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茂木 孝介; 柴本 泰照; 久木田 豊
Annals of Nuclear Energy, 184, p.109679_1 - 109679_10, 2023/05
Inertial deposition of small (less than a few 
m in diameter) aerosol particles in mm-scale bubbles is an old but unsettled issue in modeling of pool scrubbing phenomenon. Whereas existing practical models give no specific consideration to the bubble-internal transport, some studies have shown that inertial transport affects considerably the particle deposition rate. We show, on the basis of Lagrangian simulations of particles advected by steady internal circulation in a spherical bubble, that particle centrifugal velocity becomes scale invariant for low- Stokes numbers (St 
) when the characteristic timescale is chosen to be that for transversal particle motion at the Stokes terminal velocity corresponding to the local fluid acceleration. Because a scaling law can be derived by running simulations with a small number of particles, it can provide a practical tool for considering the influence of inertial particle transport within the bubble on the decontamination factor.
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 181, p.109534_1 - 109534_10, 2023/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)既存のPUREXプラントと技術による高温ガス炉使用済燃料の再処理の実現可能性を検討した。高温ガス炉の使用済燃料溶解液は、軽水炉に比べて燃焼度が3倍高いことにより、約3倍のウラン235と1.5倍のプルトニウムを含む。そこで、六ヶ所再処理プラント(RRP)の限界を満たすために、使用済燃料の重金属を劣化ウランで3.1倍に希釈する。本研究では、希釈によるウランとプルトニウムの回収率を、再処理プロセス計算コードを用いたシミュレーションによって確認した。さらに、経済的観点から希釈しない場合の成立性についても検討した。その結果、希釈しなくても実現可能であることが確認され、物質収支や臨界性の観点から施設を最適化する必要があるものの、希釈する場合に比べて再処理量が1/3に削減されることが期待される。
Hong, Z.*; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; Liao, H.*; Yang, H.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*
Annals of Nuclear Energy, 180, p.109462_1 - 109462_9, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.09(Nuclear Science & Technology)実機制御棒の模擬材として、B
C材とSUS304を用いて一連の実験を実施した。1450K-1500Kの温度範囲で共晶反応速度定数を得た結果、本研究で得られた反応速度定数は参照値と一致した。また、反応面の微細構造を観察し、組成分析を行った。
松本 俊慶; 川部 隆平*; 岩澤 譲; 杉山 智之; 丸山 結
Annals of Nuclear Energy, 178, p.109348_1 - 109348_13, 2022/12
シビアアクシデント時の溶融物関連事象を評価するためにFCIコードであるJASMINEの機能拡張を行った。溶融物の冷却性評価ではキャビティ床面上における粒子状・アグロメレーション・ケーキ状デブリ質量割合や最終的な幾何形状の予測が必要である。アグロメレーションモデルでは、熱を保有した粒子同士のくっつきを考慮し、組み込んだ。もう一つのモデル改良は拡がりモデルの改良である。浅水方程式を導入し、拡がり先端部のクラスト成長に基づく拡がり停止条件を組み込んだ。調整係数の最適化のためにスウェーデンKTHにおいて実施されたDEFOR-A及びPULiMS実験を参照した。JASMINEコードによる実験解析では共通のパラメータセットで良い再現性が得られ、主要な現象は適切にモデル化されたことを示した。
Simanullang, I. L.*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石塚 悦男; 飯垣 和彦; 藤本 望*
Annals of Nuclear Energy, 177, p.109314_1 - 109314_8, 2022/11
Power distribution plays a significant role in preventing the fuel temperature exceeds the safety limit of 1600
C in high-temperature gas-cooled reactors. The experiment to measure the power distribution in the graphite-moderated system was carried out with the Very High Temperature Reactor Critical Assembly facility. In the previous study, the power distribution in the VHTRC was calculated using a nuclear design code system based on diffusion calculation. The results showed a maximum discrepancy of up to 20 between the experiment and calculated values in the axial direction. The large discrepancy occurred near the boundary of fuel and reflector regions. This study describes the evaluation results of pin-wise power distribution of the VHTRC with the Monte Carlo MVP3 code. The calculation results were in good agreement with the measured results. In the axial direction, the discrepancy was less than 1 around the boundary of fuel and reflector regions.
