot steam was found to be rather difficult because of melting and encapsulation of the B materials in the debris. Thus the amount of B release for BWRs in Japan can be significantly lower. The presentation discusses the possibility of unpredictable B accumulation in some unpredictable places in the reactor core.
倉田 正輝; Pham, V. H.; 永江 勇二
no journal, ,
Since the disaster at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, development of accident tolerant fuel to manage severe accidents has been proposed. As temperature of fuel rods could reach to temperatures above 2000
C during the accident, investigation of oxidation behavior at such temperatures for fuel claddings must be conducted. Nevertheless, there is no test facility capable for operating at such conditions. In this study, we developed a laser heating facility for steam oxidation of cladding materials at extreme temperatures. Main features of the facility are controlled environment, in situ observation, extreme fast heating and cooling rate and off gas analysis. As the heat is focused on the test sample only, the facility can be operated at temperatures above 2000C. Preliminary tests have been conducted for monolithic SiC at 1400-1800C for 1-7 h under 0.96 atm steam partial pressure. Results of the investigation showed that SiC underwent a mass loss which obeyed paralinear laws. Based on the mass change data, parabolic oxidation rate and linear volatilization rate of the process were obtained. The apparent activation energy of the oxidation process was calculated to be 96 kJmol 
. Bubbling phenomenon was observed on SiC sample surface at 1800C.
佐藤 拓未; 及川 勝成*; 上島 伸文*; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、燃料や構造材等の溶融コリウムは非常に遅い凝固速度で凝固し、その際に成分偏析が発生していると考えられる。これらの凝固・偏析挙動解明のため、これまで解析モデルを整備してきた。本モデルでは成分偏析を、Scheilモデル及び熱力学データに基づき計算している。本研究では、モデル妥当性検証のため、既存の模擬コリウム凝固試験での解析を実施し、計算結果と試験結果を比較した。その結果、本モデルは凝固時の成分偏析傾向を再現で得きることを確認した。
川上 和人*; 田中 正博*; 白数 訓子; 倉田 正輝; 永江 勇二
no journal, ,
原子力機構及び日本製鉄では、シビアアクシデントにおける燃料デブリのふるまい解析のためのデータベースの整備を進めている。このデータベースは、鉄鋼の精錬のために構築されたスラグデータベースを基礎としており、溶体の解析には、イオン副格子モデルとセルモデルの2種類を用いている。データベース整備の現状と今後の課題について報告する。
山下 晋; 永江 勇二; 倉田 正輝; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、経済産業省受託事業として、既存SA解析コードが有する不確かさ低減に資するために、燃料破損・溶融の要素過程解析モデルの高度化を行っている。本研究では、本事業の一部として、原子力機構で開発している3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERに対して溶質拡散モデルと熱力学データベースを組み合わせた液相化モデル及び水蒸気酸化反応モデルを導入することで、従来手法が持つ仮定や簡略化を排除あるいは改善できる、燃料集合体レベルでの燃料破損・溶融過程解析手法を整備している。本発表では、JUPITERの開発現状や材料化学的モデルを組み込んだJUPITERによる解析結果例を報告する。
熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 秋山 大輔*; 渡邉 雅之; 佐々木 隆之*; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*
no journal, ,
ウランは化学的な環境に応じて様々な化学形態を取り得る。そのため、福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの処理・処分を検討には、燃料デブリの化学的な性質の理解が必要となる。特に、ウランが酸化される反応が生じた場合、6価まで酸化されたウランは水溶性のウラニルイオンとなり、溶出する。このような反応は使用済核燃料の直接処分研究においては、よく知られており、福島第一原子力発電所内の燃料デブリでも類似の化学変化が起きている可能性がある。そこで本研究では、この化学反応に関する研究に着手すべく、燃料デブリに含有が想定されるウラン化合物を二酸化ウランとステンレス鋼との高温化学反応により調製し、ラマン散乱分光法, 蛍光分光法, メスバウアー分光法により、その特性を分析した。
U
O
板倉 充洋
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉内にある燃料デブリの機械的特性を明らかにするため、模擬デブリである二酸化ウラン・二酸化ジルコニウム溶融物についてその弾性定数と破壊靭性を第一原理計算で評価し、二酸化ジルコニウムの割合の影響を調べ、模擬デブリを用いた実験結果と比較を行った。その結果、実験で観測されている、二酸化ジルコニウム割合の増加に伴う急激な破壊靭性の増加は、二酸化ジルコニウムの複数の相の混在によるものと考えられるという結論を得た。