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逢坂 正彦; 中島 邦久; 三輪 周平; Di Lemma, F. G.*; 宮原 直哉; 鈴木 知史; 鈴木 恵理子; 岡根 哲夫; 小畠 雅明
Proceedings of 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017) (Internet), 11 Pages, 2017/05
原子力機構では核分裂生成物(FP)化学挙動解明に向けた基礎研究を実施している。本研究の目的は、軽水炉シビアアクシデント(SA)時の炉内各領域におけるFP化学データベースを構築し、それに基づきFP化学モデルを改良することである。研究の成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉及び軽水炉安全性向上に反映される。ホウ素及び熱水力条件がFP挙動に与える影響、セシウムの構造材への化学吸着挙動評価、FP化合物の熱力学/熱物性データベース構築、及びFP放出移行再現実験及び解析技術開発の4つの研究項目を設定して研究を進めている。本発表では、最近の研究成果と進捗を報告する。
佐藤 勇; 大西 貴士; 田中 康介; 岩崎 真歩; 小山 真一
Journal of Nuclear Materials, 461, p.22 - 28, 2015/06
被引用回数：8 パーセンタイル：56.13(Materials Science, Multidisciplinary)シビアアクシデント時のCsとIの放出・移行挙動におけるBの影響を評価するために、沈着したCs/I化合物と蒸気/エアロゾルのB化合物の間の相互作用における基礎的な試験を実施した。Cs/I化合物及びB化合物としてそれぞれCsIとB
O
が使用された。温度423Kから1023Kに保持された温度勾配管(TGT)に沈着したCsIに蒸気/エアロゾルCsIがBOと反応させ、これによりCs/I沈着プロファイルがどのように変化するかを観察した。結果として、蒸気/エアロゾルCsIとBOは温度830Kから920Kに沈着したCsIの一部をはぎ取り、CsBOとIが生成したものと考えられる。加えて、ガス状Iは温度530K-740Kの部分で再沈着したが、CsBOは沈着せず、サンプリング管とフィルタを通り抜けている可能性がある。これは、BはCsのキャリアにCsBOとして影響し、Csをより温度の低い領域に移行させることを示していると考えられる。
上塚 寛
最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.156 - 162, 2001/06
軽水炉燃料のシビアアクシデント時における挙動と概説した。この分野の研究はTMI-2事故以降に各国で精力的に行われた。研究は実験室規模の個別反応試験と研究用原子炉を用いた大規模実験に大別される。これまでの研究によって、UO/ジルカロイ反応や炉心構成材料間の反応について、反応機構や反応速度に関するデータ・知見が、また、燃料温度上昇に伴う燃料集合体の損傷・溶融の進展に関しての知見が得られている。これらの成果は、炉心損傷・溶融解析コードのモデル化に役立てられ反応速度式は解析コードに取り込まれている。燃料からのFP放出に関しては、原子炉を用いた実験例があるが、放出されたFPの質量バランスを正確に評価することは困難であるため、ホットセルでの実験が行われている。
日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 林田 烈*; 大友 隆; 中村 仁一; 上塚 寛
JAERI-Research 99-066, p.38 - 0, 1999/12
JAERI-Research-99-066.pdf:6.68MB
原研では、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からのFP放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られなかった、3000
の高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下における照射済燃料からの中・難揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。第1回目のホット実験の前に、非放射性の揮発性CsI粉末を装置内で蒸発させ、装置の基本性能を確認するための実験を行った。その結果、エアロゾルフィルターの補修効率は約98%であること、設計通りにフィルターの下流側に到達するCsI量は微量であること、しかしながら、わずかに形成されたIガスはフィルターを通過し、コンデンサー前の低温配管へ凝縮することを明らかにした。
