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石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁; 五十嵐 誉廣
Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00434_1 - 24-00434_7, 2025/08
商用使用済核燃料再処理施設では、ZrとR-SUS304ULCの配管を、R-SUS304ULCとZrの間にTaを挟み爆着接合した継手により接合している。一方、Taは、再処理施設の機器の除染に使用されるNaOH水溶液中で水素発生により腐食する。このため、水素吸収による接合部の水素脆化が懸念される。しかし、このような継手の水素吸収挙動に関する研究は少なく、様々な除染条件下で継手が吸収する水素量を評価することは困難である。本研究では、水素吸収挙動に及ぼす浸漬環境の影響を調べるため、NaOH水溶液中への継手の浸漬試験を、水素吸収環境を調べるために電気化学測定を行った。その結果、接合部のTaへの水素吸収量は、浸漬時間にかかわらず、純Taに比べ減少した。また、R-SUS304ULCまたはZrと接続したTaのガルバニック電流測定により、NaOH溶液中では水素発生反応がR-SUS304ULCとZr表面に分離し、Taの水素吸収が抑制されていることが明らかとなった。
結城 光平*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 結城 和久*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00451_1 - 24-00451_8, 2025/08
福島第一原子力発電所の燃料デブリは通常、浸漬状態で冷却される。しかし、予期せぬ水位低下が発生した場合、冷却水が多孔質構造を持つ高温の燃料デブリに接触する。このような場合、燃料デブリを早急に冷やす必要があるが、固液接触時の毛細管現象といった熱挙動は十分に理解されていない。本論文では、1mm以下の小孔を有する金属多孔体に接触した液滴の蒸発特性を評価した基礎研究について述べる。孔径1, 40, 100
mのブロンズまたはステンレス多孔体を用いた実験を行い、液滴のライフタイム曲線を推定した。結果として、発生した蒸気が小孔から排出されることで、多孔質体表面ではライデンフロスト現象が抑制されることがわかった。さらに、ブロンズ多孔質体では多孔質体の温度が上昇すると微細構造を持つ酸化膜が毛細管現象を促進した。一方、ステンレス多孔体では濡れ性が低いことで毛細管現象が抑制され、孔内への液滴の吸収および分散が抑制される。したがって、燃料デブリには毛細管力が作用しないと仮定して冷却システムを構築すべきである。
神谷 朋宏; 永武 拓; 小野 綾子; 多田 健一; 近藤 諒一; 長家 康展; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00461_1 - 24-00461_9, 2025/08
原子力機構では、高忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行っている。今回は、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、単一のBWR燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施した。核熱連成シミュレーションの結果、ボイド率とそれに対応する燃料棒の発熱量分布について定性的に妥当であることを確認した。
Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; 伊東 雅晴
Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-004501_1 - 24-00450_12, 2025/03
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。本研究では、飛翔体の衝突角度を変化させた試験条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、RC板構造の局部損傷挙動を確認するとともに、試験結果の分析や解析条件に関する検討等を通じて解析手法を整備し、試験結果との比較により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、斜め衝突の支持部の剛性によるRC板構造の反力への影響に着目する。これまでに、斜め衝突試験を実施している。試験時のRC板構造試験体の支持部の剛性を確認するために、支持部の静的載荷試験を実施した。得られた荷重-変位の関係等をもとに支持部の剛性を推定して解析モデルに反映し、解析結果と実験結果を比較し、得られた知見について報告する。
小野 綾子; 坂下 弘人*; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(4), p.24-00188_1 - 24-00188_12, 2024/07
原子力機構では、VOF法に基づく詳細二相流解析手法による炉内二相流評価手法の開発を行っており、燃料集合体を対象とした大規模二相流解析に適合する簡易沸騰モデルを開発着手した。簡易沸騰モデルでは、気泡の径や離脱までの時間を知るために、シミュレーションのグリッドサイズ以下となる気泡成長および運動の方程式を解く。一方で、JUPITERは、マイクロメートルオーダー以上の気泡挙動を計算する。本研究では、垂直面での強制対流沸騰が開発した簡易沸騰モデルを用いて解析される。実験データとの比較により、蒸気泡通過時間の流速依存性や熱流束依存性について実験データの傾向をよく説明できる結果となった。
西野 裕之; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*; 権代 陽嗣; 山本 雅也
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00409_1 - 23-00409_15, 2024/04
シビアアクシデントに対する安全対策の有効性評価は日本の高速実験炉「常陽」の再稼働にも必要となる。それらの安全対策には深層防護レベル4の中の対策も含まれる。既往研究では、出力運転時のレベル1PRAを実施し、深層防護レベル1から3までの安全対策の失敗の事故シーケンスの発生頻度を計算、支配的な事故シーケンスグループの同定、支配的な事故シーケンスの同定を実施した。このような成果に基づき、本研究では深層防護レベル4の対策によって発生頻度の減少を示す出力運転時のレベル1PRAを実施した。結果、各事故シーケンスグループの発生頻度は減少し、発生頻度は約1E-6/炉年となった。既往研究で算出した発生頻度と比べて本研究で算出した発生頻度は1/1000倍になった。崩壊熱除去喪失が全ての事故カテゴリの中で最も支配的であった。
岩本 敏広; 齋藤 まどか*; 高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 成瀬 惇喜*; 塚原 剛彦*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00444_1 - 23-00444_7, 2024/04
