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浜瀬 枝里菜; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広; 小野 綾子; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00438_1 - 21-00438_15, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化のため、自然循環崩壊熱除去システムにおいて浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)の採用が検討されている。D-DHX稼働時には炉心-プレナム相互作用が生じ、炉容器内熱流動挙動は複雑化するため、プレナム内温度成層化や炉心部の熱流動現象が再現可能な炉容器内多次元熱流動解析評価手法(RV-CFD)の構築が必要となる。本研究では、RV-CFDを設計検討に用いる観点から、低計算負荷の集合体モデルをRV-CFDモデルの炉心部に採用し、ナトリウム試験装置PLANDTL-1を対象に試験解析を実施した。その結果、集合体内温度分布の傾向が再現され、本モデルの炉心-プレナム相互作用に対する適用性を確認した。
高井 俊秀; 古川 智弘; 渡辺 茂樹*; 石岡 典子*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00397_1 - 21-00397_11, 2022/08
がん治療用放射性医薬品として期待されているアスタチン211の量産技術として、量子科学技術研究開発機構において、革新的な"液体ビスマス標的システム"が考案された。このシステムを実現するためには、非常に腐食性の高いビスマス環境下で使用できる高耐食性標的窓が必要となる。この要請にこたえ、われわれは、高速炉および加速器駆動未臨界炉開発の一環として実施された鉛ビスマス環境下での材料腐食の知見に基づき、液体標的窓材を選定するための材料腐食試験を飽和溶存酸素条件下と低酸素濃度条件下で実施し、その腐食挙動を調べた。この結果、FeCrAl合金は優れた耐食性を示し、FeCrMo合金はこれに続いた。これら材料については液体標的窓材に適していると考えられる。
佐藤 一憲; 山路 哲史*; Li, X.*; 間所 寛
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(2), p.21-00436_1 - 21-00436_17, 2022/04
Interpretation for the two-week long Unit 3 ex-vessel debris cooling behavior was conducted based on the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) data and the site data such as pressure, temperature, gamma ray level and live camera pictures. It was estimated that the debris relocated to the pedestal was in partial contact with liquid water for about initial two days. With the reduction of the sea water injection flowrate, the debris, existed mainly in the pedestal region, became "dry", in which the debris was only weakly cooled by vapor and this condition lasted for about four days until the increase of the sea water injection. During this dry period, the pedestal debris was heated up and it took further days to re-flood the heated up debris.
相原 純; 黒田 雅利*; 橘 幸男
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00424_1 - 21-00424_13, 2022/00
高温ガス炉(HTGR)は炉心溶融が起こらない安全性が高い次世代原子炉である。しかし、HTGRの炉心のほとんどは黒鉛であるため、HTGRの安全性をより高めるためには燃料の耐酸化性を高めることが重要である。HTGRでは核分裂性物質を含む小球をセラミックスの被覆層で被覆した、直径1mm程度の被覆燃料粒子(CFP)が使用されている。CFPと母材の原料を混合したものを焼結したものが燃料要素である。母材は現在黒鉛である。本研究では模擬CFP(アルミナビーズ)と母材の原料(Si粉末,黒鉛粉末,樹脂)を型に詰めて熱間加圧し、SiCと黒鉛の混合母材を持つ耐酸化燃料要素を製造した。事故条件下でも燃料要素の健全性を保つためには、耐酸化性のみならず機械強度も高い燃料要素を開発する必要がある。熱間加圧条件は燃料要素の機械強度に影響する因子の一部と考えられる。機械強度が高い燃料要素のための熱間加圧条件の最適化のためには、熱間加圧条件と機械強度の関係を定量的に評価する必要がある。本研究では、統計学的実験計画法を導入することにより、熱間加圧条件と機械強度の関係を表す応答曲面の構築し、最適な熱間加圧条件を評価した。
synchrotron radiation observation of deformation and annealing processes of aluminum single crystal城 鮎美*; 岡田 達也*; 菖蒲 敬久
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(6), p.21-00106_1 - 21-00106_8, 2021/12
本研究の目的は、SPring-8からの放射光X線を使用して、アルミニウム単結晶の変形および熱処理プロセス中のその場観察を実施することである。縦方向に平行な111配向を有するアルミニウム単結晶サンプルをブリッジマン法により成長させ、インライン引張装置を使用して、サンプルを室温で公称ひずみ0.08まで変形させた。その後、480
Cの熱処理を実施した。実験では二次元検出器を使用し、前述の過程中のサンプルから複数の回折線を検出した。その結果、初期段階から、X線が照射された領域は、サブグレイン微細構造に起因する小さな配向差を有する3つの領域で構成されていることを確認した。回折スポット強度の詳細な分析から、引張ひずみの増加に伴い、サブグレイン微細構造が転位微細構造に変化していることが分かった。そして変形後の熱処理中に、再結晶粒からの回折スポットは、480Cに達した後180秒から出現し、変形マトリックスと再結晶粒からの回折スポットの共存は約22秒間しか持続しなかったことを確認した。この結果を詳細に分析すると、変形マトリックスと再結晶粒の間の境界の移動速度は、数マイクロメートル/秒のオーダーであると推定された。