日高 昭秀; 中村 武彦; 西野 泰治; 金澤 浩之; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 工藤 保; 上塚 寛; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.211 - 218, 1999/07
日本原子力研究所では、照射済燃料からの核分裂生成物質(FP)の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000
Cの高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下でのFP放出、低揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。また、事前に試験燃料をNSRR炉内で再照射して短半減期FPを再生させるとともに、燃焼度や酸化還元雰囲気の影響についての研究も行う。試験装置は、水蒸気・ガス供給系、高周波誘導加熱炉、試験燃料を設置するトリア製坩堝、熱勾配管、フィルタ及び
線測定系等から成る。平成7年度に基本設計、8年度に装置の詳細設計、9
10年度に製作を行った。10年度後半に燃料試験施設内に装置を設置した後、特性試験を行い、11年度から年に4回の本試験を開始する。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 94-011, 178 Pages, 1994/09
JAERI-Data-Code-94-011.pdf:3.84MB
軽水炉の高燃焼度燃料棒の通常時及び過渡時のふるまいを解析する計算コードEXBURN-Iを開発した。高燃焼領域では、FPガス放出、被覆管の水側腐食、ペレットの性質の変化などが、燃焼度に依存しつつ燃料棒のふるまいに大きく影響する。こうした現象を解析するため、本バージョンにおいてはFEMAXI-IVをベースとしつつ、改良を施し、新たなモデルを組み入れた。本報告は、コードの全体構造とモデル及び物性値の説明を行い、入力マニュアル及び標準出力例を添えたものである。本コードの性能の実験データによる検証と向上は次の段階でなされる。
中村 武彦; 橋本 和一郎; 上塚 寛; 西野 泰治; 鈴木 信幸*
JAERI-M 93-222, 64 Pages, 1993/11
原研では軽水炉の立地評価事故ソースタームの評価あるいはシビアアクシデント時の影響評価に重要な高温の燃料から放出される核分裂生成物(FP)の放出挙動を調べる実験を計画し、現在その準備を進めている。同実験では実際に軽水炉で照射され燃焼の進んだ燃料を誘導加熱し、FPの放出挙動を温度・加熱雰囲気等をパラメータに調べる。酸化あるいは還元雰囲気で燃料を2800Cを超える高温にする実験では加熱炉の構造材として高温安定性の非常に高い材料が必要である。酸化トリウム(ThO)は高融点(3370C)物質であり、高温においても化学的に非常に安定であり有望な候補である。しかし、トリウムは核燃料物質であり、放射能も高いことから工業的にはあまり製作実績がない。本試作試験では、酸化トリウム粉末をラバープレスにより成型し焼結することにより、外径約35mm/内径約24mm/長さ約145mm/密度約90%/TDの管状の試作体の製作に成功し、製作に必要な条件を明らかにした。
Fink, J. K.*; Corradini, M.*; 日高 昭秀; Honta
n, E.*; Mignanelli, M. A.*; Schr
dl, E.*; Strizhov, V.*
KfK-5108; NEA/CSNI/R(92)10, p.533 - 546, 1992/00
米国EPRIが主催する先進格納容器実験ACE計画では、シビアアクシデントの影響評価とアクシデントマネジメント対策の検討に資するため、その一環として溶融炉心/コンクリート反応に関する実験と計算コードの比較を行った。計算コードの比較は、制御棒材を含むコリウム溶融物とケイ土系コンクリートとの相互作用を調べたL6実験に対するブラインド計算として行われ、英国,ドイツ,スペイン,日本,ロシア,米国がSOLGASMIX, VANESA1.01, CORCON2.04/VANESA1.01, CORCON.UW等の各コードを用いて参加した。日本からは、JAERIがVANESA1.01コードを用いて参加した。その結果、高揮発性のAg, In, Teについては、計算結果と実験結果の差が1桁以内でほぼ一致した。しかしながら、中揮発性のBa, Srでは1桁から3桁の差が生じ、低揮発性のMoでは約5桁の差が見られた。FP以外では、特にSiの放出において、Zr-Si間の化学反応を適切に考慮しているSOLGASMIXコードの方が、その一部しか考慮していないVANESAコードよりも実験結果との差が小さかった。
