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河口 宗道
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
Na冷却高速炉の廃止措置を行う上で、コールドトラップの解体では作業員が放射線量を被ばくする可能性がある。コールドトラップはナトリウム冷却材の純化のために核分裂生成物のトリチウムがトラップされるため、比較的線量の高い機器である。本研究は、コールドトラップの前処理の加熱分解法を改良する基礎的研究として、水素化ナトリウムの熱分解温度及び速度を測定した。TG-DTA装置(NETSCH Japan製STA2500)によりAl
O
ルツボ内の水素化ナトリウム粉末(Sigma-Ardrich社製: 95.3%)を使って、熱分解温度及び速度を測定した。測定における加熱速度は
=2.0, 5.0, 10.0, 20.0K/minとして重量減少を測定し、その重量減少開始の温度やキッシンジャープロットから熱分解温度及び速度を算出した。さらに600K近傍の熱分解温度に設定した熱分解曲線を測定した。加熱に伴う化学組成の変化(NaHからNa)はX線分析により測定した。結果、熱分解温度は約600Kで顕著な重量減少が見られ、1時間以内で水素化ナトリウム中の水素は全量放出した。熱分解速度は温度に強く依存することが分かった。
島田 亜佐子; 澤口 拓磨; 武田 聖司
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
福島第一原子力発電所の事故により東日本の広範囲が汚染され、福島県の他、岩手,宮城,茨城,栃木,群馬,千葉,埼玉などの県においても除染活動が行われた。しかし、福島県外の除去土壌については、処分方法などがまだ決まっていない。そこで、サイズ条件が多様で分散保管されている除去土壌の取扱いや将来の適切な処置のための技術的な情報を提供するために、各保管場所から県外土壌の全量に相当する量までの様々なサイズの除去土壌を想定し、離隔距離や覆土厚さを変えた主要経路である外部被ばくの線量換算係数を算出した。本算出結果から、立入や近隣居住を想定した外部被ばく線量を評価し、適切な処置のための条件を整理した。
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
Fuel cladding may be subjected to biaxial tensile stress in axial and hoop directions during pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) of a reactivity-initiated accident (RIA). Incipient crack in the hydride rim assisted by the scattered hydrides in the metal phase may lead to failure of the cladding at small hoop strain level during PCMI. To get insight of such phenomenon, biaxial-EDC tests under axial to hoop strain ratios ranging from 0 to 1 were performed with pre-cracked (outer surface) and uniformly hydrided Zircaloy-4 cladding tube samples with final heat-treatment status of cold worked (CW), stress relieved (SR) and Recrystallized (RX). Results showed dependencies of failure hoop strain on pre-crack depth, strain ratio, hydrogen content and final heat-treatment status on fabrication, but no apparent dependencies were observed on the distribution pattern of hydrides (with similar hydrogen contents and hydrides predominantly precipitated in hoop direction) and the heat-treatment process for hydrogen charging. J integral at failure seems to be available to unify the effect of pre-crack depth.
Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート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。われわれはこれまでに、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板構造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板構造の局部損傷評価に与える影響を評価することを目的とし、上記解析手法を用いて先端形状が半球型の飛翔体による板構造を対象とした斜め衝突の場合の解析を実施した。本論文では、剛飛翔体の先端形状の違いによる鉄筋コンクリート板構造の貫通損傷への影響評価について得られた知見を報告する。
樽田 泰宜; 柳原 敏*; 橋本 敬*; 小林 重人*; 井口 幸弘; 北村 高一; 香田 有哉; 友田 光一
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
廃止措置は長期的なプロジェクトであり、完遂までには世代交代が予想される。そのため、知識と技術を次世代に適切に継承する必要がある。近年、廃止措置の世界では、知識マネジメントや仮想現実の活用など高度な技術を適用する試みが行われている。本研究では廃止措置における知識マネジメントとデジタルツインの関係について論じる。
山下 晋; 木野 千晶*; 吉田 啓之
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
シビアアクシデントコードの予測精度向上に資するために、制御棒でのSUS-B
Cにおける共晶反応、チャンネルボックス及び燃料棒被覆管における水蒸気酸化反応モデルを開発し、JUPITERに導入した。改良されたJUPITERを用いて、既存SA解析コードでは解析できない微小スケール解析の不確かさ低減のためのSA解析コードとの連成解析フレームワークを開発した。SAMPSONの出力データを用いた燃料棒挙動の予備解析結果より、開発したモデルは安定かつ妥当な結果を得ることを確認した。
山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。
佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。
五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs. CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.
