Archie's cementation factors for natural rocks; Measurements and insights from diagenetic perspectives

Yuan, X.*; Hu, Q. H.*; Fang, X.*; Wang, Q. M.*; Ma, Y.*; 舘 幸男

Sedimentary Geology, 465, p.106633_1 - 106633_14, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.sedgeo.2024.106633

Archie's cementation factor, m, is a critical parameter for petrophysical studies, and the value is influenced by several factors such as the shape, type, and size of grains, degrees of diagenesis, and associated pore structure. Using integrated experimental and theoretical approaches, the goal of this study is to obtain the cementation factor of rocks (both reservoir rock and caprock) and assess the impact of diagenesis processes on the values of the cementation factor. Thirteen samples of geologically diverse rocks (six mudstones, four fossiliferous limestones, two marbles, and one sandstone) were selected to achieve these research objectives. Two approaches, the diffusion of gas tracers and the Bosanquet formula calculation using pore-throat sizes from mercury intrusion porosimetry analyses, were used to derive the cementation factors of these rock samples. These rocks were categorized into two groups based on the correlation between average pore-throat diameter and diffusivity, and an exponential-law relationship between the cementation factor and porosity was determined for these sample groups. In addition, thin-section petrography and field emission-scanning electron microscopy observations were utilized to investigate diagenetic processes, with four diagenetic patterns being established: (1) strong compaction, strong cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (2) weak compaction, medium cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (3) weak compaction, medium cementation, and strong dissolution-diagenesis pattern; and (4) fracture-matrix pattern. The results indicated that diagenetic processes and microfractures contribute to the variability in the cementation factors in these rock samples.

標準委員会2023年秋の大会企画セッション「安全な長期運転に向けた標準化活動」の報告

村上 健太*; 鬼沢 邦雄; 山本 章夫*

日本原子力学会誌ATOMO, 66(4), p.199 - 202, 2024/04

https://doi.org/10.3327/jaesjb.66.4_199

日本原子力学会標準委員会は、高経年化対策実施基準の改定を通して長期運転にかかる活動をリードしてきたが、最近の法・規制の変更を踏まえて、引き続き重要な貢献をする必要があると考えている。本稿は、2023年秋の大会で実施された企画セッションにおける議論を再構成し、安全な長期運転に向けた取り組みとその標準化における留意点を解説したものである。重要な点として、(1)時間の経過に伴って見いだされる知識を有効に活用すること、(2)オブソレッセンスを含む安全への影響が大きな新知見を見逃さないこと、(3)安全への影響と発現可能性の大きさを踏まえて対応に重要度をつけること、(4)国際的な知識基盤構築へ貢献することなどが挙げられる。

原子力防災を中心とした専門用語に関する和英対訳の調査と提案

外川 織彦; 奥野 浩

JAEA-Review 2023-043, 94 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-043.pdf:1.53MB

日本語で記載された原子力防災分野の文書を英語に翻訳するために、災害対策基本法、原子力災害対策特別措置法及び原子力の安全に関する条約について、日本語と英語の対訳を調査した。調査結果を統合し、統一的な英対訳を選択した。この結果として、原子力防災分野における専門 用語の和英対訳表を作成し、提案した。

IAEA第67回総会サイドイベント「未来の原子力ソリューションに最適な核データを提供する; 課題と機会」; 核データ利用の「見える化」のために

深堀 智生

核データニュース(インターネット), (137), p.1 - 10, 2024/02

http://www.aesj.or.jp/~ndd/ndnews/pdf137/No137-01.pdf

EC/共同研究センターの依頼により、IAEA第67回総会で同時開催されるEU主催サイドイベント「未来の原子力ソリューションに最適な核データを提供する:課題と機会」にパネリストとして出席した。日本における核データ活動に係る展望について発表し、核データ活動の持続性及び活性化について議論した。また、本サイドイベントの円卓議論を踏まえて、核データセクションにおいて主にパネラによる会合を持ち、今後の対応について検討した。本稿では、サイドイベント及びその後のフォロー会合について報告し、筆者の考えるこれらの会合の背景等について議論したい。

Modeling of the P2M past fuel melting experiments with the FEMAXI-8 code

Mohamad, A. B.; 宇田川 豊

Nuclear Technology, 210(2), p.245 - 260, 2024/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2185061

In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.