coated particle fuel赤堀 光雄; 福田 幸朔
Journal of Nuclear Materials, 183, p.70 - 75, 1991/00
被引用回数：5 パーセンタイル：53.89(Materials Science, Multidisciplinary)(Th,U)Oからの金属FP放出挙動をTRISO被覆燃料粒子を用いて照射後加熱法により調べた。揮発性FP(Cs,Te,I)とBaは似た放出挙動を示すとともに、強い結晶粒径依存性をもつことが判った。また、Zr及びCeは結晶粒径と加熱温度に依存せず、そして、ほぼ完全に(Th,U)O燃料核中に保持されることが明らかとなった。
山岸 滋; 谷藤 隆昭
Journal of Nuclear Materials, 59(3), p.243 - 256, 1976/03
照射後実験法により、低温で核分裂中のUOからのFPのノックアウト放出および擬反跳放出について研究した。約200C以下の低温では、擬反跳放出率は壊変定数に依存せず、FPが核分裂で生成した直後に約7
の表面層から完全に放出されるのに相当することがわかった。この放出に対して、「自己ノックアウト」モデルを提案した。ノックアウト放出に関しては、種々のfactorに対する依存性から、FPのノックアウト放出は、実効厚さ約20の表面層から起こること、および、表面をよぎる一個の核分裂片がノックアウトするUOマトリックスの形は直径約32厚さ約27の円筒(すなわち、ウラン原子数換算で約660個)に相当することがわかった。これらの結果をもとに、過去におこなわれたFPガス放出のインパイル実験で導かれた結論について再評価を行なった。
山岸 滋
Journal of Nuclear Materials, 57(1), p.56 - 68, 1975/01
核分裂片が燃料表面をよぎる時にノックアウトする微小領域の形を円筒形と近似して、FPのノックアウト放出について理論的に解析した。その円筒の実効断面積は、その円筒の実効厚さを持つ燃料表面層(ノックアウト帯)に存在する原子が単位時間にノックアウトされる確率を決定する。これらの項を用いて、ノックアウト放出に関する理論式を導いた。この式により、実際のFPガスのノックアウト放出について計算し、種々の因子に対するノックアウト放出率の依存性を検討した。これに基づいて、実験によりノックアウト係数すなわち1核分裂片が表面を1回よぎるごとにノックアウトするウラン原子数を求め得る条件を検討した。また、上記円筒の実効断面積および実効厚さを実験的に求める方法を提案した。
菊地 章
JAERI-M 5691, 18 Pages, 1974/04
照射中の定常状態において被覆燃料粒子から放出されるガス状核分裂生成物について理論的考察が行なわれ、それら核種の透過度、崩壊定数、および被覆層のウラン汚染の個々の影響を求めるための試行計算が実施された。これら3因子と放出量R/Bの関係が明らかにされた。
During Postirradiation Heating岩本 多實; 菊池 輝男
JAERI-M 4500, 18 Pages, 1971/07
照射UO粒子からの
Xeの逃散挙動を等速昇温加熱法と等温加熱法とによって1700C以下の温度で調べた。その結果をPrimakの解析によって解釈したところ、Xeのトラップからの放出の活性化エネルギーは広い範囲に分布していることがわかった。また、トラップから放出されたXeのマトリックス内の移動には、等温加熱の初期にのみ影響を及ぼす過程が含まれていることがわかった。さらに、活性化エネルギーが指数関数的に分布するという仮定をおいて、等温加熱時のXeの逃散率を推定する簡単な方法を導びき、この方法により1ケのデータによってもかなり精度のよい推定ができることを示した。
逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; 鈴木 知史
no journal, ,
BWR制御材の影響に着目したシビアアクシデント時のFP化学挙動解明を目指した研究について、全体計画と実験・解析・評価の進め方及び課題に関して説明する。FP化学挙動に関する実験データの取得と化学反応速度論を考慮した解析により、SA時の炉内各所におけるFP化学挙動をデータベース化し、化学モデルを構築または高度化することを目的とする。実験データは、FP放出移行再現実験とFP化学形の直接測定等により取得する。
逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.; 鈴木 知史; 永瀬 文久
no journal, ,
シビアアクシデント時のFP放出及び移行に対する評価の精度を向上させるためには、FP化学挙動解明が必要である。炉内でのFP付着挙動や移行経路におけるFPの化学組成等に関する基礎研究を紹介する。