Nuclear fuel fabrication process has generated a large amount of wastes contaminated with enriched uranium, and those have been accumulated for long time in Japan. These waste hasn't treated, because there is no protocol to treat and dispose these. Procedure is proposed; 1) Leaching Uranium from the waste, 2) recovering uranium from the leaching solution, 3) treating residue and secondary waste for disposing in the near field region. Temperature swing extraction technology is one of promising methods to recover uranium efficiently. In the technology, uranium ions are extracted by extraction, and complex with ligands are separated by a polymer with reversible hydrophilic-hydrophobic properties. Monoamides can be adopted to the procedure. However suitable structure of monoamide for the technology is unclear. Therefore, for deciding appropriate structure of monoamides, these with different alkyl chain structures were synthesized, and applicability of the extractants were evaluated by solvent extraction and temperature swing extraction experiments. In experiments, Ce(IV) was used as a simulant of U(IV). Three monoamides were synthesized, and solvent extraction experiments and Temperature swing extraction experiments were carried out.
田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00424_1 - 23-00424_13, 2024/04
安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出する統合評価システムであるARKADIAについて、その概要とともに、要素開発及び設計最適化プロセスの開発状況についてまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現するとともに、最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムであることについて概要を紹介する。
青柳 光裕; 牧野 徹*; 大木 裕*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00459_1 - 23-00459_12, 2024/04
The SPECTRA code has been developed as an integrated safety analysis tool for sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the capability of SPECTRA is enhanced by integrating the analyses of sodium pool fire and concrete ablation for overlapped events of the ex-vessel phenomena. The sodium pool fire module is connected to the shared module for the sodium pool and the floor concrete developed in our previous study. The developed model is validated through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire experiment. The calculation results of the temperature and combustion rate show good agreement with the experimental result. A demonstration analysis is also conducted for an overlapped event of the ex-vessel phenomena.
渡部 創; 高畠 容子; 長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00461_1 - 23-00461_10, 2024/04
Japan Atomic Energy Agency is developing extraction chromatography technology to recover MA(III) from spent nuclear fuel. Developments in the extraction chromatography system especially focusing on safety and stable operation are required for practical application of the technology. This paper discusses the main tasks that have to be challenged preferentially based on achievements obtained by previous studies and potential MA(III) recovery process flow.
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00407_1 - 23-00407_8, 2024/04
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III)) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle. Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, we applied a granulation technique using a spray dryer that is widely used in industry, and conducted experiments to find the optimal specifications for silica support particles and conditions for the granulation operation. A basic characterization of the adsorbent prepared from the produced particles was carried out by an adsorption test of simulated high level liquid waste.
