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論文

Comparison of sodium fast reactor core assembly seismic evaluation using the Japanese and French simulation tools

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 原田 英典*; Saunier, P.*; Martin, L.*; Gentet, D.*; Dirat, J.-F.*; Collignon, C.*

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111406_1 - 111406_14, 2021/11

2014年から実施している日仏ASTRID協力の一環として、日仏で炉心耐震評価を実施している。本研究では、日仏双方のシミュレーションツールを使用してASTRID炉心を対象とした地震時における炉心構成要素の水平挙動を評価した。評価の結果、日仏双方の結果がよく一致することを確認した。

論文

Analysis of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 pressure data and obtained insights on accident progression behavior

佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 383, p.111426_1 - 111426_19, 2021/11

The D/W (Drywell) and S/C (Suppression Chamber) pressure data of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant Unit 3 was analyzed in depth. This analysis provided valuable information related to the accident progression behavior on one hand, and gave a hint for understanding of the debris-to-coolant heat transfer when fuel debris relocated to the pedestal on the other hand. In this unit, the D/W and S/C pressure increased and decreased cyclically with a relationship, which seems to have been dependent on the composition of vapor and non-condensable gases in the S/C cover gas region. Based on this characteristic, the vapor pressure in the S/C cover gas region was evaluated for two pressure decrease cycles during and after the expected debris relocation to the pedestal respectively. This evaluation allowed an understanding that the S/C vapor pressure increased due to the heat transfer from the debris relocated to the pedestal.

論文

An Approach toward evaluation of long-term fission product distributions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant after the severe accident

内田 俊介; 唐澤 英年; 木野 千晶*; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111256_1 - 111256_19, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の廃炉措置の安全な遂行に当たっては、プラント全体にわたる燃料デブリのみでなく核分裂生成物(FP)の長期的な分布を把握することが必須である。廃炉作業は、飛散したFPによる過酷な環境下でプラントから燃料デブリを取り出し、それらを回収核原料物質あるいは最終廃棄体として安全に保管することにより収束する。事故発生後廃炉の収束までの長期間にわたるプラント内でのFP分布を求めるために、短/中/長期FP挙動解析手法を開発した。本解析手法は、プラントで測定されたデータを用いて修正され、それを踏まえて更新されたデータに基づき妥当性確認されるものである。精度が改善された評価手法は、廃炉措置の各段階におけるFP分布の評価に適用可能である。

論文

Conversion factors bridging radioactive fission product distributions in the primary containment vessel of Fukushima Daiichi NPP and dose rates measured by the containment atmosphere monitoring system

内田 俊介; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111303_1 - 111303_11, 2021/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.53(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所(1F)の事故進展解析と同時に廃炉計画立案のためには、プラント全体にわたるFP分布の定量化が必須で、このために多期間FP挙動解析手法を開発している。この解析手法の妥当性は、プラントで測定されたデータに基づいて立証する必要がある。この妥当性立証の有効な手法のひとつがCAMSでの線量率測定データの適用である。しかし、FPの分布(kg, Bq)と線量率(Sv/h)という特性、単位次元の異なるデータを比較するためには、両者を適切につなぐ手段が必要となる。線量率解析が可能な、迅速で、取り扱いが容易で、かつトレーサブルな手法として、多くの線源位置、多核種に関しての線量率換算係数を求めた。この線量率換算係数を用いると、多期間FP挙動解析手法で求めたFP分布から容易に線量率が算出可能である。

論文

Numerical modeling of radiation heat transfer from combusting droplets for a sodium fire analysis

青柳 光裕; 高田 孝; 宇埜 正美*

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111258_1 - 111258_11, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

This study aims to model radiation heat transfer from combusting droplets numerically. In the modeling, radiation energy transport on the combusting area around a sodium droplet is formulated considering emission, absorption and scattering as interaction with surrounding gas radiation. Radiation energy from the combusting droplets is added to the source term of the radiation transport equation in the 6-flux gas radiation model for the multi-dimensional sodium fire analysis code AQUA-SF. Direct radiation heat transfer from combusting droplets can be simulated by this improved model. The improved model is tested through the verification analyses of single droplet combustion and the benchmark analysis on the upward sodium spray combustion experiment. The results of the test analyses show increase in heat transfer to the walls due to the droplet radiation. As the result, the sodium fire analysis becomes more reasonably by the improved model.

