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論文

Room-temperature adsorption behavior of cesium onto calcium silicate insulation

Rizaal, M.; 斉藤 拓巳*; 岡本 孝司*; Erkan, N.*; 中島 邦久; 逢坂 正彦

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00563_1 - 19-00563_10, 2020/06

福島第一原子力発電所2号機において、一次冷却系の断熱材に使用されているケイ酸カルシウムへのセシウム(Cs)の吸着がペデスタル領域の高線量に影響している可能性が指摘されている。本研究では、高温でのCs吸着挙動評価の前段階として、室温でCsをケイ酸カルシウムに吸着させる試験を行った。吸着速度の解析の結果、基本的な吸着機構は化学吸着であることが示唆された。また、等温における吸着量のCs濃度依存性の評価により、単分子層の形成の後に多分子層が形成することが示唆された。

論文

Development of numerical simulation method to evaluate detailed thermal-hydraulics around beam window in ADS

山下 晋; 菅原 隆徳; 吉田 啓之

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/12

ADSにおけるビーム窓周りのLBE(Lead-bismuth eutectic:鉛ビスマス)の詳細な流れ場を解析するためには、非定常かつ複雑な流れ場を解析できるシミュレーションコードが必要である。ビーム窓周りの詳細かつ大規模な流れ場を解析するために、原子力機構が独自に開発している3次元多相多成分詳細熱流動解析が可能で、最新のスーパーコンピュータを用いた超並列計算が可能なコードJUPITERを適用した。本論文では、JUPITERを用いてLBEのビーム窓周りの流れ場の傾向を把握するために、非定常解析を実施した。加えて、ビーム窓周りの流れ場解析を行う上での考慮すべきパラメータや課題の抽出を行った。

論文

Dose estimation in recycling of decontamination soil from the Fukushima Daiichi NPS accident for land reclamation

島田 亜佐子; 根本 宏美*; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所事故後の除染作業等により発生した除去土壌を土地造成の資材に再利用することは、廃棄物の効率的な減量のための用途の1つとして考えられている。本研究では、再生資材を土地造成へ利用したケースに対し、施工から供用(植栽による緑地化)に至るまでの作業者及び一般公衆に対し被ばく経路を設定し、線量評価を行った。その結果から、年間追加被ばく線量が1mSv/yを超えない放射性セシウム濃度レベルを算出した。また、供用時の一般公衆に対する追加被ばく線量を10$$mu$$Sv/y以下に抑えるために必要な構造材(客土)厚さ条件を検討した。さらに、仮に地震,森林火災等の災害による土地造成地の変状等が生じた場合の追加被ばく線量を評価し、災害及び復旧時の追加被ばく線量が1mSv/yを超えないことを確認し、これらの評価から土地造成として再利用可能な濃度レベルを提示した。

論文

Influence of artificial radionuclide deposited on a monitoring post on measured value of ambient dose rate

平岡 大和; 外間 智規; 宗像 雅広

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

原子力災害発災時には、原子力施設周辺地域の住民は主にモニタリングポスト(MP)の空間線量率測定値を用いて避難を判断する。しかし、MPに付着した人工核種によって測定値が上昇すれば、実際に測定したい周辺環境の空間線量率が過大に測定されることが考えられる。本研究の目的は、適切な住民避難の実施に資するため、モニタリングポストに人工核種が付着した場合であっても、正確な空間放射線量率の評価を実現させることである。本研究ではMPと水平な地表を模擬し、モンテカルロ計算を行った。MPの屋根と地表由来の空間線量率測定値を計算し、二つの比を求めた。計算の結果、屋根由来の空間線量率測定値が全体の42%を占めた。すなわち、MPに付着した人工核種が空間線量率測定値を優位に上昇させる可能性があることを示した。しかし、今回は簡単な体系であったため、42%は大きく見積もった値であると考えられる。

論文

Validation study of initiating phase evaluation method for the core disruptive accident in an SFR