渡壁 智祥; 奥田 貴大; 岡島 智史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00395_1 - 23-00395_13, 2024/04
高速炉開発においては、三次元免震の適用が計画されている。その場合、原子炉建屋とタービン建屋を繋ぐ渡り配管には、耐震プラントでは発生しない大きな変形が水平、上下方向に作用するため、渡り配管の耐震設計成立性が課題である。加えて、高速炉では、軽水炉と比べて高温熱を取り出すため、主蒸気配管も軽水炉と比べてより高温条件下での運転となることから、高温強度に配慮した設計が必要となる。ここでは、渡り配管レイアウトに対し、日本機械学会設計・建設規格第II編高速炉規格に基づく強度評価を実施し、その結果と過去の破損試験等の最新知見を踏まえ、高速炉用渡り配管の設計評価法を検討した。
奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00405_1 - 23-00405_12, 2024/04
地震に対する確率論的リスク評価(PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価に資する現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。特に、配管系はプラント固有の複雑なルート形状を有していることから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きいことが知られている。弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。
山本 智彦; 渡壁 智祥; 宮崎 真之; 岡村 茂樹; 宮川 高行; 横井 忍*; 深沢 剛司*; 藤田 聡*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00393_1 - 23-00393_21, 2024/04
A sodium-cooled fast reactor (SFR) considers adopting 3-dimensional seismic isolation devices for withstanding seismic loads not only horizontal but also vertical direction. A seismic isolation device consists of a laminated rubber bearing and horizontal oil dampers for horizontal direction, coned disc springs and vertical oil dampers for vertical direction, respectively. In order to investigate the performance of each component and the feasibility of integrated system for SFR, the experiments such as load-displacement tests, vibrating tests, etc., to each component of seismic isolation devices and seismic response analysis are carried out. As those experimental results, the mechanical characteristics of each component and the devices are grasped, then it is demonstrated that components and devices have expected performances to reduce the seismic loading within the design range. As the analytical results of seismic response, it is indicated that this 3-dimesional seismic isolation device and system can reduce the seismic response on horizontal and vertical simultaneously. Based on the analytical studies and experimental results, the feasibility of newly developed 3-dimensional seismic isolation system is obtained and the prospect of practical application of 3D seismic isolation system for fast reactor is implied in this paper.
今野 力; 河内山 真美; 林 宏一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00386_1 - 23-00386_11, 2024/04
放射化計算コードORIGENとORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリがJENDL-5とJENDL/AD-2017から作成された。200群と48群のORIGEN放射化断面積ライブラリはAMPX-6コードで作られ、199群のMAXSフォーマットのORIGEN-S放射化断面積ライブラリはPREPRO2018コードで作られた。作成されたORIGENとORIGEN-Sの放射化断面積ライブラリを検証するため、JPDR放射化計算が行われた。作成した放射化断面積ライブラリとコード付属の放射化断面積ライブラリを用いたORIGEN計算結果、200群と48群のORIGEN計算結果、ORIGENとORIGEN-Sの計算結果、等の比較を行い、計算結果の多くの違いは20%以下で、作成した放射化断面積ライブラリに問題がないことを確認した。
栗坂 健一
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00377_1 - 23-00377_14, 2024/04
本研究は、既存のナトリウム冷却高速炉SFRにおける観測データに基づき蒸気発生器SG伝熱管漏えいの発生率の時間変化を把握することを目的とする。対象とするSFRは仏国のPhenix及び露国のBN-600である。公開文献を基に、管-管板溶接数、管-管溶接数、母材の伝熱面積、SG運転時間、SG伝熱管漏えい発生日、漏えい位置、漏えいモジュールの交換などの漏えい後の是正措置を調べた。これらのデータを踏まえ、漏えい発生までの運転時間を推定し、上記部位毎に伝熱管漏えい発生率の時間変化をハザードプロット法により定量化した。結果、Phenix及びBN-600両者の管漏えい発生率は減少傾向を示した。Phenixの傾向は溶接及び運転条件の改善によるものと考えられる。BN-600については運転初期に破損に拡大した初期欠陥が原因と考えられ、漏えい後特別な対策が講じられていないことから単純に発生率が時間とともに減少したと考えられる。またPhenixの管-管溶接部の漏えい発生率は繰り返し熱応力によって短期に増大する傾向が示された。
