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杉山 智之
no journal, ,
既設軽水炉への導入に向けて、事故耐性を強化した燃料の開発が各国で進められている。また、原子力規制庁の「今後推進すべき安全研究の分野及びその実施方針」(令和3年7月)では「事故耐性の向上を目指した新しい燃料に関する知見や、設計基準事故を超える条件での燃料損傷状態の判断基準の検討に資する知見を取得する」とされている。このような国内外の状況を踏まえ安全研究センターが規制支援機関の立場で進めている事故耐性燃料(ATF)に係る取組みを紹介する。深層防護やリスク評価に対してATFが及ぼすインパクトを解説した後、安全研究センターの研究協力体制、LOCA/RIA試験やコード開発の状況、国際活動への参加状況等について概要を示す。
山下 真一郎
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の事故での教訓をもとに、高温水や水蒸気による酸化が起こりにくく、炉心温度の上昇や水素発生を遅らせることが可能な「事故耐性燃料」の開発が世界的な潮流となっている。カーボンニュートラルへ原子力が確実に貢献していくためには軽水炉の活用が不可欠であり、事故耐性燃料導入の意義は極めて大きい。世界におけるATFの開発状況をみると、米国では2020年代に事故耐性燃料の実用化が予定されている。これらの状況を踏まえ、我が国として総力を結集して、国産の事故耐性燃料の早期実用化を目指し、軽水炉の安全性向上に寄与すべく、関係者が一堂に会するワークショップが国内で初めて開催される。本講演では、2015年より原子力機構(JAEA)が主体となって進めてきた、経済産業省資源エネルギー庁からの委託事業での成果概要や今後JAEAで行う予定の基盤技術開発を紹介する。
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
The development of Accident Tolerant Fuel (ATF) started with the investigation of new concepts to improve the safety of Light Water Reactors (LWR). It is well known that the Cr coating on Zry cladding has shown improved behaviour under accident conditions and in normal operation. However, many questions remain about the oxidation behaviour of Cr-coated Zry cladding as it approaches the Cr-Zr eutectic temperature. In the present study, the steam oxidation tests were carried out under different oxidation conditions in order to understand the oxidation behaviour of the Cr-coated material mainly above the eutectic temperature. The results obtained showed that the Cr coating can protect the Zry substrate at 1100
C to 1200C/5min. However, at 1200C/30min, the Cr coating no longer protected the Zry substrate. This is due to the formation of Zr at the Cr grain boundary where it becomes a short path for O diffusion and reacts with the Zry substrate.
多田 健一; 近藤 諒一; 神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之
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原子力機構では現在、PythonベースのマルチフィジクスプラットフォームJAMPANの開発を進めている。JAMPANでは、HDF5形式のJAMPANデータコンテナを介してそれぞれの計算コードを結合している。このように計算コードの依存性を無くすことで、結合するコードを容易に入れ替えることが可能となっている。JAMPANの最初の目標は、炉心解析コードの参照解を提供するための核熱結合計算である。今後は燃料ふるまい解析コードFEMAXIなど、核計算・熱水力計算以外の計算コードとの連携も実施していく予定である。本発表では、JAMPANの概要について紹介する。
Rizaal, M.; 中島 邦久; 唐澤 英年; Luu, V. N.; 三輪 周平
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Our research focused on, but is not limited to, cesium (Cs) and iodine (I) chemistry due to their high impact on the overall source term. The retention or release of both elements is largely affected by chemical interaction with materials that are present in the reactor. To understand their chemistry during transport in the event of a nuclear severe accident (SA), we studied the interaction phenomena taking place from high- to low-temperature conditions. We have succeeded in elucidating these phenomena (particularly Cs) and summarized them in a fission product (FP) chemistry database ECUME. This database not only could deepen our understanding of the mechanism of Cs and I chemistry in an SA, but could also improve source term analysis. Improvement in the reaction between Cs vapor and stainless steel was shown by the use of the ECUME database in SA analysis code SAMPSON. Better reproducibility of Cs retention at high temperatures of the large-scale experiment was obtained, in contrast to using the MELCOR Cs interaction model (i.e. widely used model in SA code) that was worse in reproducing such phenomenon. Taking into consideration of near-term implementation of Accident Tolerant Fuel (ATF) materials such as chromium (Cr)-coated Zircaloy, further study on the interaction with FP would be important to ensure the material impact on source term because the reaction between Cs and Cr can be thermodynamically expected.