論文

Droplet entrainment by high-speed gas jet into a liquid pool

杉本 太郎*; 金子 暁子*; 阿部 豊*; 内堀 昭寛; 栗原 成計; 高田 孝; 大島 宏之

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111306_1 - 111306_11, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム-水反応現象の評価において、液体ナトリウム中の高速気体ジェットによる液滴エントレインメントは重要な要素現象である。本研究では、ナトリウム-水反応現象解析コードの液滴エントレインメントモデル整備に資することを目的として、水中に空気を噴出させた場合に発生する液滴エントレインメントを対象に、フレームストラドリング法を用いた可視化実験を実施した。本実験では、液滴の発生と移動に関する鮮明な画像の取得に成功し、その画像処理から計測位置や気相噴出流速をパラメータとした液滴径と液滴速度を取得した。取得したデータは、現象解明と解析モデルの整備に寄与するものである。

論文

Preparation for restarting the high temperature engineering test reactor; Development of utility tool for auto seeking critical control rod position

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 377, p.111161_1 - 111161_9, 2021/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.53(Nuclear Science & Technology)

At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.

論文

Estimation of the core degradation and relocation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2 based on RELAP/SCDAPSIM analysis

間所 寛; 佐藤 一憲

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111123_1 - 111123_15, 2021/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

Estimation of the final debris distribution at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) is inevitable for a safe and effective decommissioning. It is necessary to clarify possible failure modes of the reactor pressure vessel (RPV), which is influenced by the thermal status of slumped debris that highly depends on the in-vessel accident progression. The accident analysis of 1F Unit 2 (1F2) was conducted using the RELAP/SCDAPSIM code. One of the unsolved issues of 1F2 is the mechanism of three pressure peaks measured through late Mar. 14 to early March 15, 2011. Comparing the results of previous boiling water reactor (BWR) core degradation experiments and that of 1F2 numerical analysis, it can be estimated that most relocated metallic materials had solidified at the core bottom at the onset of first pressure peak. It is likely that the pressure increase occurred due to the evaporation of injected water reaching the heated core plate structures. Between the first and second pressure peaks, the water is assumed to have been injected continuously and the water level was likely to have recovered to BAF at the initiation of the second pressure peak. Probable slumping of a certain amount of molten materials initiated the second pressure peak and the subsequent gradual pressure increase continued possibly due to massive reaction between coolant and remaining Zircaloy in the core. Assuming the closure of the safety relief valve (SRV) at 0:00 on Mar. 15, the third pressure peak was well reproduced in the analysis.

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF), Phase 2; Results of severe accident analyses for unit 3

Lind, T.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Sonnenkalb, M.*; 西 義久*; 玉置 等史; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; Andrews, N.*; Sevon, T.*

Nuclear Engineering and Design, 376, p.111138_1 - 111138_12, 2021/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、5か国8組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて3号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の3号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、大きく炉心損傷の進展があったであろう時期に繰り返し行われた格納容器ベント操作や冷却水注水の試みという3号機の特徴に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。さらにFP移行挙動解析と格納容器内で測定された線量の比較、またI-131及びCs137の環境への放出量とWPSPEEDIコードによる解析結果との比較を行った。

論文

Review of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station debris endstate location in OECD/NEA preparatory study on analysis of fuel debris (PreADES) project

