Predictive and inverse modeling of a radionuclide diffusion experiment in crystalline rock at ONKALO (Finland)

Soler, J. M.*; Keklinen, P.*; Pulkkanen, V.-M.*; Moreno, L.*; Iraola, A.*; Trinchero, P.*; Hokr, M.*; ha, J.*; Havlov, V.*; Trpkoov, D.*; et al.

Nuclear Technology, 209(11), p.1765 - 1784, 2023/11

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2209234

The REPRO-TDE test was performed at a depth of about 400 m in the ONKALO underground research facility in Finland. Synthetic groundwater containing radionuclide tracers (HTO, Cl-36, Na-22, Ba-133, Cs-134) was circulated for about four years in a packed-off interval of the injection borehole. Tracer activities were additionally monitored in two observation boreholes. The test was the subject of a modelling exercise by the SKB GWFTS Task Force. Eleven teams participated in the exercise, using different model concepts and approaches. Predictive model calculations were based on laboratory-based information concerning porosities, diffusion coefficients and sorption partition coefficients. After the experimental results were made available, the teams were able to revise their models to reproduce the observations. General conclusions from these back-analysis calculations include the need for reduced effective diffusion coefficients for Cl-36 compared to those applicable to HTO (anion exclusion), the need to implement weaker sorption for Na-22, compared to results from laboratory batch-sorption experiments, and the observation of large differences between the theoretical initial concentrations for the strongly-sorbing Ba-133 and Cs-134 and the first measured values a few hours after tracer injection. Different teams applied different concepts, concerning mainly the implementation of isotropic vs. anisotropic diffusion, or the possible existence of Borehole Disturbed Zones around the different boreholes. The role of microstructure was also addressed in two of the models.

Predictive modeling of a simple field matrix diffusion experiment addressing radionuclide transport in fractured rock. Is it so straightforward?

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, K.*; Trinchero, P.*; Molinero, J.*; et al.

Nuclear Technology, 208(6), p.1059 - 1073, 2022/06

https://doi.org/10.1080/00295450.2021.1988822

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法とコードを用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。

Evaluation and modelling report of Task 9A based on comparisons and analyses of predictive modelling results for the REPRO WPDE experiments; Task 9 of SKB Task Force GWFTS - Increasing the realism in solute transport modelling based on the field experiments REPRO and LTDE-SD

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Trinchero, P.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, H.*; Molinero, J.*; et al.

SKB R-17-10, 153 Pages, 2019/01

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法を用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。モデル化結果は、最終的に実測された破過曲線と比較された。

A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction, 2

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(8), p.874 - 884, 2018/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1449677

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント研究の一環として、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)の停止機構を解明するための実験を行った。実験では、細長いコンクリート試験体を使用し、途中で周囲の断熱材を取り外して、強制冷却できるようにした。反応時間を変えた実験を複数回実施することにより、ナトリウム(Na)や反応生成物の分布の時間変化に係るデータを取得した。その結果、初期段階では反応界面において十分に存在していたNaが時間の経過とともに減少し、反応停止後は、Na濃度が18-24wt.%、Si濃度が22-18wt.%となった。また、熱力学計算より、反応界面での安定物質は90wt.%以上がNaSiO等の固体物質であり、Naは含まれないことがわかった。さらに、定常状態の沈降拡散方程式を用いてこれらの解釈を試みた。SCR初期では、水素発生速度が高いために微粒化した反応生成物はプール中を浮遊するが、コンクリート侵食の進展ならびに反応生成物の増加につれて、水素発生速度に依存しつつも反応生成物の沈降・堆積が顕著になると説明できる。以上により、反応界面での反応生成物の堆積に起因するNaの欠乏により、SCRが次第に停止するとの結論に至った。

Clay-based modeling approach to diffusion and sorption in the argillaceous rock from the Horonobe URL; Application to Ni(II), Am(III), and Se(IV)

舘 幸男; 陶山 忠宏; 四辻 健治; 石井 康雄; 高橋 宏明*

CMS Workshop Lectures, Vol.21, p.241 - 250, 2016/00

https://www.clays.org/other-cms-publications-wrksh21/

放射性廃棄物地層処分の安全評価において粘土質岩石中の核種の収着・拡散挙動は把握すべき重要なプロセスである。幌延深地層研究所における泥岩試料中のNi(II), Am(III), Se(IV)の拡散・収着挙動を、実験とモデルの両面から調査した。透過拡散試験によって得られた実効拡散係数は、先行研究の結果も含めて、Cs, Ni, HTO, I, Se(SeO), Am(Am(CO))の順に低下する傾向となった。一方で、拡散試験から得られた収着分配係数は、バッチ収着試験によって取得された値との整合的であった。これらの結果は、粘土成分(スメクタイトとイライト)の寄与を仮定した収着モデル、電気二重層理論と単純化された間隙モデルを考慮した拡散モデルとを組み合せた、粘土を主体としたモデル化手法によって解釈された。この粘土を主体としたモデルによって、一連のデータを概ね説明することが可能であり、この手法が多様な核種に対して適用可能と評価された。

Fuel and fission gas behavior during rise-to-power test of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09

https://doi.org/10.3327/jnst.40.679

日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10MBq/m以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m以下であった。Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約210,定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

