Development of safeguards system simulator composed of multi-functional cores

鈴木 美寿; 井原 均

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.899 - 907, 2009/00

BB2006-2752.pdf:1.06MB

https://doi.org/10.1299/jpes.2.899

大型の先進再処理施設においては、Puの取扱量が増大することにより、保障措置クライテリアの計量管理基準の達成が課題となる。核物質の転用が無いことを証明するためには、多量の化学分析や査察活動が必要となり、高コスト要因となっている。封じ込め・監視,プロセスモニタ,Cmバランス等が用いられているが、定量的な規制基準・定式化が為されていないために、費用対効果を考えることが困難である。核不拡散センターでは、保障措置システムシュミレータの開発に着手した。シュミレータの近実時間計量管理コアは既に開発が済み、各種施設の計量管理特性を調べた。ウエーブレット展開を利用した多変量・多重尺度コアを開発して、異常検知手段への適用性を評価した。多目的関数コアの考えを、確率論的リスク解析による保障措置の定式化に適用し提案する。また、流量計や非破壊検査機器は、費用対効果の観点から優れていることを示す。将来の展開として、目的指向型の仮想設計モデルをシュミレータに組み込み、コストパフォーマンスに優れたシステムの開発及び仮想的に建物の内部を歩くことが体験できるようなモデル開発を目指す。

Innovative alpha-radioactivity monitor for clearance level inspection based on ionized air transportation technology, 1; Comparison with mass spectral analysis using uranium-attached samples

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 泉 幹雄*; 前川 立行*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; et al.

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

線標準線源でイオン電流を校正し求めたウランが付着したサンプルの放射能は、化学分析で求めた放射能から約40%低かった。そこで、ひとつのサンプルの化学分析結果を用いてイオン電流を再校正した結果、すべてのサンプルの放射能を誤差10%以内で評価できることを確認した。

Study of rock-like oxide fuels under irradiation

白数 訓子; 蔵本 賢一; 中野 佳洋; 山下 利之; 小川 徹

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04

岩石型燃料の照射挙動を評価するために、照射後試験を行った。試験に供した燃料はUO固溶安定化ジルコニア(U-YSZ)単相燃料,U-YSZの粉砕片とスピネル又はコランダムを混合した粒子分散型燃料の計3種である。照射は、JRR-3にて約280日行った。燃焼度はおよそ11%FIMAである。パンクチャーテストにてガス放出率を測定した結果、コランダム型燃料が極めて高いガス放出率を示すことが明らかになった(88%)。また、ジルコニア単相燃料は、その低い熱伝導率より一番高い温度での照射となったが、大変低いガス放出率を示した(5%)。SEMやEPMAを用いて燃料の微小分析を行った。1400K以下の照射温度では、スピネルの分解及び組織の再編成は見られなかった。コランダム型燃料の組織も一様であり、組織変化は見られなかった。

Thermodynamic understanding on swelling pressure of bentonite buffer

佐藤 治夫

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04

スメクタイトは、地層処分において使用される人工バリア材及び埋め戻し材を構成する重要粘土鉱物である。本研究では、熱力学理論とスメクタイト中の層間水の熱力学データに基づいてベントナイト緩衝材の膨潤圧を解析した。スメクタイトの乾燥密度0.6-0.9Mg/mの範囲において、含水比をパラメータにスメクタイト表面の水の相対部分モルギブスの自由エネルギー(G)を測定した。Gは含水比の減少に伴い低下し、過去に報告されたクニピアFと同様な傾向であった。水と含水したスメクタイト間での平衡状態における水の化学ポテンシャルバランスからGに基づいて膨潤圧を計算し、さまざまな種類のベントナイトや種々の条件で取得された実測値と比較した結果、計算値は実測値と一致した。このことは、さまざまなベントナイトの圧縮条件における膨潤圧を含水比に対するGとの関係に基づいて評価できることを示している。さらに、膨潤圧に及ぼすイオン強度の影響やエンタルピー及びエントロピーについても検討する。

Thermal-hydraulic design of high conversion type core of FLWR

小林 登; 大貫 晃; 大久保 努; 内川 貞夫

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

革新的水冷却炉(FLWR)の高転換型炉心の熱設計を実施した。高転換型FLWR炉心は炉システムを変更することなく燃料集合体を入替えるだけで増殖型炉心に移行できることが要求されている。高転換型炉心は増殖型炉心と燃料棒間ギャップが大きく異なるが、高転換型炉心には増殖型炉心と同じ自然循環冷却を適用する。熱設計には、TRAC-BF1コードを用いた。高転換型炉心と増殖型炉心で、自然循環を駆動するためのチムニー長さ及び炉心入口オリフィスの設定を同じにし、下部タイプレートの形状損失係数をそれぞれの炉心に適したものにすることで、自然循環流量を制御することとした。高転換型炉心では、平均ボイド率を低下させるため、給水温度を調節した。TRAC計算結果から、同一の炉システムで高転換型炉心及び増殖型炉心とも自然循環冷却可能な設計を実現できる見通しを得た。