仲吉 彬; Rempe, J. L.*; Barrachin, M.*; Bottomley, D.; Jacquemain, D.*; Journeau, C.*; Krasnov, V.; Lind, T.*; Lee, R.*; Marksberry, D.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 369, p.110857_1 - 110857_15, 2020/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.33(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所(1F)の各ユニットの燃料デブリの最終状態位置については、まだ多くは不明である。不確実性の低減に向けた最初のステップとして、OECD/NEAは、燃料デブリ分析予備的考察(PreADES)プロジェクトが立ち上げた。PreADESプロジェクトのタスク1の一環として、関連情報をレビューし、燃料デブリの状態の推定図の正確さを確認した。これは、将来の燃料デブリの分析を提案するための基礎となる。具体的にタスク1では2つのアクティビティを実施した。第一に、1Fでの廃止措置活動に資するTMI-2とチェルノブイリ原子力発電所4号機での重大事故の関連知識、プロトタイプ試験とホットセル試験の結果の知見を収集した。第二に、プラント情報とBSAFプロジェクトのシビアアクシデントコード分析からの関連知識が組み込まれている1F燃料デブリの原子炉内の状態に関する現状の推定図を見直した。この報告は、PreADESプロジェクトのタスク1の洞察に焦点を当て、1Fの将来の除染および廃止措置活動に情報を提供するだけでなく、シビアアクシデント研究、特にシビアアクシデントにより損傷した原子力サイトの長期管理に関する重要な視点を提供する。

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF) Phase 2; Results of severe accident analyses for Unit 1

Herranz, L. E.*; Pellegrini, M.*; Lind, T.*; Sonnenkalb, M.*; Godin-Jacqmin, L.*; L$'o$pez, C.*; Dolganov, K.*; Cousin, F.*; 玉置 等史; Kim, T. W.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 369, p.110849_1 - 110849_7, 2020/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.08(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2は2015年中期に開始された。このプロジェクトの目的は、解析期間を地震発生から3週間に拡張、核分裂生成物(FP)の挙動や環境への放出、そして放射線に関するデータや逆解析によるソースターム推定等の様々なデータとの比較を行うことである。6か国9組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて1号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の1号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、1号機特有の事柄に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。

論文

Overview and outcomes of the OECD/NEA benchmark study of the accident at the Fukushima Daiichi NPS (BSAF), Phase 2; Results of severe accident analyses for Unit 2

Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Herranz, L. E.*; Lind, T.*; Morreale, A. C.*; 神田 憲一*; 玉置 等史; Kim, S. I.*; Cousin, F.*; Fernandez Moguel, L.*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 369, p.110840_1 - 110840_10, 2020/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:86.53(Nuclear Science & Technology)

OECD/NEAプロジェクト"福島第一原子力発電所事故に関するベンチマーク研究"のフェーズ2において、6か国9組織が異なるシビアアクシデント解析コードを用いて2号機の事故解析を行った。本報告では、参加機関の2号機の解析結果やプラントデータとの比較から得られた知見、事故進展の評価及び最終的な原子炉内の状態について述べる。特に原子炉圧力容器の状態、溶融炉心の放出及びFP挙動及び放出について焦点を当てる。また、2号機特有の事柄に焦点を当て、不確かさや必要となるデータも含めコンセンサスを得た点についてまとめる。

論文

Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史

Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。

論文

Density stratification breakup by a vertical jet; Experimental and numerical investigation on the effect of dynamic change of turbulent Schmidt number

安部 諭; Studer, E.*; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 368, p.110785_1 - 110785_14, 2020/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The hydrogen behavior in a nuclear containment vessel is one of the significant issues raised when discussing the potential of hydrogen combustion during a severe accident. Computational Fluid Dynamics (CFD) is a powerful tool for better understanding the turbulence transport behavior of a gas mixture, including hydrogen. Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) is a practical-use approach for simulating the averaged gaseous behavior in a large and complicated geometry, such as a nuclear containment vessel; however, some improvements are required. We implemented the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ based on the previous studies into the OpenFOAM ver 2.3.1 package. The experimental data obtained by using a small scale test apparatus at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was used to validate the RANS methodology. Moreover, Large-Eddy Simulation (LES) was performed to phenomenologically discuss the interaction behavior. The comparison study indicated that the turbulence production ratio by shear stress and buoyancy force predicted by the RANS with the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ was a better agreement with the LES result, and the gradual decay of the turbulence fluctuation in the stratification was predicted accurately. The time transient of the helium molar fraction in the case with the dynamic modeling was very closed to the VIMES experimental data. The improvement on the RANS accuracy was produced by the accurate prediction of the turbulent mixing region, which was explained with the turbulent helium mass flux in the interaction region. Moreover, the parametric study on the jet velocity indicates the good performance of the RANS with the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ on the slower erosive process. This study concludes that the dynamic modeling for $$Sc_{t}$$ is a useful and practical approach to improve the prediction accuracy.