Hardening of Fe-Cu alloys by swift heavy ion irradiation

岩瀬 彰宏; 長谷川 忠之*; 知見 康弘; 飛田 徹; 石川 法人; 鈴木 雅秀; 神原 正*; 石野 栞*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 195(3-4), p.309 - 314, 2002/10

https://doi.org/10.1016/S0168-583X(02)01131-X

2種類のモデル合金、Fe-0.6%CuとFe-1.2%CuをGeV領域の重イオンで照射した。照射前後の硬さをヴィッカース硬度計により評価した。その結果、250Cで3.5GeVのXeイオン照射Fe-1.2%Cu試料の硬度が、弾性的弾き出しによる損傷量から見積もったものと比べ、はるかに大きく変化した。これは、GeVイオン照射のもたらす高密度電子励起によって生成された欠陥が熱拡散し、銅原子の照射促進偏析が起こったためと説明できる。

シビアアクシデントの伝熱流動現象における素過程に関する研究; 微細液滴流の挙動, 原子力基礎研究 H10-027-7 (委託研究)

片岡 勲*; 松浦 敬三*; 吉田 憲司*

JAERI-Tech 2002-015, 83 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-015.pdf:3.62MB

シビアアクシデントの伝熱流動現象の素過程としての微細液滴流の挙動を明らかにするため、液滴流,環状噴霧流についての現象のモデル化並びに数値シミュレーション手法の確立を行うとともに環状噴霧流の乱流構造についての実験的な研究を行った。液滴挙動のシミュレーションについては、まず、乱流中での液滴挙動計算手法として従来から広く用いられているEddy interaction modelに近年Grahamらが提案している渦寿命及び渦大きさに関する確率モデル及びほかの改良モデルを取り入れることより精度の高い液滴挙動解析コードを開発した。また、従来、おもに噴霧流においてのみ行われてきた液滴挙動解析を環状噴霧流も扱うことができるように、流体解析における境界条件として攪乱波を考慮した液膜の取扱、液膜からの液滴発生と乱流拡散による液膜への液滴伝達、さらに液滴の発生と伝達を考慮した液膜流量計算を同時に評価する手法を開発した。さらに液滴挙動解析のシミュレーションプログラムを複雑な幾何学的体系,初期条件,境界条件に適用し解析を行い、実際の原子炉のシビアアクシデント時解析に適用可能であることを示した。環状流,環状噴霧流における液膜流量,液膜厚さが、気相の平均速度分布,乱流速度分布に及ぼす影響についての実験的研究を行った。環状流における乱流速度分布については、気相単相流にくらべ管断面全域で大きな値を示し、液膜の存在により気相乱流は大きく増加することが明らかとなった。また気相乱流の増加の度合いは液相流量に対する気相流量の割合が多くなるに従い増加した。

Verification of models for bubble turbulent diffusion and bubble diameter in multi-dimensional two-fluid model

大貫 晃; 秋本 肇

Proceedings of the 8th International Symposium on Flow Modeling and Turbulence Measurements (FMTM2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/12

計算資源の拡大に伴い、気液二相流の形状効果を多次元で解析することが期待されるようになってきたが、構成方程式の検証は十分ではない。著者らは多次元二流体モデルにより相分布を予測するため、気泡の乱流拡散並びに気泡径に対するモデルを近年開発した。本研究ではこのモデルの検証を行う。検証は幅広い条件(流路直径;9mmから155mm,圧力;大気圧から4.9MPa,流量;気相見かけ流速=0.01m/sから5.5m/s,液相見かけ流速=0m/sから4.3m/s,流体; 空気-水,蒸気-水)でのデータベースにより行った。検証解析を通じ、開発したモデルは流路直径の影響を含め広い流動条件に適用できることがわかった。相分布の形並びに流路全体の平均ボイド率を定性的及び定量的によく予測した。本モデルは気泡径と渦スケールの比を重要なパラメータとして採用しており、このパラメータが多次元二流体モデルの構成方程式を構築する上で重要であることがわかった。

燃料体内の反応度調整材位置を考慮した反応度価値評価手法のVHTRC実験データによる検討

藤本 望; 山下 清信; 秋濃 藤義

JAERI-Research 99-052, p.51 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-052.pdf:2.05MB

VHTRC炉心に複数本の反応度調整材(BP)棒を装荷した実験結果について、BP反応度価値の解析精度を評価した。その結果、HTTRの核設計に用いている、ブロック内を均質としたモデルではBP反応度を20%程度過小評価することが明らかとなった。この結果は、BP反応度を系統的に過小評価しているため、過剰反応度を高めに評価するという観点からは保守的であり安全上問題ない。しかしながら、高温ガス炉の設計の合理化、将来炉の設計、HTTRの運転管理等のためには評価精度の向上が必要である。そこで、BP位置をモデル化し炉心内のインポータンス分布をより詳細に考慮すれば精度が向上すると考え、燃料体内でのBP棒の位置を考慮できるよう燃料体のメッシュ分割数を増やしたモデルを作成した。このモデルとともに、炉心計算のBP棒領域に対応する範囲で均質化することにより作成した実効断面積を用いることにより、10%以下の誤差でBP反応度を評価できることが明らかとなった。