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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。
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.
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。
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.
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.
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.
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。
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。
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.
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。
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。
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。
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。
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.
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。
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.
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 渡壁 智祥
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00075_1 - 23-00075_9, 2023/08
近年、原子力発電プラントにおける配管耐震設計を合理的化するため、塑性変形とそれに伴う配管自体のエネルギー散逸を考慮した設計手法の開発が期待されている。本検討では配管系全体の地震応答に対して、支持構造の塑性変形の影響の程度を調査するために、広い範囲にわたって一連の地震応答解析を実施した。解析は配管と支持構造の塑性変形について、(1)両方とも考慮しない、(2)配管のみ考慮する、(3)支持構造のみ考慮する、(4)両方とも考慮する、の4ケースについて実施した。
矢田 浩基; 高屋 茂; 諸星 恭一*; 横井 忍*; 宮川 高行*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00044_1 - 23-00044_13, 2023/08
原子力発電所の合理的な保全計画を策定するには、各プラントの特性を考慮する必要がある。ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウムを扱う特殊性から検査上の制約が保全合理化の重要なポイントとなる。本研究では、リスク情報を活用して保全方針を策定する設計支援ツールである保全最適化スキームを提案した。保全最適化スキームは、システム化規格概念に基づくASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case, N-875が基となっており、最適な保全方針を策定するための詳細な手順を提供するものである。さらに、保全最適化スキームを用いて次期高速炉の候補概念を対象に炉心支持構造物の保全方針設定に関する試評価を実施した。
山下 晋; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00485_1 - 22-00485_25, 2023/08
乾式での燃料デブリ取り出しにおいて、実機での燃料デブリの詳細な空冷評価が重要である。多孔質体として仮定されるPCV内部の燃料デブリ周囲の熱伝達を機構論的に理解するために、多相多成分CFDコードであるJUPITERに多孔質体モデルを新たに導入した。多孔質体モデルに関して、JUPITERと親和性の高いDarcy-Brinkmanモデルを採用した。このモデルはJUPITERに採用されている多相流解析手法の一つである1流体モデルと同様に、流体相と多孔質体相を一つの方程式で同時に解くことができる。また、非線形性が卓越する高速度の自然対流場については、非線形効果として速度の2乗の項を支配方程式に加えることで対応した。導入したモデルの妥当性を確認するために、例えば、矩形多孔質体領域内の自然体流解析や多孔質体を含む自然体流熱伝達試験といった単純な妥当性確認解析と実験解析を行った。検証解析の結果、先行研究の結果と実験解析の結果と良い一致を示した。また、改良されたJUPITERの応用として、1F2号機の条件を考慮したPCV内部の燃料デブリの空冷予備解析を行った。その結果、燃料デブリ周囲の温度場や速度場は、非物理的挙動を示すことなく安定に計算できることが分かった。故に、JUPITERは詳細且つ精度良く燃料デブリの熱流動挙動を予測できる可能性を有していることが分かった。
崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.; 太田 成*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 宇賀田 健*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00026_1 - 23-00026_11, 2023/08
原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要な問題である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、3つの解析コード(E-FrontISTR, FINAS/STAR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認した。本論文では、これらの検討を通して得られた知見について述べる。