横山 薫; 大橋 裕介
Annals of Nuclear Energy, 175, p.109240_1 - 109240_7, 2022/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力施設の廃止措置により発生するコンクリート廃棄物のウラン放射能の評価方法を検討した。Ac-228、Tl-208、K-40のピークはコンクリート廃棄物に由来するため、ウラン源から放出される1001keVのピークを区別することは困難である。そのため、コンクリートや環境からのガンマ線を補正する式を導き出し、ウランを定量した。コンクリート廃棄物の重量が約300kgの場合、ウランの重量が3g以上であれば、約30%の相対誤差で定量できる。測定試験は、均質な模擬コンクリート廃棄物を使用して実施した。ウラン処理施設のコンクリート表面はウラン汚染があり、コンクリート表面を削って発生した小さな塊をドラム缶に入れて測定するため、均質なコンクリートの試験は実際の廃棄物を反映していると考えられる。
山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二
Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.
nard convection using new developed mist models大平 博昭*; 田中 正暁; 吉川 龍志; 江連 俊樹
Annals of Nuclear Energy, 172, p.109075_1 - 109075_10, 2022/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉(SFR)のカバーガス領域におけるミスト挙動を高精度で評価するため、混合気体のレイリー・ベナール対流(RBC)に対する乱流モデルを選定するとともに、ミストに対するレイノルズ平均数密度とミストの運動量方程式を開発し、OpenFOAMコードに組み込んだ。最初に、単純な並列チャネルのRBCを、Favre平均k-
SSTモデルを使用して計算した。その結果、平均温度と流量特性はDNS, LES、および実験の結果とよく一致した。次に、本乱流モデルと新しく開発したミストモデルを用いて、SFRのカバーガス領域を模擬した熱伝達試験装置を計算した。その結果、計算された高さ方向の平均温度分布とミスト質量濃度が試験結果とよく一致した。本研究により、SFRのカバーガス領域において乱流RBC環境でのミスト挙動を高精度にシミュレートできる手法を開発した。
永瀬 文久
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109052_1 - 109052_8, 2022/06
被引用回数：1 パーセンタイル：68.2(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故において、酸化されたZr合金被覆管がスペーサーグリッドにより急冷時に強く拘束されると燃料の破損限界が低下する。したがって、軸方向拘束の現実的なレベルを推定することが、燃料の安全性に関するひとつの課題である。本研究では、PWR型模擬燃料セグメントと3
3グリッド片からなる試験体を、水蒸気中で加熱,冷却、および急冷し、燃料セグメントにかかる軸方向拘束力を測定した。ジルカロイ製グリッドの拘束力は温度とともに徐々に低下した。1060K以上に加熱されると、拘束力の低下は回復しにくく、冷却および急冷時の最大拘束力は以下10Nであった。インコネル製グリッドについては、拘束力が以上1070Kで明らかに減少したが、冷却により部分的に回復した。インコネル製グリッドによる最大拘束力は20から50Nであった。従来研究で予測されたような非常に強い拘束は、グリッド位置での酸化,膨れ,破裂、または共晶形成によって起こる可能性は一般的には低い。
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06
被引用回数：2 パーセンタイル：86.49(Nuclear Science & Technology)In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06
0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.
大泉 昭人; 菅原 隆徳; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 169, p.108951_1 - 108951_9, 2022/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)使用済燃料に含まれる高レベル放射性廃棄物処分の負担軽減のために、商業サイクルから分離したマイナーアクチノイドを加速器駆動システム(ADS)により核変換させる、分離変換サイクルの研究開発が進められている。扱われる燃料の化学形態や組成が既往サイクルとは異なるため、分離変換サイクルに要求される保障措置(SG)の検認精度や核物質防護(PP)のレベルについて検討する必要がある。本研究では、核セキュリティーや核不拡散の観点でADS施設の貯蔵プールに保管されている燃料集合体の盗取や不正利用を想定し、SGの査察目標やPPの設計レベルの検討に資する物質不正利用価値が評価された。その結果、ADS施設に必要なSGの査察目標やPPの設計レベルを決める上で重要な要素の一つとして、基本的な燃料物性に基づいた定量的なコンポーネントを作成した。また、一般的な沸騰型軽水炉(BWR)のMOX燃料集合体の同評価結果と比較された。核セキュリティーの観点では、ADSの燃料集合体は、BWRのMOX燃料集合体よりも不正利用価値が低いという結果となった。核不拡散の観点では、ADSの燃料集合体中のプルトニウム(Pu)は、BWRのMOX燃料集合体中のPuよりも不正利用価値が低いという結果となったが、ADSの燃料集合体中のウラン(U)は、自発核分裂中性子発生数の差により、BWRのMOX燃料集合体中のPuと不正利用価値が同等かわずかに高いという結果となった。さらに、今回の評価を通し、多くの超ウラン元素やレアアースを含んでおり、かつU-234が同位体組成比の多くを占めるUを含んでいるADSの照射前の燃料集合体を、現行の規制基準における新燃料と位置付けるか使用済み燃料と位置付けるか判断が困難であるという新たな課題が抽出された。
-eigenvalue perturbation in Monte Carlo calculationTuya, D.; 長家 康展
Annals of Nuclear Energy, 169, p.108919_1 - 108919_9, 2022/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核分裂性物質の系に加えられる変化が固有値に与える影響を評価するには、摂動論と言われる特別な方法が必要である。この研究では、相関サンプリング(CS)法と随伴重み法に基づく繰り返し核分裂確率(IFP)を組み合わせることにより、近似を用いない厳密な摂動理論に基づく随伴重み相関サンプリング(AWCS)法を開発した。この厳密な摂動理論に基づいて開発されたAWCS法は、小さな摂動に対しても非常に小さい不確かさを与えるCS法の利点と連続エネルギモンテカルロ法に対して安定した結果を与えるIFP法に基づく随伴重み法の利点を有しており、摂動計算のための新しい正確な方法を与えるものである。開発されたAWCS法の検証のために行ったGodiva及び単純化されたSTACY数密度摂動問題の解析結果は、参照計算結果とよく一致をした。
