Establishing an evaluation method for the aging phenomenon by physical force in fuel debris

鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2159559

福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。

Voltage drop analysis and leakage suppression design for mineral-insulated cables

広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1276 - 1286, 2020/12

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1782280

ケーブル長に沿った電位分布の安定性を達成することを目的として、高温条件に供された時の電気的特性に対する無機絶縁(MI)ケーブルの材料の影響を伝送テストによって調査した。その結果、MIケーブルの絶縁材料として、酸化アルミニウム(AlO),酸化マグネシウム(MgO)が選定され、ケーブルに沿った電圧降下の発生を確認した。有限要素法(FEM)に基づいた解析を実行し、終端部で検出された電位の漏れを評価した。伝送テストと解析による電圧降下の収率は、AlOおよびMgO材料のMIケーブルにおいてよい一致を示し、FEM解析結果と実験結果との相対的な関係を再現した。電圧降下を抑えるため、同様のFEM解析を行い、芯線直径()と芯線間距離()を変化させた。の変化を考えた場合、MIケーブルの電位分布は、絶縁材料の直径()をで割って得られる比率が0.35で最小電圧降下となった。を変化させた場合、最小電圧降下は0.5のl/であった。

Proceedings of the 2018 Symposium on Nuclear Data; November 29-30, 2018, Tokyo Institute of Technology, Ookayama Campus, Tokyo, Japan

千葉 敏*; 石塚 知香子*; 椿原 康介*; 岩本 修

JAEA-Conf 2019-001, 203 Pages, 2019/11

JAEA-Conf-2019-001.pdf:18.86MB

2018年度核データ研究会は、2018年11月29日30日に、東京都目黒区東京工業大学大岡山キャンパス東京工業大学デジタル多目的ホールおよびコラボレーションルームにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会核データ部会、日本原子力学会「シグマ」特別専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所が共催した。今回、チュートリアルとして「核データ処理システムFRENDY」を、特別講演として「原子力発電のこれから」を実施した。また講演・議論のセッションとして「核データ研究の現状と展望」、「炉物理研究の現状と展望」、「話題」、「核データ応用分野」、「国際セッション」、「核データ測定及び原子炉診断の新技術」、「新分野からのデータニーズ」の7件を企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は82名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表13件、ポスター発表22件の論文をまとめている。

Model verification and validation procedure for a neutronics design methodology of next generation fast reactors

大釜 和也; 池田 一三*; 石川 眞; 菅 太郎*; 丸山 修平; 横山 賢治; 杉野 和輝; 長家 康展; 大木 繁夫

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Detailed model verification & validation (V&V) and uncertainty quantification (UQ) procedure for our deterministic neutronics design methodology including the nuclear library JENDL-4.0 for next generation fast reactors was put into shape based on a guideline for reliability assessment of simulations published in 2016 by the Atomic Energy Society of Japan. The verification process of the methodology was concretized to compare the results predicted by the methodology with those by a continuous-energy Monte Carlo code, MVP with their precise geometry models. Also, the validation process was materialized to compare the results by the methodology with a fast reactor experimental database developed by Japan Atomic Energy Agency. For the UQ of the results by the methodology, the total value of the uncertainty was classified into three factors: (1) Uncertainty due to analysis models, (2) Uncertainty due to nuclear data, and (3) Other uncertainty due to the differences between analysis models and real reactor conditions related to the reactor conditions such as fuel compositions, geometry and temperature. The procedure to evaluate the uncertainty due to analysis models and uncertainty due to nuclear data was established.

