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鬼塚 貴志; 野際 公宏; 阿部 輝宜; 榊原 安英; 中村 孝久; 堀江 薫
no journal, ,
2相ステンレス鋳鋼は強度特性や耐SCC性に優れることから軽水炉の冷却水配管やポンプケーシング材等に使用されているが、熱時効による脆化が指摘されている。近年、幾つかの報告で熱時効した2相ステンレス鋳鋼にて転位網の形成が確認されており、その過程にて空孔形成も予想される。そこで本研究では、陽電子寿命測定法を用いて2相ステンレス鋳鋼中の空孔型欠陥を評価し、その熱時効挙動を調べるとともに、機構論的検討を行った。その結果、2相ステンレス鋳鋼は一般の溶体化処理済み金属材料と異なり、溶体化処理財であっても高密度の原始空孔を内包することなどを明らかにした。
澤口 拓磨
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分では、ガラス固化体を収納した金属容器(オーバーパック)の周囲を、砂-ベントナイト混合圧縮体(ベントナイト系緩衝材)で覆い深地層中に埋設することが想定されている。圧縮されたベントナイトには、その低透水性などにより、オーバーパックが多量の地下水と接触することや、核種が移流によって移行することを抑制する止水機能があり、主要な安全機能として期待されている。しかしながら、処分施設に使用されるセメント系材料は地下水と接触すると高アルカリ成分を溶出するため、ベントナイトがアルカリ変質し、この機能が劣化することが、地層処分システムの健全性を損なう要因として懸念されている。本研究では、高アルカリ性地下水環境下におけるベントナイトの長期に渡る止水機能(低透水性)を評価するため、実験に基づくモデル等の整備、及び化学的変質と物質移行とを連成させた解析コードの開発を実施した。
石垣 将宏
no journal, ,
相変化を伴うノズル内二相臨界流として、Super Moby Dickノズル内流れ及び蒸気発生器伝熱管破損事故(SGTR)時の伝熱管内流れを熱水力最適評価コードTRACE及びCFDコードFLUENTを用いて解析し、各コードの性能評価を行った。その結果、Super Moby Dickノズル内流れの流量のFLUENTコードによる結果は実験とよく一致した。SGTR時の流量のTRACEコードによる計算値は実験値とよく一致することがわかった。
杉山 智之; 福田 拓司; 永瀬 文久
no journal, ,
原子炉が安全に設計されていることを確認するため、通常運転時に加え、さまざまな事故を想定した場合についても安全評価が行われる。このような事故は設計基準事故と呼ばれ、その1つが、制御棒が急に抜けた際の出力暴走すなわち反応度事故(RIA)である。高燃焼度燃料では被覆管が脆化しているため、RIA時の燃料ペレットの急速な熱膨張により押し拡げられて破損に至る可能性がある。破損限界の評価には機械特性試験が効果的だが、高燃焼度燃料では被覆管とペレットが固着しているため、従来実施されてきた単軸応力負荷や内圧負荷を与える試験では正しい応力状態を再現できない。そこで、本研究では被覆管に軸力と内圧を複合させて与え、任意の多軸応力負荷条件で変形・破壊挙動のデータを取得できる多軸応力負荷試験機を開発した。現在、同試験機を用いて未照射ジルカロイ4被覆管の変形・破損挙動の詳細なデータを蓄積している。これらのデータはRIA時の燃料破損限界の高精度な予測・評価に活用される。
柴本 泰照
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故では、原子炉の冷却機能の喪失だけでなく、多くの計装が使用不能となり、格納容器内の状況把握すら困難な状態に陥った。その後の注水等によって一応の冷却が達せられたものの、熱収支や格納容器内の水量等不明な点が多く、東電・政府による事故対策本部において解析による定量的検討が求められた。原子力機構ではこれを受け、簡単な質量・熱収支モデルを用いた解析プログラムを作成し、状況把握や対策の結果予測を支援してきた。本報でモデルの概要と事故解析の例を紹介する。
武田 聖司
no journal, ,
下水処理等の副次産物である脱水汚泥,震災により発生した災害廃棄物,稲わらにおいて、福島原発事故により放出された放射性物質(
Cs, 
C)が検出された。それらの焼却処理,埋設処分、又は再利用は、作業者や公衆への放射線に対する安全性を確保しつつ、円滑に実施される必要がある。本研究では、これらの生活環境中の汚染物に対し、焼却処理・埋設処分・再利用にかかわるさまざまな被ばく経路を想定した線量を解析した。その結果から、管理型最終処分場で処分可能な放射性セシウムの濃度8,000Bq/kgを導出するともに、それらの取扱い方針の策定に貢献した。
