幌延深地層研究センターの350m調査坑道における掘削損傷領域の破壊様式の検討

青柳 和平; 石井 英一; 石田 毅*

Journal of MMIJ, 133(2), p.25 - 33, 2017/02

https://doi.org/10.2473/journalofmmij.133.25

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、処分坑道や立坑、斜坑といったアクセス坑道の掘削による応力再配分の影響により、坑道壁面周辺岩盤の水理・力学特性が顕著に変化する領域が生じる。このような領域を掘削損傷領域(Excavation Damaged Zone, EDZ)と呼ぶ。EDZは廃棄体定置後の核種移行経路の一つになると想定されていることから、詳細な性状の把握が求められる。そこで、幌延深地層研究センターを対象として、ボアホール・テレビューア(borehole tereviewer, BTV)観察,コア観察および定期的な透水試験を実施して、EDZの水理・力学特性について検討した。その結果、壁面から0.2から1.0mの範囲まで、坑道掘削に起因して生じた引張割れ目が発達していたことから、EDZは坑道から0.2から1.0mの範囲まで発生したと推定される。これは、破壊様式を考慮した三次元有限要素解析にも整合的であった。坑道掘削直後の坑道周辺岩盤の透水試験の結果から、引張割れ目が発達した領域における透水係数は、その外側領域と比較して3から5オーダー高いものであることがわかった。しかし、その後の2年間は、坑道周辺岩盤の透水係数に顕著な変化は見られなかった。これらのことから、透水性の高いEDZは、坑道掘削により短期的に形成されたものと推定された。

THALES-2コードによるBWR Mark-IIを対象としたレベル3PSAのための系統的なソースターム解析

石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*

JAERI-Research 2005-021, 133 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-021.pdf:7.58MB

原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。本評価より、(1)格納容器が過圧破損に至る全ての解析ケースで環境へのCsI及びCsOHの放出割合は、0.01から0.1の範囲にあり、格納容器ベントによる管理放出ケースは、過圧破損ケースより1オーダー小さく、D/Wスプレイ復旧ケースは、さらに2オーダー小さい結果であった。さらに、(2)格納容器が炉心溶融より前に破損するか否かによってソースタームに影響を及ぼす支配因子が異なること,(3)AM策の1つである格納容器ベント策は、圧力抑制プールを経由させることができれば、環境へ放出されるヨウ素及びセシウムの低減策として有効であること等の結果及び知見が得られた。

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の改善事項(受託研究)

榊 明裕*; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 高田 昌二; 清水 明; 森崎 徳浩; 前田 幸政; et al.

JAERI-Tech 2005-023, 72 Pages, 2005/04

JAERI-Tech-2005-023.pdf:14.86MB

水素製造システムと高温ガス炉の接続技術の確立のため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を平成13年度に製作し、同年度に機能試験運転を実施した。引き続き、平成13年度から16年度まで7回の試験運転を実施した。運転期間中に発生した不具合については、その都度、原因の究明,対策案による試験装置の改善を行い、試験を続行してきた。これにより、各種試験を行い、所定の目的を達成した。本報告は、平成13年から平成16年までに実施した試験装置の改善項目について記述したものである。

Prediction of fuel performance and fission gas release behavior during normal operation of the High Temperature Engineering Test Reactor by JAERI and FZJ modeling approach

沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; Verfondern, K.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.411 - 419, 2001/06

https://doi.org/10.3327/jnst.38.411

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。

Modeling of fuel performance and fission product release behaviour during HTTR normal operation; A Comparative study on the FZJ and JAERI Modeling approach

Verfondern, K.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 沢 和弘

JAERI-Research 2000-067, 127 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2000-067.pdf:6.64MB

HTTRの運転中の燃料及び核分裂生成物挙動を予測するために、ユーリッヒ研究所で安全設計に用いられてきた手法を適用した。計算は110日の高温試験運転を含むHTTRの想定運転計画に基づき行った。その結果、追加破損率は製造時の2倍程度の約510と予測された。安全裕度を見込んだ安全評価では、最大110の破損率となった。燃料コンパクトからの金属FPの拡散放出は、銀で10%(ノミナル値),50%(安全評価値)と評価された。同様に、ストロンチウム(ノミナル値1.510,安全評価値3.110),セシウム(ノミナル値5.610,安全評価値2.910)と評価された。セシウムの結果は、原研のモデルによる結果と傾向的に良く一致した。さらに、ZrC被覆燃料粒子の照射健全性及び核分裂生成物放出挙動についても計算を行い、データベースの拡充が必要であるとの結論を得た。