石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 10 Pages, 2019/05

高速炉の安全研究の分野では炉心損傷事故(CDA)が評価上重要な課題であるとして、当該事故に関する評価手法の研究開発が進められて来ている。その中でSAS4AはCDAの起因過程(IP)の事象進展を評価するために開発が進められている解析コードである。本研究ではSAS4Aの信頼性向上のため、PIRT手法を適用したSAS4Aの検証を行った。SAS4Aの検証は、(1) CDAの代表的な事象であるULOFに対する評価指標(FOM)の選択、(2) ULOFに関連する物理現象の抽出、(3)物理現象のランク付け、(4)評価マトリクスの構築、(5)評価マトリクスに基づく試験解析、という流れで実施し、これによりSAS4Aの信頼性向上を図ることができた。

論文

Development of a handy criticality analysis tool for fuel debris

多田 健一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

燃料デブリの臨界管理は東京電力福島第一原子力発電所の廃炉作業にとって重要な研究課題の一つである。燃料デブリはその幾何形状や平均燃焼度, 含水率などが不明なため、燃料デブリの臨界性の不確かさは大きい。そのため、廃炉作業計画を作成するためには、非常に多くの条件を検討する必要がある。また、廃炉作業計画作成の効率化のためには、炉物理の専門家以外も容易に臨界性の評価ができることが望ましく、既存の臨界性解析コードでは不十分である。そこで本研究では、高速かつ容易に燃料デブリの臨界性を評価するため、Excelを用いた簡易的な臨界性解析コードHANDを開発した。HANDでは、臨界性評価の経験を持たない廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に取り扱えるように、非常にシンプルな入力となっている。また計算結果は数値だけでなくグラフでも表示されるため、直感的に理解しやすい形となっている。HANDを用いることで廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に燃料デブリの臨界性評価が可能になることから、HANDを導入することにより、廃炉作業の加速が期待できる。

論文

Area ratio method via linear combination of the neutron counts in pulsed neutron experiment

方野 量太

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

加速器駆動システム(ADS)の高精度未臨界度測定に向け、未臨界度と相関のある即発中性子減衰定数($$alpha$$)を測定する手法として線形結合法を提案している。提案手法は、パルス中性子実験において複数の検出器で測定された中性子計数の時間進展を線形結合させることにより、未臨界度測定に誤差をもたらす空間高次モードを低減させ、$$alpha$$を測定する手法である。本研究は、提案手法の更なる可能性検討として、線形結合法によって結合された中性子計数の即発中性子成分と遅発中性子成分の比(面積比)がドル単位未臨界度と等価であることを理論的に示し、数値計算を通じてドル単位未臨界度の測定可能性を示した。本研究によって、高次モードによる誤差を低減させた、未臨界度絶対値測定が可能となると期待できる。

論文

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

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.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO$$_{2}$$、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$及びCsFeSiO$$_{4}$$の熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。

論文

Study on chemisorption model of cesium hydroxide onto stainless steel type 304

中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)を用いて既存モデルを修正することで、気相中の水酸化セシウム濃度やSS304中のケイ素濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。

論文

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05

沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。

論文

Influence evaluation of sampling methods of the non-destructive examination on failure probability of piping based on probabilistic fracture mechanics analyses

真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

国内の原子力発電所では、構造健全性の確保のため、日本機械学会維持規格等に従って配管溶接部の非破壊試験(NDE)が実施される。応力腐食割れ等の経年事象が想定されない溶接部において、一連のNDEは10年の間隔にわたって実施され、各間隔での試験程度は維持規格において要求される。試験対象の溶接線は、2つのサンプリング方式に基づいて試験程度を考慮して選択される。1つは前回の試験と同じ箇所を選択する定点サンプリングである。もう一つは、前回の試験とは異なる箇所を選択するランダムサンプリングである。NDEにおけるサンプリング方式の選択は、配管の構造健全性における重要な要素の1つと考えられる。確率論的破壊力学(PFM)解析は、構造健全性評価の合理的な手法の一つであり、NDEの影響を考慮して亀裂を有する機器の破損確率等の定量値を評価できる。本研究では、PFM解析に基づき原子炉配管の破損確率に及ぼすNDEのサンプリング方式の影響を評価し、その結果、PFM解析から得られた破損確率は、NDEのサンプリング方式を選択するための定量的な数値指標として有用であることを確認した。

論文

Calculation of gamma and neutron emission characteristics emitted from fuel debris as a basis for determination of suitable detector system

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

Determination of fuel debris location and distribution inside primary containment vessel (PCV) of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is important to decide further decommissioning step and strategy. Past measurements not yet provide enough information to determine fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurements effort, we simulate detector response inside PCV based on calculated photon and neutron emission spectrum produced from fuel debris. The Calculation result could be use as basis for determination of suitable spectrometer system or detector for search, localized, define fuel debris distributions and treatment of fuel debris.

