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論文

Measurement of thermal decomposition temperature and rate of sodium hydride

河口 宗道

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Na冷却高速炉の廃止措置を行う上で、コールドトラップの解体では作業員が放射線量を被ばくする可能性がある。コールドトラップはナトリウム冷却材の純化のために核分裂生成物のトリチウムがトラップされるため、比較的線量の高い機器である。本研究は、コールドトラップの前処理の加熱分解法を改良する基礎的研究として、水素化ナトリウムの熱分解温度及び速度を測定した。TG-DTA装置(NETSCH Japan製STA2500)によりAl$$_2$$O$$_3$$ルツボ内の水素化ナトリウム粉末(Sigma-Ardrich社製: 95.3%)を使って、熱分解温度及び速度を測定した。測定における加熱速度は$$beta$$=2.0, 5.0, 10.0, 20.0K/minとして重量減少を測定し、その重量減少開始の温度やキッシンジャープロットから熱分解温度及び速度を算出した。さらに600K近傍の熱分解温度に設定した熱分解曲線を測定した。加熱に伴う化学組成の変化(NaHからNa)はX線分析により測定した。結果、熱分解温度は約600Kで顕著な重量減少が見られ、1時間以内で水素化ナトリウム中の水素は全量放出した。熱分解速度は温度に強く依存することが分かった。

論文

Sensitivity analysis of external exposure dose for future burial measures of decontamination soil generated outside Fukushima prefecture

島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

福島第一原子力発電所の事故により東日本の広範囲が汚染され、福島県の他、岩手,宮城,茨城,栃木,群馬,千葉,埼玉などの県においても除染活動が行われた。しかし、福島県外の除去土壌については、処分方法などがまだ決まっていない。そこで、サイズ条件が多様で分散保管されている除去土壌の取扱いや将来の適切な処置のための技術的な情報を提供するために、各保管場所から県外土壌の全量に相当する量までの様々なサイズの除去土壌を想定し、離隔距離や覆土厚さを変えた主要経路である外部被ばくの線量換算係数を算出した。本算出結果から、立入や近隣居住を想定した外部被ばく線量を評価し、適切な処置のための条件を整理した。

論文

Effects of pre-crack depth and hydrogen absorption on the failure strain of Zircaloy-4 cladding tubes under biaxial strain conditions

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

Fuel cladding may be subjected to biaxial tensile stress in axial and hoop directions during pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) of a reactivity-initiated accident (RIA). Incipient crack in the hydride rim assisted by the scattered hydrides in the metal phase may lead to failure of the cladding at small hoop strain level during PCMI. To get insight of such phenomenon, biaxial-EDC tests under axial to hoop strain ratios ranging from 0 to 1 were performed with pre-cracked (outer surface) and uniformly hydrided Zircaloy-4 cladding tube samples with final heat-treatment status of cold worked (CW), stress relieved (SR) and Recrystallized (RX). Results showed dependencies of failure hoop strain on pre-crack depth, strain ratio, hydrogen content and final heat-treatment status on fabrication, but no apparent dependencies were observed on the distribution pattern of hydrides (with similar hydrogen contents and hydrides predominantly precipitated in hoop direction) and the heat-treatment process for hydrogen charging. J integral at failure seems to be available to unify the effect of pre-crack depth.

論文

Analytical study of perforation damage to reinforced concrete slabs subjected to oblique impact by projectiles with different nose shapes

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。われわれはこれまでに、既往実験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、妥当性が確認された解析手法を用いて、先端形状が平坦型の飛翔体の衝突を受ける板構造の局部損傷評価について衝突角度に着目して検討してきた。本研究では、飛翔体の先端形状の違いが板構造の局部損傷評価に与える影響を評価することを目的とし、上記解析手法を用いて先端形状が半球型の飛翔体による板構造を対象とした斜め衝突の場合の解析を実施した。本論文では、剛飛翔体の先端形状の違いによる鉄筋コンクリート板構造の貫通損傷への影響評価について得られた知見を報告する。

論文

Development of a multiphase particle method for melt-jet breakup behavior of molten core in severe accident