浜瀬 枝里菜; 桑垣 一紀; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00440_1 - 23-00440_14, 2024/04
設計最適化支援ツールARKADIA-Designの一部として、炉心設計最適化プロセスを整備している。本プロセスでは、核設計から熱流動設計、燃料健全性評価、プラント動特性までの一連解析を実施し、ベイズ最適化(BO)を用いて効率的に最適な設計仕様を導出する。本研究ではまず、炉心設計例を参考に代表例題を設定し、最適化プロセスを具体化した。続いて、例題設定の適切性を確認するため、最低限の要件として、核設計とプラント動特性の統合解析にBOを用いて単目的最適化問題を解いた。その結果、最適解の存在及び最適解と参照解が良く一致することを確認し、最適化プロセスが代表例題に対して適用できる見通しを得た。
高屋 茂; 関 暁之; 吉川 雅紀; 佐々木 直人*; Yan, X.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00408_1 - 23-00408_11, 2024/04
原子力発電所の安全性向上には、異常時の対応力の強化が重要である。そのためには事前に潜在的なリスクを徹底的に洗い出し、対応策を準備する必要がある。また異常発生時には、運転員は迅速に状況を理解し、適切な対応策を選択しなければならない。本研究では、AI技術を活用して、異常の状況だけでなく、状況に応じた対策案を提示する革新的な運転員支援システムを提案する。提案システムの構成や機能等について、HTTRを例題として説明する。
船越 智雅; 渡部 創; 荒井 陽一; 岩本 敏広; 渡部 雅之; 西本 能弘*; 安田 誠*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00445_1 - 23-00445_7, 2024/04
Various types of machine oil are used for analysis and utility equipment, and these organic liquid wastes are stored in nuclear facilities and laboratories. Perfluoro oil, generally used in vacuum pumps, is difficult to decompose because of its chemical stability. In order to achieve complete mineralization of the organic liquid wastes, the application of a subcritical water reaction was examined. In this study, the effect of introducing a functional group into a perfluoro compound on its decomposition performance was experimentally evaluated. First, we carried out the transformation of perfluorohexane to perfluorohexyl iodide or perfluoroheptanoic acid based on reported procedures. Next, laboratory scale batchwise decomposition tests with subcritical water on perfluorohexyl iodide and on perfluoro heptanoic acid were carried out. The decomposition products of each fluorine compound were identified, confirming that subcritical treatment is a promising treatment method.
CLuu, V. N.; 中島 邦久
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00446_1 - 23-00446_11, 2024/01
Cesium distribution is crucial for decommissioning Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Several experimental studies confirmed Cs retention on stainless steels by performing chemical reactions at high temperatures (typically above 800C)), but the Cs retention on concrete, used in large quantities in light water reactors, is not fully understood. This study demonstrated that Cs might have been deposited and retained on the concrete structures where the temperature was not so high during the 1F accident. Results showed that the CsOH/concrete interaction at around 200C occurred in water-insoluble Cs-(Al,Fe)-Si-O deposits and water-soluble phases, i.e., cesium carbonate hydrate and possibly cesium silicate if Al and Fe are not present. CsOH might be trapped on concrete by chemical reaction with CaCO
to form Cs
CO hydrate, and with aluminosilicate and SiO(quartz) to form Cs-Al-Si-O and Cs-Si-O deposits, respectively. This output could help elucidate the trapping mechanism that caused extremely high radioactivity on concrete shield plugs at 1F and develop an effective decommissioning practice for concrete structures.