相澤 康介; 檜山 智之; 西村 正弘; 栗原 成計; 石田 勝二*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00547_1 - 20-00547_11, 2021/08
商用化を目指したナトリウム冷却高速炉では高燃焼度の炉心設計を指向している。ナトリウム冷却炉では燃料ピン間にワイヤスペーサを設けており、このスペーサの機能は冷却材流路の確保及びサブチャンネル間の混合促進である。高燃焼度化の燃料集合体では、熱伸びに起因する燃料ピンの変形により局所的な流量減少及びこれに起因する除熱能力の低下が懸念される。このため、ワイヤスペーサ型ピンバンドル内の流速場を理解することは重要となる。本研究では、層流域から乱流域まで条件下におけるワイヤスペーサ型ピンバンドル内の流速場を把握するため、3ピンバンドル体系試験装置を用いた試験を実施した。試験結果より、ワイヤから離れた位置において、Re数低下に伴い無次元化速度は増大することが明らかになった。また、ワイヤスペーサを外した体系での試験も実施し、層流域においてワイヤによる混合が生じていることを確認した。本研究の試験結果は、ピンバンドル内の流動場を理解するためだけでなく、コード検証にも資する。
岡島 智史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.21-00080_1 - 21-00080_15, 2021/08
一次応力が存在しない場合であっても、長距離にわたる温度分布の移動によって熱ラチェットが発生することが報告されている。温度分布移動距離が過大でない場合には、このメカニズムによる塑性ひずみの累積は最終的に飽和に至る。このような飽和時点での累積塑性ひずみ分布と残留応力分布との間に、強い相関があることから、弾性シェイクダウン挙動に必要とされる残留応力分布をもとに、塑性ひずみの飽和分布を予測することを狙っている。本論文では、古典的なシェル理論に基づき、所定の領域に一様な周膜応力をもたらす塑性ひずみ分布を定式化した。定式化結果は、弾完全塑性材料を用いた有限要素解析の結果と比較することにより検証した。
菊地 晋; 中村 勤也*; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00542_1 - 20-00542_13, 2021/08
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
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、BC-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、BC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1483K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。
高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08
炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。
内田 真緒*; 堺 公明*; 江連 俊樹; 田中 正暁
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.21-00161_1 - 21-00161_11, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の自由表面部におけるガス巻込み現象の発生予測を目的として、数値解析に基づく評価方法の開発を進めている。本研究では、水洞内に発生する移動渦に伴うガス巻込みを対象とした実験を実施すると共に、同体系において数値流体力学コードを使用した数値解析を実施した。その上で、CFD計算の評価精度を検討するため、渦周波数に関するストローハル数と流速分布について、実験結果と数値解析結果の比較を行った。その結果、数値解析で得られた渦周波数のストローハル数は、実験結果とよく一致することを示した。
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*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(3), p.21-00022_1 - 21-00022_9, 2021/06
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。AFM測定により、ナノ粒子コーティングを施したアクリル試験片表面の二乗平均平方根粗さは、非コーティング面に比べて高い値を有することを確認した。ナノ粒子コーティングにより、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
mのUO
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。
Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(1), p.20-00331_1 - 20-00331_16, 2021/02
飛翔体衝突に伴う原子力施設建屋の外壁を対象とした鉄筋コンクリート(RC)板の局部損傷については、その損傷モードに応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、それらの評価式は板構造への垂直衝突を対象としたものが主であり、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RC板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RC板の貫通損傷に与える影響を評価することを目的とし、同解析手法を用いて先端形状が半球型の飛翔体によるRC板を対象とした斜め衝突解析を実施した。本論文では、飛翔体の先端形状の違いによるRC板の貫通損傷への影響評価について得られた知見を述べる。
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。
佐藤 博之; 大橋 弘史
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00332_1 - 19-00332_11, 2020/06
高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、コジェネレーション高温ガス炉における有毒ガス漏えい事故時における制御室居住性評価に係る不確かさ評価手法を構築した。また、本開発手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用した。検討の結果、開発手法により、不確かさの特性把握や定量化が可能であることを明らかにした。また、表面粗度に係る不確かさが制御室の有毒ガス濃度のばらつきに与える影響が大きいことを明らかにした。
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06
本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。
Pshenichnikov, A.; 永江 勇二; 倉田 正輝
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00503_1 - 19-00503_10, 2020/06