高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
Eutectic melting behavior between boron carbide (BC) as control rod material and stainless steel (SS) as structural material and subsequent relocation behavior plays an important role to achieve an in-vessel retention concept which ensures long-term coolability of degraded core under core disruptive accident, because these behaviors are expected to reduce the neutronic reactivity significantly. However, these behaviors have never been simulated in severe accident computer codes before. Since 2016, JAEA has been conducting a research project to develop physical models that describe these behaviors. For the physical models' development, it is necessary to obtain thermophysical properties of SS-BC eutectic mixture with various BC concentration and maintain them as a database. In this work, the density and specific heat of SS-17 mass%BC in a solid state are obtained and compared with these of stainless steel containing 0 and 5 mass%BC.
青柳 光裕; 内堀 昭寛; 高田 孝; Louie, D. L. Y.*; Clark, A. J.*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
原子炉安全解析コードMELCORの次世代ナトリウム冷却高速炉への適用性強化として、ナトリウム化学反応(NAC)パッケージの開発を実施している。本研究ではF7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を実施して、プール燃焼モデルの評価と、今後のモデル改良に向けた課題抽出を実施した。MELCOR解析の結果、ナトリウム供給中のプール燃焼率やプール温度、ガス温度等は、実験結果よりも低い結果が得られた。これはナトリウムプールから床への過剰な伝熱が原因であり、床の伝熱モデルを改良する必要性が示唆された。ナトリウム供給停止後は、実験ではプール表面の酸化物層の影響で燃焼率が抑制されたが、解析ではこの効果がモデル化されていないため、比較的高い燃焼率や温度が継続した。この結果より、酸化物によりプール燃焼の抑制するモデルも組込みが必要である。
吉田 啓之; 上澤 伸一郎
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, microparticles of aerosol are removed through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of microparticles through the gas-liquid interface is not precise; a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate the removal of microparticles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, a detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. Also, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method, and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and microparticles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, we show an outline and preliminary results of this simulation method.
鈴木 貴行*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 山村 聡太*; 阿部 豊*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
In the severe accident (SA) of nuclear reactors, fuel and components melt, and melted materials fall to a lower part of a reactor vessel. In the lower part of a reactor vessel, in some sections of the SAs, it is considered that there is a water pool. Then, the melted core materials fall into a water pool in the lower plenum as a jet. The molten material jet is broken up, and heat transfer between molten material and coolant may occur. This process is called a fuel-coolant interaction (FCI). FCI is one of the important phenomena to consider the coolability and distribution of core materials. In this study, the numerical simulation of jet breakup phenomena with a shallow pool was performed by using the developed method (TPFIT). We try to understand the hydrodynamic interaction under various, such as penetration, reach to the bottom, spread, accumulation of the molten material jet. Also, we evaluated a detailed jet spread behavior and examined the influence of lattice resolution and the contact angle. Furthermore, the diameters of atomized droplets were evaluated by using numerical simulation data.
井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 岩月 仁; 川井 大輔*; 横田 博紀*; 稲垣 嘉之; 久保 真治
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
熱化学水素製造法ISプロセスは、大規模水素製造法の候補の一つとして研究開発が進められている。ISプロセスの硫酸を蒸発・ガス化し、熱分解する工程の腐食環境は過酷であり、その環境に耐える機器材料にはセラミックスが用いられている。本研究では、脆性材料であるセラミックスを代替し得る、表面改質技術を用いて耐硫酸性と延性を兼ね備えるハイブリッド材料の開発を狙いとしている。プラズマ溶射技術とレーザー溶融処理技術の組み合わせより試作したハイブリッド材料試験片は、95%沸騰硫酸中で十分な耐食性を示した。これは、表面に形成させた高Si濃度の耐食層が硫酸環境で酸化し、接液面にSiO
層が生成したためと考えられる。本技術による容器状構造体を試作した。本報では、容器状構造体の耐食性を向上するための実施した熱処理の結果と容器状構造体の耐食性評価方法について報告する。
Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
これまで炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶反応を模擬する物理モデルを2次元高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに組み込んできた。共晶反応に係る実験的知見に基づき、共晶反応物質の生成は放物型法則に従ってモデル化された。固相と液相における共晶成分を含む炉心物質間の熱及び物質移動については平衡及び非平衡過程を考慮して相変化をモデル化した。共晶成分の物性値は5mass%BCの実験で得られた計測値に基づき定式化された。本研究では、共晶反応モデルをSIMMER-IIIの3次元版SIMMER-IVに拡張した。溶融SSプールにBCペレットを浸漬した実験に基づき、開発モデルを組み込んだSIMMER-IIIとSIMMER-IVの検証を実施した。プール内のボロン濃度が実験で計測されており、固化後のボロン濃度が解析結果と比較された。解析結果は実験結果と同等の結果を得た。