論文

Experimental investigation of density stratification behavior during outer surface cooling of a containment vessel with the CIGMA facility

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 367, p.110790_1 - 110790_15, 2020/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時の格納容器(CV)内の流体や構造物を冷却するための有効なアクシデントマネジメントとして、CVの外面冷却が期待されている。一方、以下のような可能性も考えられる。第一に、シビアアクシデント時に水-ジルコニウム反応により水素ガスが発生し、外表面冷却により水素を含む非凝縮性ガスが蓄積し、密度成層が形成される可能性がある。第二に、非凝縮性ガスの蓄積は熱伝達を低下させ、CVの冷却を阻害する可能性がある。これらの課題については、これまで多くの研究が行われてきた。しかし、外表面冷却によって生じる密度成層挙動や成層崩壊の条件に着目した体系的な検討は十分に行われていない。また、水素の蓄積による伝熱劣化を定量的に評価していない。そこで、実験設備CIGMA(Containment InteGral effects Measurement Apparatus)を構築し、CIGMA設備を用いて容器外面冷却時の格納容器熱流動挙動の実験的研究を行った。さらに、安定な密度成層が維持できる条件を考慮することで、自然対流が密度成層化挙動に与える影響を議論した。

論文

Conceptual design study of a high performance commercial HTGR for early introduction

深谷 裕司; 水田 直紀; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 361, p.110577_1 - 110577_6, 2020/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Nuclear Science & Technology)

早期導入を目的とした商用高温ガス炉の概念設計をこれまで積み上げてきたHTTRの設計、建設運転の経験及び、商用炉設計であるGTHTR300の設計の経験に基づき実施した。熱出力は165MWtであり、入り口出口の冷却材温度は325$$^{circ}$$Cおよび750$$^{circ}$$Cであり、工業用蒸気を供給する。しかしながら、設計要求として炉心出力30MWtのHTTRよりも小さな圧力容器を用いなければならず、高性能な炉心設計を実現するためには、HTTRよりの燃焼度増加、長い燃料交換機関、改良された燃料交換法、燃料要素など挑戦的な技術課題に取り組む必要があった。

論文

Reliability improvements of corrosion-resistant equipment for thermochemical water splitting hydrogen production iodine-sulfur process

上地 優; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治

Nuclear Engineering and Design, 361, p.110573_1 - 110573_6, 2020/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:86.53(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、原子力を用いた水素製造法として、高温ガス炉の熱利用法として有力候補の一つである熱化学法ISプロセスに関する研究開発を実施している。グラスライニング鋼材は、耐食性と構造強度を両立した実用工業材料であり、ISプロセスにおける候補材料のひとつである。本報では、グラスライニング製品の信頼性向上に関する技術的要件を整理し、製造品質の向上を図るとともに、試作したグラスライニング製熱電対保護管に対して、ガラス層のFEM応力解析, 熱サイクル試験, 曲げ荷重試験、及び試験片による腐食試験を行い、プロセス環境における健全性を確認した。

論文

Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.08(Nuclear Science & Technology)

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O$$_{2}$$ matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10$$^{-6}$$ to 10$$^{-7}$$ per day), but the release processes are different.

論文

Computer code analysis of irradiation performance of axially heterogeneous mixed oxide fuel elements attaining high burnup in a fast reactor

上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*

Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。

論文

Research and development for safety and licensing of HTGR cogeneration system

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110493_1 - 110493_8, 2020/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.08(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は原子力エネルギーの多様な産業利用に向け、HTTR建設の許認可での経験及び知見を活用し、高温ガス炉固有の特徴を反映した、実用高温ガス炉の安全基準国際標化に向けた活動を実施している。本論文では、高温ガス炉コジェネレーションシステムの許認可に向けた研究開発ロードマップを示した。また、安全要件や設計基準事象選定方針等の検討結果や安全評価手法の確立に向けたHTTR試験計画を示した。加えて、実用高温ガス炉における炉心冷却機能を担う安全設備である自然空冷方式による炉容器冷却設備が安全要件国際標準案に適合することを確認した。

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