High-temperature control blade degradation tests simulating a beginning phase of a severe accident in BWRs has been comprehensively performed in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). In the latest test, a mock-up of BWR bundle material has been investigated under postulated Fukushima Dai-Ichi (1F) Unit 2 accident conditions in a complex heating transient scenario including a phase of lack of available steam. The progress in control blade degradation was monitored with help of an in situ video and the detailed analysis of the solidified metallic melt, so-called metallic debris, was carried out by conventional SEM and XRD methods. These results indicated that the composition of the metallic debris at different elevations has been significantly changed due to the redistribution and relocation of steel elements under the influence of B and C, sometimes accompanied by a formation of high-melting-point layers. The results of this paper significantly contribute to the physical understanding of control blade degradation phenomenology during beginning phase of a core degradation for a special case of steam-starved conditions at 1F Unit 2.
石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00523_1 - 19-00523_17, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aの客観的な検証の十分性を示すためにSAS4Aの検証にPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を導入した。当該手法に基づいて、課題と検証の目的の明確化、対象施設とシナリオの選定、FOMと重要現象の選定を行い、解析モデルと試験の検討結果を併せて検証マトリクスを作成した。作成した検証マトリクスと試験解析の結果によって、起因過程評価に必要な解析モデルが不足なく検証されていることを示した。加えて、今回の検証マトリクスは各物理現象の関連性も含んだ総合的な検証となっているため、この検証マトリクスを用いた検証は高い信頼性を有する検証であると言える。すなわち、本研究によって、SAS4Aコードの信頼性を大きく向上させることができた。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 寺島 顕一; 松村 太伊知; 坂本 雅洋
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00543_1 - 19-00543_8, 2020/06
Prediction of the fuel debris location and distribution inside the primary containment vessel (PCV) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is important to decide further decommissioning step and strategy. The radiation measurements in the past internal investigations have not yet provided enough information to predict fuel debris location and its distribution inside PCV. To support further measurement efforts, we simulate the detector response inside the PCV. The calculation result could provide a base on deciding suitable detector systems to assist the efforts on searching, localizing and defining distributions of the fuel debris.
三輪 周平; 中島 邦久; 宮原 直哉; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Afiqa, B. M.; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00537_1 - 19-00537_11, 2020/06
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を構築した。現状のECUME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、炉内構造材であるステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、これらの化学反応で重要となるCsBO、CsSiO
及びCsFeSiO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実態に即した条件により評価でき、炉内のCs分布の予測が可能となる。
中島 邦久; 西岡 俊一郎*; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00564_1 - 19-00564_14, 2020/06
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。そのため、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)や気相固相界面における水酸化セシウム(CsOH)の分解反応に対する質量作用の法則を組合せることで、SS304中のケイ素濃度や気相中の水酸化セシウム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。