Wang, Z.; 岩澤 譲; 杉山 智之
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 12 Pages, 2020/08
In a hypothetical severe accident in a light water reactor (LWR) nuclear power plant, there is a possibility that molten core released from the reactor vessel gets in contact with water in the containment vessel. In this so-called fuel-coolant interactions (FCIs) process, the melt jet will breakup into fragments, which is one of the important factors for a steam explosion, as a potential threat to the integrity of the containment vessel. In order to investigate the melt-jet breakup with solidification processes, a multiphase particle method is developed in this study. Benefiting from its Lagrangian description and meshless framework, the large deformed interfaces could be directly and easily captured by the particle motions. A simple transient heat conduction test is firstly carried out. Two important multiphase instabilities, namely the Rayleigh-Taylor instability and the Kelvin-Helmholtz instability, are studied since they play important roles during the melt-jet breakup. After that, a bubble rising benchmark is performed to show the feasibility of modelling for deformation and collapse. The results achieved so far indicates that the developed particle method is capable to analyze the melt-jet breakup with solidification processes.
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*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
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。アクリル試験片にナノ粒子をコーティングすることにより、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。
Trianti, N.; 茂木 孝介; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
The computational fluid dynamics (CFD) have been developed to analyze the correlation equation for laminar flame speed of hydrogen-air mixtures. This analysis was carried out on the combustion of hydrogen-air mixtures performed at the spherical bomb experiment facility consists of a spherical vessel equipped (563 mm internal diameter). The facility has been designed and built at CNRS-ICARE laboratory. The simulation was carried out using the reactingFoam solver, one of a transient chemical reaction solver in OpenFOAM 5.0. The LaunderSharmaKE model was applied for turbulent flow. The interaction of the chemical reaction with the turbulent flow was taken into account using PaSR (Partial Stirred Reactor) model with 19 elementary reactions for the hydrogen combustion. The initial condition of spherical flame analysis was set so as to be consistent with those of the experiment. The position of the flame front was detected by the steep drop of hydrogen mass fraction in the spherical radii, and the flame propagation velocity was estimated from the time-position relationship. The analysis result showed the characteristic of spherical flame acceleration was qualitatively reproduced even though it has a discrepancy with the experiment. After validating the calculation of spherical experiments, a laminar burning velocity correlation is presented using the same boundary conditions with the variation of hydrogen concentration, temperature, and pressure. The calculation of laminar flame speed of hydrogen-air mixtures by reactingFoam use reference temperature T
= 293 K and reference pressure P = 1 atm with validated in the range of hydrogen concentration 6-20%; range of temperature 293-493 K; and range of pressure 1-3 atm.
青木 健; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
ブロック型高温ガス炉の熱流動設計の一部であり、黒鉛ブロック間の漏れ流れを考慮する炉内流量配分評価は、保守的な条件における定常状態に対して実施されていた。一方で、現実的な条件における過渡評価によりブロック型高温ガス炉の設計改善が期待される。本研究では高温工学試験研究炉(HTTR)の知見を活用し、運転時の異常な過渡変化や事故時のブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価のための手法開発とその適用性を確認することが目的である。炉内の漏れ流れと空気侵入事故時の初期空気侵入挙動で支配的な分子拡散を考慮可能な計算モデルと解析コードを開発し検証したことで、改良した熱流動システム解析コードがブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価に適用できる見通しを得た。
宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損事故では、核分裂生成物であるセシウムがヨウ化物,酸化物の形態として希ガスのキセノンやクリプトンと共に放出される。本研究では、エアロゾル吸着とともに気泡の膨張と変形を計算するプログラムにより、慣性沈着,沈降,拡散によるセシウムエアロゾルの除去挙動を解析した。解析では、初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾル粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメーターとして解析した。初期の気泡径が慣性沈着による除染係数(DF)に最も感度の高いパラメーターであると結論付けた。ナトリウムプールの深さ、エアロゾルの粒子径および密度もセシウムエアロゾルのDFに重要な影響を与えるが、ナトリウム温度はDFにわずかな影響しか与えないことも分かった。この解析結果を検証するために、ナトリウムプールを上昇する希ガス気泡からのセシウムエアロゾル吸着挙動を調べる実験を計画している。