The Integral experiment on beryllium with D-T neutrons for verification of tritium breeding

Verzilov, Y. M.; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 和田 政行*; Klix, A.*; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 82(1), p.1 - 9, 2007/01

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.12.007

増殖ブランケット核特性実験に使用するベリリウムの核的特性の検証を目的として、ベリリウム体系の積分ベンチマーク実験を原子力機構FNSで実施した。直径628mm,厚さ355mmの疑似円柱体系に14MeV中性子を照射し、体系内に埋め込んだ炭酸リチウムペレットのトリチウム生成率を液体シンシレーションカウンタ法で測定した。実験結果は、中性子モンテカルロコードMCNP-4Cで解析した。なお中性子輸送用核データとしてはFENDL/MC-2.0及びJENDL-3.2/3.3、リチウムの反応率用にはJENDLドジメトリファイル及びENDF/B-VIを使用した。どの核データを使用した計算も、実験値と誤差10%以内で一致し、ベリリウムの核的特性に大きな問題はないことを確認した。

Proceedings of 2004 Symposium on Nuclear Data; November 11-12, 2004, JAERI, Tokai, Japan

田原 義壽*; 深堀 智生

JAERI-Conf 2005-003, 254 Pages, 2005/03

JAERI-Conf-2005-003.pdf:32.21MB

2004年核データ研究会が、2004年11月11日と12日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、軽水炉及び核燃料サイクルと核データ,ADS開発のための核データ,JENDL-3.3の使用経験とJENDL-4への要望,最近の断面積測定,物質生命科学と核データ,海外の核データニーズと活動についての19件の報告があった。ポスター発表では、21件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト及び応用等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

中性子単結晶構造解析,生物回折計

栗原 和男; 田中 伊知朗*; 新村 信雄

日本結晶学会誌, 46(3), p.193 - 200, 2004/05

https://doi.org/10.5940/jcrsj.46.193

この入門講座はX線タンパク質結晶構造解析経験者のための中性子構造生物学実験用回折装置の解説である。生命現象の中で水素原子の果たす役割や生体物質と水とのかかわりは大変重要である。それらを原子レベルで観察し議論することを可能にする、最も有効な実験手法の一つが中性子回折法である。この研究分野は中性子イメージングプレート(NIP)の開発によって飛躍的に躍進した。このNIPを装備した高分解能生体高分子用中性子回折装置BIX-3, BIX-4が原研に設置されている。ここでは、中性子回折装置建設及び実験計画をたてるうえで知っていて欲しい重要な違いに限定して、本回折装置の主要機器や全体詳細構造及び周辺機器,大型結晶育成から回折データ取得及び処理までの中性子回折実験の流れを紹介し、さらに生体高分子用中性子回折装置の今後の展望について述べる。

加速器駆動未臨界炉に関する実験的基礎研究,原子力基礎研究Hl2-031(委託研究)

代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正

JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB

本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。

Proceedings of the 2002 Symposium on Nuclear Data; November 21-22, 2002, JAERI, Tokai, Japan

大澤 孝明*; 深堀 智生

JAERI-Conf 2003-006, 318 Pages, 2003/06

JAERI-Conf-2003-006.pdf:23.8MB

2002年核データ研究会が、2002年11月21日と22日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、JENDL-3.3の完成,産業界からの要望,FP核データの現状,国際セッション,その他のトピックスについての18件の報告があった。ポスター発表では、33件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト,オンラインデータベース等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

TF insert experiment log book; 2nd experiment of CS model coil

杉本 誠; 礒野 高明; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 堤 史明*; 田宮 忠俊*; 押切 雅幸*; 若林 宏*; 奥野 清; 辻 博史

JAERI-Tech 2001-085, 104 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-085.pdf:4.64MB

CSモデル・コイルの第2回実験が2001年8月より開始した。第2回目の実験では、CSモデル・コイルの内側にTFインサート・コイルを設置し、実験を行った。CSモデル・コイルとTFインサート・コイルの予冷は同年8月20日から開始して、約1ヶ月を費やした。その後直ちに9月17日より通電試験を行った。同年10月19日に通電試験を完了した。この間、実験番号は88を数え、収集したデータはバイナリ形式で4GBに達した。本報告書は5週間にわたる実験のログ(日誌)とそのリストを集めたデータベースである。