Data report of ROSA/LSTF experiment TR-LF-15; Accident management actions during station blackout transient with pump seal LOCA

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10

JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB

ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Pole position of measured in reactions

相川 脩*; 橋本 直; 谷田 聖; 他73名*

Physics Letters B, 837, p.137637_1 - 137637_8, 2023/02

https://doi.org/10.1016/j.physletb.2022.137637

We measured a set of , , and invariant mass spectra below and above the mass threshold in -induced reactions on deuteron. We deduced the -wave and scattering amplitudes in the isospin 0 channel in the framework of a and coupled channel. We find that a resonance pole corresponding to is located at 1417.7(fitting errors)(systematic errors) + (fitting errors)(systematic errors)] MeV/, closer to the mass threshold than the value determined by the Particle Data Group.

Population of nuclides with Z98 in multi-nucleon transfer reactions of Ca+Cm

Devaraja, H. M.*; Heinz, S.*; Beliuskina, O.*; Hofmann, S.*; Hornung, C.*; Mnzenberg, G.*; Ackermann, D.*; Gupta, M.*; Gambhir, Y. K.*; Henderson, R. A.*; et al.

European Physical Journal A, 55(2), p.25_1 - 25_9, 2019/02

https://doi.org/10.1140/epja/i2019-12696-3

The results for nuclei above curium, produced in multi-nucleon transfer reactions of Ca+Cm at the velocity filter SHIP of GSI Darmstadt, are presented. Spontaneous fission and activities have been used to study the population of nuclei with lifetimes ranging from few milliseconds to several days. We observed several, relatively neutron-rich isotopes with atomic numbers Z 98; among them a weak 224 millisecond activity which we tentatively attributed to No. The measured cross-sections of the observed nuclei give hope that multi-nucleon transfer reactions are a way to reach new neutron-rich heavy and superheavy nuclei, which are not accessible in other reactions. We compare our results with data from earlier experiments and discuss limitations and future perspectives of the method.

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SG-10; Recovery actions from multiple steam generator tube rupture accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

Mineralogical, physical and chemical investigation of compacted Kunigel V1 bentonite in contact with a steel heater in the ABM test package 1 experiment, sp Laboratory, Sweden

笹本 広; 磯貝 武司*; 菊池 広人*; 佐藤 久夫*; Svensson, D.*

Clay Minerals, 52(1), p.127 - 141, 2017/03

https://doi.org/10.1180/claymin.2017.052.1.09

圧縮ベントナイトは、高レベル放射性廃棄物の安全な処分のため、多くの国々において、人工バリア材の候補として検討されている。SKBは、スウェーデンのエスポにある硬岩研究所において、鉄製のヒータを用いて温度を上げた条件(最大で130C程度)で、種々のベントナイトの安定性を比較するための原位置試験(ABM試験)を実施した。本報告では、日本のベントナイト(クニゲルV1)の試験結果について述べる。XRDやSEM-EDXを用いた鉱物学的調査の結果、ベントナイトの主成分であるスメクタイトが新たな粘土鉱物に変化する様子は認められなかった。しかしながら、鉄製ヒータ近傍のベントナイトには、スメクタイト層間における陽イオン交換(Na型からFe型へ)が生じていた。透水試験や膨潤試験による物理特性調査の結果、鉄製ヒータ近傍のベントナイトにおいても特性変化は生じていなかった。このような結果は、鉄-ベントナイト相互作用による影響範囲は限定的であり、陽イオン交換の発生も部分的であったことに起因すると考えられた。メチレンブルー吸着量測定、陽イオン交換容量および交換性陽イオン量といった化学特性調査の結果、これらのパラメータの水平方向での分布は一様で濃度勾配は認められなかった

Chemical reaction of lithium with room temperature atmosphere of various humidities

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2138 - 2141, 2015/10

BB2014-0426.pdf:0.49MB

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.11.019

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)では、ターゲットアッセンブリのバックプレートは、供用期間中に交換される予定である。この交換作業において、バックプレート等のリチウム機器は、周辺の大気成分と化学反応を生じることが想定される。そこで本研究では、当該交換作業期間中における化学反応挙動を評価するために、リチウムと大気、および大気中の主要元素である酸素および窒素の室温における化学反応挙動について、気中の湿度の影響も加味しながら実験的に調べた。

Possible oxygen reduction reactions for graphene edges from first principles

池田 隆司; Hou, Z.*; Chai, G.-L.*; 寺倉 清之*

Journal of Physical Chemistry C, 118(31), p.17616 - 17625, 2014/08

https://doi.org/10.1021/jp5038365

窒素をドープした炭素ベースのナノ材料が固体高分子形燃料電池の非白金電極触媒として非常に興味がもたれている。この研究では、第一原理計算に基づいたシミュレーションにより窒素をドープしたグラフェン端が電子供与性・受容性、および塩基性を制御することにより高い酸素還元活性を示し、これらの制御により酸性条件下でそれぞれ内圏型と外圏型電子移動による高い4電子還元選択性をもつことを示した。我々のシミュレーションからジグザグ端でカルボニル酸素の隣にピリジン様窒素が存在する場合に2電子還元が選択的に起きることもわかった。この研究により酸素還元反応に対するグラフェン状物質にドープされた窒素の役割が明らかとなった。

Methods for tritium production rate measurement in design-oriented blanket experiments

Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫

Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07

https://doi.org/10.13182/FST05-A1009

ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこでLiのトリチウム生成反応に対しP(n,)P、Liのトリチウム生成反応に対しS(n,p)Pに着目し、ぺレットとしてNHPHO.とCHSOCHを採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。

Characteristics of a low energy and high flux compact plasma source and preliminary results in studying surface modification of tungsten irradiated by the source

Luo, G.; 洲 亘; 中村 博文; 大平 茂; 林 巧; 西 正孝

JAERI-Tech 2004-031, 27 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-031.pdf:2.88MB

トカマクのプラズマ-表面相互作用を模擬する小型プラズマ源装置を製作した。この装置は、小型(全長1m)であるにもかかわらず、ITERダイバータの周辺プラズマに相当する低エネルギー(100eV以下)・高フラックス(約10/m/s)のプラズマビームを生成できる特徴を持つ装置である。本報告では、本装置の構成と特性、具体的にはフィラメント,アーク放電,磁場,バイアスなどによるプラズマビームへの影響について説明する。また、タングステンを試料として行った予備的な照射試験の結果についても報告する。焼結後熱圧延したタングステン試料片(0.1mm厚)に重水素イオンフラックス210110/m/s,フルエンス410110/m,エネルギー100eV前後のプラズマビームを照射させ、110/m以上のフルエンスで試料表面にブリスタの発生を観測した。

中性子実験データ格納検索システムNESTOR2

中川 庸雄

JAERI-Data/Code 2003-016, 89 Pages, 2003/11

JAERI-Data-Code-2003-016.pdf:3.0MB

中性子入射反応に関する実験データを格納し、検索するためのシステムNESTOR2を開発した。このシステムはFortran77で書かれていて、UNIXのワークステーションまたはWindowsのパソコンで利用できる。NESTOR2への入力は、核データに関する国際協力の下で収集整備されているEXFORのデータを使用する。検索用コードを用いて格納したデータの索引,数値リスト,数値データファイル,コメント情報のリストなどを作成することが可能である。本レポートでは、システムの概要と使用法を説明する。