権 セロム*; 今野 力; 太田 雅之*; 佐藤 聡*
Annals of Nuclear Energy, 169, p.108932_1 - 108932_7, 2022/05
被引用回数：1 パーセンタイル：68.2(Nuclear Science & Technology)最近、TENDL-2017のアルファ粒子サブライブラリのBe-9の3つのENDFファイルの一つの中性子生成データに問題があることが指摘された。そこで、核融合中性子源A-FNSの核設計で使う可能性のあるTENDL-2017の重陽子サブライブラリのBe-9の3種類のENDFファイルのテストを行った。その結果、中性子生成断面積、生成中性子エネルギースペクトルが3種類のENDFファイル間で大きく異なることを見つけ、その原因も特定した。また、最新のTENDL-2019でTENDL-2017の問題のいくつかは改善されたが、まだ問題が残っていることも明らかにした。
石垣 将宏*; 安部 諭; Hamdani, A.; 廣瀬 意育
Annals of Nuclear Energy, 168, p.108867_1 - 108867_20, 2022/04
被引用回数：2 パーセンタイル：86.49(Nuclear Science & Technology)It is essential to improve computational fluid dynamics (CFD) analysis accuracy to estimate thermal flow in a containment vessel during a severe accident. Previous studies pointed out the importance of the influence of initial and boundary conditions on the CFD analysis. The purpose of this study is to evaluate the influence of initial and boundary conditions by numerical analysis of natural convection experiments in a large containment vessel test facility CIGMA(Containment InteGral effects Measurement Apparatus). A density stratification layer was initially formed in the vessel using helium and air, and external cooling of the vessel surface-induced natural convection. In this study, we carried out numerical simulations of the density stratification erosion driven by the natural convection using the RANS (Reynolds averaged Navier-Stokes) model. As a result, the temperature boundary condition of the small internal structure in the vessel had a significant influence on the fluid temperature distribution in the vessel. The erosion velocity of the density stratification layer changed depending on the initial gas concentration distribution. Then, appropriate settings of the temperature and gas concentration conditions are necessary for accurate analysis.
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 168, p.108911_1 - 108911_7, 2022/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)中性子飛程の長い炉心に移動検出器を用いた出力分布測定システムを提案した。高温ガス炉と高速炉は、軽水炉とは異なり中性子飛程が長く、炉心の中心にある燃料集合体からの中性子が遠く離れた検出器に到達する。この特性を利用すると、X線CTと同様に、少ない検出器を移動することで出力分布を測定できる。小型炉の場合、出力分布は炉外検出器のみで測定できる。大型炉で炉内検出器で出力分布を測定する場合、材料健全性に関する温度環境など制約で検出器の配置が炉内位置で制限される場合でも測定が可能である。成立性に関しては、高温ガス炉炉心と検出器応答を数値的に模擬することにより確認した。本手法は、高温や照射による損傷が大きいため、炉心内検出器を継続的に配備することが困難な高温ガス炉と高速炉の炉心における出力分布測定に資することが期待できる。
瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 甲斐 哲也; 木村 敦; 中村 詔司
Annals of Nuclear Energy, 167, p.108828_1 - 108828_5, 2022/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)To obtain accurate analytical results via neutron-capture reactions, the effects of sample shapes must be considered. However, the estimations of the effects were difficult to verify in some cases such as sealed samples and valuable objects. In this study, the shape effects for sealed radioactive samples were estimated experimentally. The significant localization of the 
I sample was confirmed only by an energy-resolved neutron imaging. It is revealed that the shape effect was necessary to be corrected at the neutron resonance peaks. Consequently, we conclude that the energy-resolved neutron imaging will be quite effective to improve the analytical accuracy.