論文

Effect of experimental setting and surface roughness on oxidation behavior of Zry-4 in steam at 1273 K

Negyesi, M.; 天谷 政樹

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

This work deals with oxidation behavior of Zry-4 fuel cladding exposed to steam at 1273 K. The condition corresponds to LOCA. The effect of the specimen surface roughness and experimental setting on the oxidation behavior was investigated by employing two experimental techniques for oxidation tests and metallographic analysis along with hydrogen pick-up measurement. Slower heating rate under steam flow led to significantly slower oxidation rate during the subsequent isothermal exposure. As a consequence, the breakaway was delayed substantially. The effect of the specimen surface roughness on the oxidation behavior seemed to be rather minor under the investigated conditions. On the other hand, hydrogen uptake was found to be substantially affected by both the specimen surface roughness and the tested experimental setting.

論文

Heterogeneity of BWR control blade degradation under steam-starved conditions

Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; 永江 勇二; 倉田 正輝

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

This paper presents recent results on high-temperature control blade degradation at the very beginning phase of a severe accident in BWRs. The large-scale experiment has been performed in JAEA-CLADS laboratory using Large-scale Equipment for Investigation of Severe Accidents in Nuclear reactors (LEISAN). A prototypic sequence of Fukushima Daiichi (1F) Unit 2 has been taken. It has been shown that due to specific conditions happened at Unit 2 the lack of available oxygen allowed metallic melt more flexibility for relocation and inhomogeneous redistribution of melt components due to specially recreated temperature gradient. Phase composition of remained B$$_{4}$$C control blade claddings at different elevations, and phase composition of melt has been investigated by complementary methods and have shown significant difference in elevations together with stratification of metallic components with origination of high melting point layers due to redistribution of steel components and involvement of B and C. It allowed absorber blade residuals with B$$_{4}$$C inside being severely damaged by melting to survive at 1475$$^{circ}$$C and protect B$$_{4}$$C from direct contact with steam.

論文

Formation of agglomerated debris in jet-breakup experiment using metallic melts

岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

For evaluation of the debris coolability, agglomeration, which is merging of melt particles with the others and formation of massive debris, is critical in the severe accidents in light water reactors. We carried out small-scale experiments of agglomerated debris formation using metallic melt to establish a data base for modelling and validation. Molten metal of low melting point was ejected into a test section filled with water though a nozzle. A high-speed video camera recorded images of settlement of the melt particles generated form a melt jet onto a plate located in the test section. After the melt injection, we collected the debris and investigated detailed shapes of the debris. Based on the results, we assessed the feasibility of the experiments of agglomeration using the metallic melt.

論文

Development of evaluation method for aerosol particle deposition in a reactor building based on CFD

堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は4$$sim$$14となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。

論文

Simulation analysis on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by different projectiles, 1; Comparison of impact behavior for rigid projectiles with flat and hemispherical nose shape

Kang, Z.; 永井 穣*; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験結果から導かれた実験式が主であり、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。本研究では、実験結果および解析結果に基づき飛翔体の斜め衝突に対する評価式を提案することを最終目的とする。これまでに、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、先端形状が円筒型の剛・柔飛翔体の衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)版の局部損傷評価について検討してきた。本稿では同様の解析手法を用いて、先端形状が半球型・円筒型の剛飛翔体の斜め衝突によるRC版の局部損傷評価結果を分析し、飛翔体の先端形状の違いによるRC版の局部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

Verification of a probabilistic fracture mechanics code PASCAL4 for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered as a promising methodology in the integrity assessment of structural components in a nuclear power plant since it can rationally represent the influence parameters in their inherent probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) has been developed by Japan Atomic Energy Agency, which can be used for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Up till now, many efforts have been made on verifying the PASCAL4 code. Among them, a Japanese working group which is consisted of seven participants from industries, universities and institutes was established to conduct the verification studies. Based on verification activities during the past two years, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs were confirmed with great confidence. This paper summarizes the verification activities in this working group including the verification plan, analysis conditions and results.

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