須山 賢也
no journal, ,
使用済燃料の特性(臨界性,放出放射能,崩壊熱等)を評価するためには、その同位体組成を正確に評価することが必要となる。そのためサイクル施設安全研究グループでは、使用済燃料の同位体組成を高精度に行う評価用計算コードシステムSWATの開発、コードの精度評価に必須となる使用済燃料同位体組成の燃料破壊試験による実測、そしてそのデータの共有を目指すデータベース化を推進している。
木村 仁宣
no journal, ,
リスク評価・防災研究グループがこれまでに実施してきた福島第一原子力発電所事故対応に関する研究の成果について、ポスター発表を行った。
知見 康弘; 西山 裕孝
no journal, ,
高度化軽水炉燃材料研究グループでは、高経年化技術評価等における国の規制判断に必要な技術的知見を収集・整備することを目的として、平成24年度に再稼働する予定の材料試験炉(JMTR)を活用し、実機模擬環境での軽水炉材料の照射研究(原子炉圧力容器の照射脆化及び炉心シュラウドの照射誘起応力腐食割れ(IASCC)等)を実施する。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 眞崎 浩一; 鬼沢 邦雄
no journal, ,
原子炉構造機器のうち、安全上重要である圧力バウンダリ配管や原子炉圧力容器については、材料劣化を考慮して健全性を精度よく評価することが重要である。このため機器・構造信頼性研究グループでは、地震に対する圧力バウンダリ配管の健全性評価手法の高度化に対して、溶接残留応力分布に及ぼす過大荷重の影響を解析により評価するとともに、過大荷重下のき裂進展試験を通じて、過大荷重下におけるき裂進展速度評価式を開発した。また、得られた知見をもとに地震荷重下での確率論的破壊力学(PFM)解析手法を整備した。一方、原子炉圧力容器における中性子照射脆化に伴う健全性評価手法の高度化に対しては、溶接熱影響部の脆化感受性と組織の非均質性を考慮できるようPFM解析コードPASCAL3の改良を行った。本ポスターでは、これらの研究概要を紹介する。
渡辺 正
no journal, ,
BWRの長時間に渡る全電源喪失事故の解析を、TRAC-BF1コードを用いて行った。RCICの作動のみを仮定し、福島第一発電所2号機で観測されたデータと比較し、RCIC停止後の冷却回復操作の有効性を調べた。解析の対象は、110万KW級BWR-5としたが、原子炉圧力及び炉心水位変化のいずれも、78万KW, BWR-4である2号機のデータとよく一致した。これにより、RCICの連続的な運転により、準定常的な熱水力状態が長時間保たれたことが確認された。また、RCIC停止後に、減圧とそれに続く冷却水の注入を冷却回復操作として行う場合に、被覆管温度を1500K以下に保つために必要な操作開始時間を検討し、2号機の場合と比較した。さらに、炉心の熱推理器現象に及ぼす格納容器の影響について検討を加えた。
石川 淳
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時において液相中に溶解したヨウ素がI2や有機ヨウ素などガス状ヨウ素に化学変化し雰囲気中に再放出されるヨウ素化学反応が存在し、ソースターム評価の重要課題の一つとなっている。ガス状ヨウ素の再放出特性にかかわる影響因子の検討を目的にシビアアクシデント解析コードTHALES2とヨウ素化学挙動Kicheの連携により、BWR4/Mark-Iプラントの代表的な事故シナリオに対する評価を実施した。本報告では、得られた成果について報告する。
更田 豊志
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平成23年度安全研究センター成果報告会の開催に際し、安全研究センター設置の背景,経緯,研究体制,研究施設,研究分野,安全研究センターが進めてきた福島第一原子力発電所事故への対応について紹介するとともに、今後の安全研究を考えるうえで重要な事故の教訓を示し、安全研究の方向性について報告する。安全研究の原点は、原子力の諸活動が与える危険度(Hazard and Risk)を精確に評価する手法やデータを与えることにより、規制の見直し、事業者などによる安全確保や安全性向上のための活動を促すことにある。プラントの高経年化や新技術の導入などといった変化に対して安全性を確認するという姿勢にとどまることなく、潜在的な危険に繋がる現象を特定し、そのメカニズムの解明や影響の評価を通じて警鐘を鳴らすことを強く意識しなくてはならない。その意味で、安全研究に携わる者は、事業者に対してのみならず、規制を行う機関に対しても批判的な声を挙げることができなければならない。