安部 諭; Hamdani, A.; 石垣 将宏*; 柴本 泰照
Annals of Nuclear Energy, 166, p.108791_1 - 108791_18, 2022/02
被引用回数：3 パーセンタイル：66.59(Nuclear Science & Technology)This paper describes an experimental investigation of natural convection driven by outer surface cooling in the presence of density stratification consisting of an air-helium gas mixture (as mimic gas of hydrogen) in an enclosed vessel. The unique cooling system of the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (whose test vessel is a cylinder with 2.5-m diameter and 11-m height) is used, and findings reveal that the cooling location relative to the stratification plays an important role in determining the interaction behavior of the heat and mass transfer in the enclosed vessel. When the cooling region is narrower than the stratification thickness, the density-stratified region expands to the lower part while decreasing in concentration (stratification dissolution). When the cooling region is wider than the stratification thickness, the stratification is gradually eroded from the bottom with decreasing layer thickness (stratification breakup). This knowledge is useful for understanding the interaction behavior of heat and mass transfer during severe accidents in nuclear power plants.
塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 杉山 智之; 丸山 結
Annals of Nuclear Energy, 163, p.108587_1 - 108587_9, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In the late phase of severe accident in light water reactor nuclear power station, re-mobilization of fission products (FPs) has a significant impact on the source term because most portion of FPs is retained in reactor coolant system and/or containment vessel. Recently, VERDON-2 experiment showed noticeable re-vaporization, which was one of the re-mobilization phenomena, of iodine under air ingress condition, but this mechanism has not been identified yet. The present study numerically investigated the FPs behaviors in VERDON-2 experiment with the mechanistic FPs transport analysis code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to further understand nature for FPs behavior, especially iodine re-vaporization under air ingress condition. Consequently, this analysis reproduced the deposition profile of cesium, one of important FPs in the source term, along the thermal gradient tube (TGT) in the experiment, which revealed that cesium was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs
MoO and CsTe after the release of molybdenum and tellurium was activated. Regarding iodine as another important FP, formation of CsI was predicted in steam condition. The CsI was transported and partly deposited and condensed onto the TGTs and other components of the VERDON facility. Under the air ingress condition, the present analysis showed the agreement for iodine re-vaporization in the experiment and revealed its mechanism; the deposits of iodide were chemical re-vaporized as molecular iodine (I) gas by redox reaction with competitive elements such as molybdenum, chromium and tellurium.
深谷 裕司; 後藤 実
Annals of Nuclear Energy, 164, p.108617_1 - 108617_6, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)溶液燃料体系を用いる燃料製造施設のための仮想臨界事故における合理的なソースタームを提案した。公衆被ばくは事故時において制限値の5mSvを超えてはならない。そこで、水の放射線分解による水素ガス発生により決定される第一バーストにおける合理的なソースタームを提案した。臨界警報装置と可溶性中性子吸収剤による臨界抑制により、その低減された核分裂数による安全性が保証される。この効果を茨城県東海村の燃料製造施設のサイト条件に基づき、臨界事故中の環境影響評価により確認した。その結果、現行規制ガイドライン下においても、公衆被ばくはサイト境界点において、68mSvから0.6mSvへ低減できることが分かった。
高松 邦吉; 松元 達也*; Liu, W.*; 守田 幸路*
Annals of Nuclear Energy, 162, p.108512_1 - 108512_10, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、常に原子炉からの発熱を除去できるのか、安全性を評価する必要がある。本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の大きさを同一条件で比較した。次に、自然災害により自然対流による平均熱伝達率が上昇するなどの偶発的な条件をSTAR-CCM+でシミュレーションし、除熱量の制御方法を検討した。その結果、受動的安全性に優れ、伝熱面の除熱量を制御できる、大気放射を利用したRCCSが優れていることを明示できた。最後に、自然対流と輻射を再現するためにスケールダウンした除熱試験装置の肉厚(板厚)を決定する方法を見出し、加圧室及び減圧室を用いた実験方法も提案した。