Core dynamics analysis for reactivity insertion and loss of coolant flow tests using the HTTR

高松 邦吉; 中川 繁昭; 武田 哲明

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

HTTRの原子炉動特性と炉心熱流動を解析するACCORDコードは、4本の燃料チャンネルモデルと20個の温度係数を用いることができるよう改良した。さらに、炉心冷却材流量低下試験時の、燃料チャンネルと炉心部の伝熱現象を考慮できるよう、本コードに炉心構造材の解析モデルを追加した。本報告では、反応度添加試験及び循環機1, 2台停止試験の実測値を用いて行った、新しい解析コードの評価結果を述べる。最後に、循環機3台停止試験の事前解析結果についても述べる。原子炉出力は、負の反応濃度フィードバック効果により、30MWから崩壊熱レベルまで低下するが、約5時間後に再臨界となった。しかし、再臨界時の出力ピーク値は、ほんの2MWであった。

Data analysis on glovebox size reduction activity in glovebox dismantling facility

北村 哲浩; 中道 晋哉; 岡田 尚

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/04

グローブボックス解体設備におけるグローブボックス解体データを分析し、ある程度の精度で作業単位ごとの必要時間の算出を試みた。例えば、変動差が30%程度以下であれば、ほぼ定型化作業とみなせ作業時間の見積もりが可能である。また変動が大きくとも作業時間が少なければ、ある程度小さな上限値で押さえることができ、作業時間の見積もりが可能である。すなわち、ある程度時間のかかる作業で変動が30%程度以内のものを「作業予測が可能」な作業と定義し、大きな変動はあっても時間のかからない作業を「抑制可能」な作業と定義し、それ以外を、「作業予測が不可能」な作業と定義し分別整理した結果、ほぼすべての作業の推定が可能となることがわかった。

In-pile creep rupture experiment of ODS cladding materials in the experimental fast reactor Joyo

伊藤 主税; 籠田 栄一; 石田 公一; 北村 了一; 青山 卓史

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 9 Pages, 2007/04

「常陽」では、照射試料を装填しているキャプセルの内部温度をオンラインで制御できるオンライン温度制御型材料照射装置(MARICO)を開発し、炉内クリープ破断試験を実施している。MARICO2号機(MARICO-2)では、混合ガス置換型温度制御キャプセルの温度制御方法の改善、電気ヒータ型温度制御キャプセルの新設、クリープ破断試料の検知・同定方法の高度化等の改良を行った。このMARICO-2を用いて、平成18年4月より、高速炉燃料被覆管材料の候補材である酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の炉内クリープ破断試験を開始し、MARICO-1を超える750Cの温度条件においても目標温度4C以内での温度制御を達成した。また、熱電対の温度ゆらぎ及びカバーガスの放射能測定により試料のクリープ破断を検知するとともに、レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いて破断した試料の同定に成功した。

SIMMER-III; A Coupled neutronics-thermohydraulics computer code for safety analysis

山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 鈴木 徹; 神山 健司; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Pigny, S.*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における複合現象を模擬するため、JAEAでは二次元多速度場多相多成分オイラー型流体力学コードに燃料ピン及び空間・エネルギー依存核計算モデルを結合したSIMMER-IIIコードを開発してきている。最近では、SIMMER-IIIと同等の物理モデルを有しつつ三次元化されたSIMMER-IVも開発された。本論文では、SIMMER-III/IVのモデル及び手法について、最近のモデル改良を強調して簡単にレビューする。また、コード検証計画の主要な成果を述べた後、コード適用計算例について記述する。SIMMER-IVを用いた三次元計算によって、より現実的な事故シナリオを描くとともに、この計算結果はまた事故後物質移動・再配置過程を研究するための崩壊炉心状態に供される。

Development of fast reactor structural integrity monitoring technology using optical fiber sensors

松場 賢一; 伊藤 主税; 川原 啓孝; 青山 卓史

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

ナトリウム冷却型高速炉では、運転温度が高温であり、原子炉出入口温度差も大きいため、構造材に有意な熱応力が発生する。したがって、高速炉の構造健全性を担保するためには、1次系配管の温度変化や熱応力を監視することが重要である。構造健全性監視技術を高度化する手段として、温度やひずみの連続分布,変位や振動を測定可能な光ファイバを適用することが有効である。高速実験炉「常陽」では、高速炉の構造健全性監視への光ファイバの適用性実証を目的として、FBGセンサを用いた1次系配管の変位及び振動の測定を実施している。原子炉運転に伴う高放射線線量率環境下で測定を行い、原子炉運転約120日分に相当する積算線線量410Gyまでの照射では、反射光強度の低下による測定への有意な影響はなかった。また、1次系配管サポートの変位測定結果は、当該部の温度変化量に線熱膨張係数を乗じて求めた熱変位量の計算値とおおむね一致した。さらに、配管サポートの振動スペクトルの主なピーク周波数が加速度計による測定結果とおおむね一致した。これらの測定結果は、高放射線環境下の変位や振動監視への光ファイバの適用性を示すものである。