Proceedings of the OECD/CSNI Specialists Meeting on Fuel-coolant Interactions, May 1921, 1997, Tokai-mura, Japan

秋山 守*; 山野 憲洋; 杉本 純

JAERI-Conf 97-011, 829 Pages, 1998/01

JAERI-Conf-97-011.pdf:38.05MB

1997年5月19日から21日にかけて、原研東海研において、OECD/CSNI主催の水蒸気爆発専門家会合が開催された。この専門家会合には13ヵ国1国際機関からの31名を含む80名の参加があった。会合では、原子炉への適用、粗混合、伝播/トリガー、実験、解析コード/モデルの6セッションにおいて36件の論文が発表され、活発な討論が行われた。最後に、(1)格納容器のモード破損はリスクの観点からは無視可能、(2)前回のサンタバーバラ会合(1993年)以後顕著な進展、(3)今後明らかにすべき研究課題を同定、(4)問題解決促進のため研究グループ間の公開の情報交換を推奨、(5)次回専門家会合を今後3~5年の間に開催することを推奨、を骨子とする会合概要と推薦をとりまとめた。

Development of a coated fuel particle failure model under high burnup irradiation

沢 和弘; 塩沢 周策; 湊 和生; 福田 幸朔

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(9), p.712 - 720, 1996/09

https://doi.org/10.3327/jnst.33.712

高温ガス炉技術の高度化のために高燃焼度四重被覆燃料粒子を開発してきた。四重被覆燃料粒子は、球状燃料核の外側に低密度熱分解炭素(PyC)層、高密度PyC層、SiC層、高密度PyC層を被覆したものである。高温ガス炉燃料の安全設計においては、核分裂生成物を粒子内に閉込め、1次冷却材中の放射能量を許容レベル以下に保つことが重要であり、燃料の設計方針は製造時の被覆層破損率を小さくし、かつ運転中に著しい破損が生じないようにすることである。被覆燃料粒子では、核分裂に伴い発生するガス及び中性子照射により発生する応力が被覆層に加わり高燃焼度下で被覆層破損が生じる可能性があり、信頼できる評価モデルの開発が必要であった。そこで、高燃焼度下における各被覆層の破損確率に基づき破損率を評価する破損モデルを新たに開発した。さらに、本モデルを用いてHTTR初装荷燃料及び高燃焼度燃料に関するパラメータ計算を行った。

ドーピングした加圧BWR燃料のボンディングと破損モードに関する研究

柳澤 和章

JAERI-M 92-021, 149 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-021.pdf:16.86MB

加圧ドーピングした88BWR型燃料に関し、ボンディングと破損モードについての、過渡ふるまい研究を行った。その結果、以下の知見を得た。(1)0.6MPa加圧と0.38mm幅広いギャップを組み合わせる事により、ドーピング燃料のボンディングは、局所的なものを除けばほぼ防止可能である。ドーピング燃料の破損モードは、溶融と破裂の畳重したモードになる事が明らかになった。(2)単純な破裂モードによる破損と溶融破裂モードによる畳重破損とを比較すると、後者の破損時間は半分程短くかつ破損しきい値も低下する傾向にある事が明らかになった。また、破損部の開口面積は相対的に拡大する傾向にあり、破損開口部での内外面の酸化も、著しくなる傾向にある事も明らかになった。

高温ガス炉燃料の現状IV; 高温ガス炉燃料の開発

安野 武彦; 宮本 喜晟; 阪西 健一*; 井川 勝市

日本原子力学会誌, 24(6), p.429 - 434, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.24.429

高温ガス炉の燃料は被覆粒子を用いた燃料コンパクト、黒鉛ブロックなどから構成され、種々の被覆粒子型式および燃料体構造が考えられている。本報では、原研が開発を進めている多目的高温ガス実験炉の燃料を中心に、燃料の構造と使用条件および燃料の破損機構について概説する。また、燃料の製造・検査技術、さらに燃料の耐照射性能、耐熱性能ならびにFP保持性能の現状について述べる。

Identification of important parameters for source term analysis; Expectation of outcomes from fuel safety research

Zheng, X.; 杉山 智之

no journal, , 

A suite of methodologies has been developed at JAEA for the source term uncertainty and sensitivity analyses during nuclear reactor severe accidents. Using the methodologies and integral severe accident codes, the uncertainty range of source term estimation can be quantified, and most influential factors can be identified. As shown in the results, some parameters from core component failure models have significant importance on the source term analysis. This study can lay groundwork for the improvement of numerical core component failure modeling in integral nuclear reactor severe accident simulation.