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Wang, Q.*; Hu, Q.*; Zhao, C.*; Yang, X.*; Zhang, T.*; Ilavsky, J.*; Kuzmenko, I.*; Ma, B.*; 舘 幸男
International Journal of Coal Geology, 261, p.104093_1 - 104093_15, 2022/09
被引用回数：5 パーセンタイル：66.48(Energy & Fuels)To understanding the spatial heterogeneity of mineral and pore structure variations in fine-grained shale, microscale X-ray fluorescence (micro-XRF) mapping, (ultra-) small-angle X-ray scattering [(U)SAXS] and wide-angle X-ray scattering were applied for two samples from a piece of Eagle Ford Shale in South Texas. Thin section petrography and field emission-scanning electron microscopy, X-ray diffraction (XRD), total organic carbon, and pyrolysis were also utilized to investigate the potential spatial heterogeneity of pore types, mineral and organic matter compositions for both samples. Overall, the siliceous-carbonate mineral contents in these carbonate-rich Eagle Ford Shale vary between laminations at mm scales. By analyzing six selected sub-samples on each of two samples with X-ray scattering and XRD techniques, nm-sized pores are mainly interparticle ones in the higher calcite regions, where the porosity is also relatively lower, while the lower calcite regions consist of both interparticle and intraparticle pore types with higher porosity. Finally, the micro-XRF and (U)SAXS are combined to generate porosity distribution maps to provide more insights about its heterogeneity related to the laminations and fractures at our observational scales.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
神山 健司
Human Energy Atom, 2021(2), p.30 - 35, 2021/00
日本原子力研究開発機構は、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)とナトリウム冷却高速炉の炉心安全に関する研究協力を20年以上行ってきた。この研究協力はEAGLE計画と呼ばれ、NNC-RKの研究施設を用いた先進的かつ挑戦的な研究計画である。EAGLE計画の背景と概要、並びに実施状況と主要成果を紹介する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05
炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。
豊岡 淳一; 神山 健司; 飛田 吉春; 鈴木 徹
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
In this paper, for the purpose establishing more generalized models for the SIMMER code to reproduce the effect of steel component on mixture-to-wall heat transfer in the EAGLE-1 program, the authors performed a model improvement for the SIMMER code to treat the direct contact of the molten steel in a more mechanistic manner. By this model improvement, evaluations with unifying agreement on a result of the EAGLE-1 program using the SIMMER code could be possible.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
no journal, ,
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故時における現象把握及び影響因子の抽出を目的として、カザフスタン共和国国立原子力センターの協力の下、EAGLE(Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities)-3プロジェクトに取り組んでいる。EAGLE-3プロジェクトの着目課題のうち、制御棒案内管からの炉心溶融物質流出プロセスに着目して実施した炉外試験の結果を紹介する。
神山 健司
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)とナトリウム冷却高速炉の炉心安全に関する研究協力を20年以上行ってきた。この研究協力はEAGLE計画と呼ばれ、NNC-RKの研究施設を用いた先進的かつ挑戦的な研究計画である。EAGLE計画の背景と概要、並びに実施状況と主要成果を紹介する。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
To achieve the In-Vessel Retention (IVR) in case of Core Disruptive Accidents (CDAs) is of prime importance in enhancing safety of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In order to ensure IVR, we are investigating the feasibility of the controlled material relocation (CMR) which enables to decrease the reactivity of degraded core and encourage cooling of relocated material. EAGLE-1 and -2, which have already conducted as the collaboration studies of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNR-RK), focused on the molten-fuel discharge on the early phase of CDAs and demonstrated the molten-material discharge through the intra-subassembly sodium-filled duct without an inner structure1). In EAGLE-3, the discharge of molten-core material, which gradually expands in the core region by decay heat during the later phase of CDAs, toward the lower sodium plenum through the control rod guide tubes (CRGTs) has been focused. CRGTs have internal structures, such as a sodium-flow regulator, which could affect fuel discharge. Thus, in order to clarify the effect of the internal structures in the CRGT on the discharge behavior of the molten-core material, a series of experiments has been conducted. The knowledge obtained through the EAGLE-3 experiments are presented here.
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)とナトリウム冷却高速炉の炉心安全に関する研究協力を25年に渡って行ってきた。この研究協力はEAGLE計画と呼ばれ、NNC-RKの研究施設を用いた先進的かつ挑戦的な研究計画である。EAGLE計画の背景と概要、並びに実施状況と主要成果を紹介する。