Wang, Z.; 岩澤 譲; 杉山 智之

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/08

In a hypothetical severe accident in a light water reactor (LWR) nuclear power plant, there is a possibility that molten core released from the reactor vessel gets in contact with water in the containment vessel. In this so-called fuel-coolant interactions (FCIs) process, the melt jet will breakup into fragments, which is one of the important factors for a steam explosion, as a potential threat to the integrity of the containment vessel. In order to investigate the melt-jet breakup with solidification processes, a multiphase particle method is developed in this study. Benefiting from its Lagrangian description and meshless framework, the large deformed interfaces could be directly and easily captured by the particle motions. A simple transient heat conduction test is firstly carried out. Two important multiphase instabilities, namely the Rayleigh-Taylor instability and the Kelvin-Helmholtz instability, are studied since they play important roles during the melt-jet breakup. After that, a bubble rising benchmark is performed to show the feasibility of modelling for deformation and collapse. The results achieved so far indicates that the developed particle method is capable to analyze the melt-jet breakup with solidification processes.

論文

Preventing nuclear fuel material adhesion on glove box components using nanoparticle coating

瀬川 智臣; 川口 浩一; 石井 克典; 鈴木 政浩; 立原 丈二; 高藤 清人; 沖田 高敏; 佐藤根 大士*; 鈴木 道隆*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

MOX燃料製造工程におけるグローブボックス内の核燃料物質の滞留並びに外部被ばく線量の低減を目的として、グローブボックス構成材のアクリルへのナノ粒子コーティングによる粉末付着防止に係る技術開発を進めている。アクリル試験片にナノ粒子をコーティングすることにより、表面にナノオーダーの微細な凹凸が形成され、アクリル試験片と観察された最小粒子径約5$$mu$$mのUO$$_{2}$$粒子との間に働く付着力が約10分の1に低下し、さらにMOX粉末の付着量が約10分の1に低減することが明らかになった。本研究によりグローブボックス構成材に対し、ナノ粒子コーティングを施すことにより、核燃料物質の付着防止効果が得られることがわかった。本手法は、グローブボックスにおける核燃料物質の滞留並びに外部被ばく線量の低減、アクリルパネルの視認性の改善に有効である。

論文

Uncertainty quantification of seismic response of reactor building considering different modeling methods

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 糸井 達也*; 高田 毅士*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

2011年福島原子力発電所事故の後、設計を超える地震動に対する原子力施設の耐震規制が強化されている。そこで、確率論的地震リスク評価(SPRA)が注目されている。不確実さの定量化は、原子炉建屋のフラジリティ評価において非常に重要な問題である。本研究では、低減可能な認識論的不確実さに焦点を当て、原子炉建屋のモデル化手法の違いによる地震応答結果への影響を明らかにすることを目的としている。まず、原子炉建屋は、従来の質点系(SR)モデルと3次元詳細(3D FE)モデルの2種類のモデル化手法によるモデルを用いる。入力地震動として、不確実さを有する震源断層モデルによって生成された200種類の地震波を用いた。不確実さの定量化のために、各入力地震動に対して、2種類のモデル化手法による建屋応答への影響を統計的に分析し、異なるモデル化手法による建屋応答への不確実さを定量的に評価した。特にモデル化手法の違いは、床と壁の開口部近傍で明確に表れた。また、地震応答解析における3次元効果について得られた知見を報告する。

論文

Analytical study on dynamic response of reinforced concrete structure with internal equipment subjected to projectile impact

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

原子炉建屋に飛翔体が衝突した場合、衝突時に発生する応力波は衝突を受けた壁から建屋内へと伝播する。この応力波は建屋内において高振動数を含む振動を励起する可能性があり、安全上重要な内包機器への影響評価が課題となっている。OECD/NEAにおいても、飛翔体衝突による原子力施設への影響評価を目的としたベンチマーク解析プロジェクト(OECD/NEA IRISプロジェクト)を立ち上げ、そのフェーズ3として建屋内包機器への影響評価に取り組んでいる。このIRISプロジェクトのフェーズ3に参加し、原子炉建屋及び内包機器を模擬した構造物への飛翔体衝突試験の結果を対象に再現解析を実施した。具体的には、鉄筋コンクリート(RC)構造である原子炉建屋内の応力波伝播及び建屋内包機器への影響評価に資する数値解析手法を整備し、解析結果と試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認した。本論文では、飛翔体衝突による建屋内包機器の応答への影響評価に係る解析的検討結果について報告する。