8単一集合体体系における沸騰シミュレーション神谷 朋宏; 小野 綾子; 永武 拓; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
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原子力機構では、炉心設計コードの参照解の取得を目的とし、マルチフィジックスプラットフォームJAMPAN (JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)上で、核計算モンテカルロコードMVPと多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを結合させることで、詳細かつ忠実な核熱連成解析の実現を目指している。BWRを対象とした場合、熱流動解析コードには燃料棒表面での沸騰を考慮することが求められる。そこで、温度回復法を用いて沸騰を考慮し、88 STEP-II単一燃料集合体体系の熱流動解析を行った。
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
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ATF等の新型燃料実用化においては、関連技術開発やそれらの基となる科学的知見の取得及び拡充が不可欠である。原子力機構は、照射試験実施による燃料ふるまい解析技術基盤の構築のための研究開発を行い、長期を要する開発において、開発内容やスケジュールの予見性向上に貢献していくべきと認識している。このため、実装化が最も早いCrコーティング被覆管に関して、燃料ふるまいのメカニズムに立ち返り、「長期照射時の影響」「事故時影響」に関する科学的知見を拡充することを目的とした基礎基盤研究計画を立案し、研究をすすめている。本発表では各研究項目の内容や期待される成果、これまでに得られた結果等を紹介する。
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
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事故耐性燃料(Accident tolerant fuel: ATF)を実用化する上で、ATFに関する規制基準や規制判断に必要な知見を整備する必要がある。本研究では、ATF被覆管の有力な候補材料の一つである酸化物粒子分散型の鉄、クロム及びアルミニウムを主成分としたフェライト鋼被覆管(FeCrAl-ODS被覆管)を対象に、冷却材喪失事故(Loss-of-coolant accident: LOCA)模擬試験及び酸化速度評価試験を実施し、膨れ破裂、酸化、破断等のLOCA時挙動を評価した。得られた結果に基づき、FeCrAl-ODS被覆管を装荷した炉心がLOCA時に冷却可能形状を維持するために必要な条件を検討した。
山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 加治 芳行; 逢坂 正彦
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本発表では、資源エネルギー庁受託により進めている国内ATF開発を紹介するとともに、現在産官学により国内で進められているATF研究開発の全体概要を提示し、各ステイクホルダーが担っている役割、各ステイクホルダー間の関係性や連携協力の状況等の共有を図る。以って、2030年代のATF実装化をより確実なものにすることを念頭に、今後の研究・技術開発の効率的・効果的な推進、とりわけ、想定していなかった課題/問題が生じた場合にどのような基礎基盤に立ち返って研究を進めるか、などの議論につなげることを企図する。
相馬 康孝; 山下 真一郎; 長谷川 晃*; 近藤 創介*
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Crコーティング被覆管(Cr-Zry)は使用環境中において腐食等により劣化することが予測されるが、公表されている知見は十分ではない。Cr-Zryの挙動評価のための炉内試験は、2023年現在、海外炉に依存しており、得られるデータ数が少ない上に多大なコストと時間を要している。このことから国内においてより柔軟に実施可能な代替照射下腐食評価技術が必要とされている。これに対しJAEAは、プロトンビーム(東北大学サイクロトロン加速器)による照射損傷、高温水による腐食、及びラジオリシスの重畳環境においてCr-Zryの挙動評価が可能となる装置(プロトン照射下腐食試験装置)の開発を行っている。本発表では、当該装置の開発状況、及び先行研究にない特徴である電気化学測定による腐食状態のその場測定機能に関して報告する。
石橋 良*; 廣坂 和馬*; 池側 智彦*; 柴田 昌利*; 佐々木 政名*; 土屋 暁之*; Pham, V. H.; 倉田 正輝; 根本 義之
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炭化ケイ素(SiC)材料製被覆管を用いた燃料は、高温での安定性に伴う事故耐性が期待される一方、沸騰水型原子炉(BWR)で使用するためには多くの技術課題が残っている。その優れた耐熱性を活かし、BWRの構造と運転条件に適用させるため、SiC被覆管の要素技術の開発に取り組んでいる。その中で、耐食被覆および端栓接合のための技術を重点的に開発してきた。講演では詳細を紹介する。
谷口 良徳; 宇田川 豊
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事故耐性燃料(ATF)の一つであるCrコーティング被覆管は、従来材(非コーティングZr合金)に比べ高い高温酸化耐性を示す一方、その保護効果には限界があり、シビアアクシデント(SA)耐性の適切な評価や同材料に適した規制基準の検討に資する評価手法の確立が望まれる。従来設計の軽水炉燃料からATFまで、また通常運転時からSA時までをカバー可能な国内共通解析基盤の構築に向け、燃料挙動解析コードFEMAXI及びRANNSを開発している。この一環として、Cr層の保護効果への影響が指摘されている、Zr侵入によるCr層劣化等の素過程をモデル化し、実験解析を通じて、開発したモデルのパラメータ決定及び動作検証を実施した。Cr層が関与する高温反応として、(1)外面側Cr
O
成長、(2)母材金属層へのCr拡散、(3)母材金属層界面からのZr侵食とその酸化による析出ZrO網形成、(4)同経路形成による母材金属層への酸素拡散加速、(5)Cr層と母材金属層界面でのZrO層形成と成長を高温酸化モデルへ導入した。Crコーティング(15 
m厚) M5
被覆管の高温酸化実験 を解析した結果、観察されたCr層の保護効果消失、Cr層下でのZrO層形成、母材金属層への酸素侵入挙動を同時に再現することができた。金属層中への酸素吸収は有意なZrO層形成のない段階で始まっており、SA条件は元より、事故時の炉心冷却形状維持に係るATFの性能把握の観点からも、保護効果喪失素過程の把握とモデルへの適切な反映を通じた挙動予測の信頼性向上が重要となる。