論文

Local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles; Outline of impact test

西田 明美; Kang, Z.; 奥田 幸彦; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。これまでに、既往試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、飛翔体衝突を受けるRC板構造の局部損傷評価について、特に衝突角度に着目して解析的検討を行ってきた。本研究では、衝突角度を含む様々な条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷に関わる試験の概要を述べる。

論文

Consideration of relationship between decommissioning with digital-twin and knowledge management

樽田 泰宜; 柳原 敏*; 橋本 敬*; 小林 重人*; 井口 幸弘; 北村 高一; 香田 有哉; 友田 光一

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

廃止措置は長期的なプロジェクトであり、完遂までには世代交代が予想される。そのため、知識と技術を次世代に適切に継承する必要がある。近年、廃止措置の世界では、知識マネジメントや仮想現実の活用など高度な技術を適用する試みが行われている。本研究では廃止措置における知識マネジメントとデジタルツインの関係について論じる。

論文

A Numerical simulation method for core internals behavior in severe accident conditions; Chemical reaction analyses in core structures by JUPITER

山下 晋; 木野 千晶*; 吉田 啓之

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

シビアアクシデントコードの予測精度向上に資するために、制御棒でのSUS-B$$_{4}$$Cにおける共晶反応、チャンネルボックス及び燃料棒被覆管における水蒸気酸化反応モデルを開発し、JUPITERに導入した。改良されたJUPITERを用いて、既存SA解析コードでは解析できない微小スケール解析の不確かさ低減のためのSA解析コードとの連成解析フレームワークを開発した。SAMPSONの出力データを用いた燃料棒挙動の予備解析結果より、開発したモデルは安定かつ妥当な結果を得ることを確認した。

論文

Computational study on the spherical laminar flame speed of hydrogen-air mixtures

Trianti, N.; 茂木 孝介; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

The computational fluid dynamics (CFD) have been developed to analyze the correlation equation for laminar flame speed of hydrogen-air mixtures. This analysis was carried out on the combustion of hydrogen-air mixtures performed at the spherical bomb experiment facility consists of a spherical vessel equipped (563 mm internal diameter). The facility has been designed and built at CNRS-ICARE laboratory. The simulation was carried out using the reactingFoam solver, one of a transient chemical reaction solver in OpenFOAM 5.0. The LaunderSharmaKE model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was taken into account using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The initial condition of spherical flame analysis was set so as to be consistent with those of the experiment. The position of the flame front was detected by the steep drop of hydrogen mass fraction in the spherical radii, and the flame propagation velocity was estimated from the time-position relationship. The analysis result showed the characteristic of spherical flame acceleration was qualitatively reproduced even though it has a discrepancy with the experiment. After validating the calculation of spherical experiments, a laminar burning velocity correlation is presented using the same boundary conditions with the variation of hydrogen concentration, temperature, and pressure. The calculation of laminar flame speed of hydrogen-air mixtures by reactingFoam use reference temperature T$$_{rm ref}$$ = 293 K and reference pressure P$$_{rm ref}$$ = 1 atm with validated in the range of hydrogen concentration 6-20%; range of temperature 293-493 K; and range of pressure 1-3 atm.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2018

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Guidance for developing fuel design limit of high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。

論文

Proposal of inspection rationalization method and application for sodium cooled fast reactor

矢田 浩基; 高屋 茂; 江沼 康弘

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

In order to rationalize maintenance for nuclear power plants, it is necessary to develop optimize maintenance plan by considering characteristics of each plant. In sodium-cooled fast reactor, there are constraints on inspections due to the specialty of handling sodium equipment, that is one of the important points when considering rationalization of maintenance. To solve this problem, we proposed a basic concept of maintenance optimization scheme that is a design support tool in order to develop maintenance strategy, based on "system based code". One of the proposed scheme goals is to make a concrete way of necessary assessment method. Another is to provide several combinations of design and maintenance, and information for owner in order to choose the acceptable combination. In the beginning, we are working to develop the scheme that can be applied to sodium fast reactor as the main concept of next generation reactor. In this context, primary heat transfer system (PHTS) piping of fast reactor was evaluated by the scheme. This piping was chosen because it is major significant component and the inspection have constraint conditions that need preparation work. As a result, design candidate (e.g. single and double wall piping) and inspection candidate (e.g. ultrasonic testing and continues leakage monitoring) combinations along with benefit of each cases were provided.

論文

Investigation on velocity distribution in the subchannels of pin bundle with wrapping wire; Evaluation of Reynolds number dependence in 3-pin bundle

相澤 康介; 檜山 智之; 西村 正弘; 栗原 成計; 石田 勝二*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08

商用化を目指すナトリウム冷却大型炉は高燃焼度炉心を採用する計画である。高燃焼度化による燃料ピンの変形により、燃料集合体内の局所的な流速低下及び伝熱性能低下が懸念される。したがって、ワイヤスペーサ型燃料ピンバンドル部の詳細な流速分布を把握することが設計上重要となる。本研究では、3ピンバンドル体系水試験において粒子画像速度測定手法を適用して、サブチャンネル内の流速場を把握した。試験条件として$$Re$$数は270$$sim$$13500の範囲で実施し、層流から乱流まで幅広い条件下での流速データを取得した。試験結果より、$$Re$$数が高い乱流条件と比較して$$Re$$数が低い層流条件においては、ワイヤから離れた位置において無次元化した最大流速が増大する傾向が示された。さらに、ワイヤを外した体系での試験も実施し、ワイヤがサブチャンネル内の流動場に与える影響を確認した。これらの結果は、ピンバンドル部の流動場把握のためだけでなく、解析コードの検証データとしても有用である。

論文

Validation of analysis models on relocation behavior of molten core materials in sodium-cooled fast reactors based on the melt discharge experiment

五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs.CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 3; Kinetic study of boron carbide-stainless steel eutectic melting by differential thermal analysis

菊地 晋; 山野 秀将; 中村 勤也*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。当該共晶反応の速度論的挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価における重要現象の一つである。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、既往のアプローチとは異なる、B$$_{4}$$CとSSの試薬を用いたTG-DTA測定を実施した。その結果、昇温速度の増加に伴い当該共晶反応の温度が1483から1534Kにシフトする速度論的な特徴が出現し、Kissinger法により活性化エネルギーと前指数因子を算出した。ここで求めた高温域における速度論パラメータは既往知見と概ね一致することが分かった。

論文

Experimental study on aerosol collection by spray droplets; Application to fission products removal in containment

孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 11 Pages, 2020/08

During a severe accident of PWR, fission products (FPs) may be released. Containment spray can be utilized to remove the aerosols of FPs. Therefore, it is important to develop an analytical model for predicting aerosol removal efficiency. The containment spray has high spray coverage ratio where the droplets are expected to impact side walls. In such condition, the gas flow induced by droplets will behave differently from that without droplet impaction where a stable gas circulation is expected. Since the aerosol removal efficiency depends on gas flow, to develop the removal model for the containment spray from this viewpoint, several experiments were carried out in TOSQAN facility. It was confirmed that the spray coverage ratios were comparable to that of the containment spray and many droplets impacted side wall. Aerosol removal was found to be more effective in higher spray water flow rates. Aerosol concentration decay calculated by CFD was in agreement with measured one.

論文

Methodology development for transient flow distribution analysis in high temperature gas-cooled reactor

青木 健; 佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

ブロック型高温ガス炉の熱流動設計の一部であり、黒鉛ブロック間の漏れ流れを考慮する炉内流量配分評価は、保守的な条件における定常状態に対して実施されていた。一方で、現実的な条件における過渡評価によりブロック型高温ガス炉の設計改善が期待される。本研究では高温工学試験研究炉(HTTR)の知見を活用し、運転時の異常な過渡変化や事故時のブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価のための手法開発とその適用性を確認することが目的である。炉内の漏れ流れと空気侵入事故時の初期空気侵入挙動で支配的な分子拡散を考慮可能な計算モデルと解析コードを開発し検証したことで、改良した熱流動システム解析コードがブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価に適用できる見通しを得た。

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