Development of a radiation tolerant laser-induced breakdown spectroscopy system using a single crystal micro-chip laser for remote elemental analysis

田村 浩司; 中西 隆造; 大場 弘則; 狩野 貴宏; 柴田 卓弥; 平等 拓範*; 若井田 育夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2298485

For the development of the remote elemental analysis method in a radiation environment based on the laser-induced breakdown spectroscopy (LIBS), the radiation effects on the laser oscillation properties of the single crystal (SC) Nd: YAG microchip laser (MCL) were investigated and compared with those of ceramics Nd: YAG MCL. The laser oscillation properties were measured under gamma-ray irradiation as a function of dose rate. The effects on the SC MCL properties were found to be very small compared to those on the ceramics, indicating minimal radiation effects on the LIBS signal when using SC MCL. Pulse energy and oscillating build-up time (BUT) were measured for a cumulative dose exceeding 1400 kGy. The pulse energy remained stable, and the laser continued to oscillate under irradiation. The BUT also remained stable, demonstrating negligible optical loss accumulation that could affect laser properties even at the demonstrated cumulative dose. The results indicate that the effects of dose rate and cumulative dose on SC MCL laser properties were minimal. The SC MCL was then integrated into the LIBS system, and the gadolinium signal of composite oxides, simulating fuel debris, was successfully measured at the dose rate of 5 kGy/hr. These findings highlight the radiation tolerance of SC MCL as a laser medium for remote LIBS applications in harsh radiation environments.

Oxidation and embrittlement behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之

Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154736

To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.

Magnetic and fermi surface properties of semimetals EuAs and Eu(AsP)

大貫 惇睦*; 軽部 皓介*; 青木 大*; 仲村 愛*; 本間 佳哉*; 松田 達磨*; 芳賀 芳範; 竹内 徹也*

Journal of the Physical Society of Japan, 92(11), p.114703_1 - 114703_12, 2023/11

https://doi.org/10.7566/JPSJ.92.114703

Single crystal samples of a series of semimetallic magnet Eu(AsP) have successfully grown. By measuring magnetization, Hall resistivity and de Haas-van Alphen oscillations, large anomalous Hall resistivity arising from peculiar magnetic phase diagram was identified.

弾塑性地震応答解析に基づく配管系の耐震設計手法の高度化

中村 いずみ*; 大谷 章仁*; 奥田 幸彦; 渡壁 智祥; 滝藤 聖崇; 奥田 貴大; 嶋津 龍弥*; 酒井 理哉*; 渋谷 忠弘*; 白鳥 正樹*

第10回構造物の安全性・信頼性に関する国内シンポジウム(JCOSSAR2023)講演論文集(インターネット), p.143 - 149, 2023/10

https://doi.org/10.60316/jcossar.10.0_143

原子力発電施設における配管系の耐震設計では、設計対象を弾性はり要素でモデル化し、弾性解析に基づく保守的な応力評価を実施している。一方、これまでに実施された多数の実験結果から、配管系は設計の想定を超えるような地震入力下では弾塑性挙動を示し、破損に至るまでには大きな裕度を有していると認識されている。このような状況を踏まえ、適切な保守性と合理性を有する耐震評価のため、弾塑性応答挙動を考慮した新たな耐震設計・評価手法の構築を目指し、2019年に日本機械学会より発電用原子力設備規格設計・建設規格の事例規格が発刊された。初版発刊後は事例規格の継続的な改善のために議論と検討を進め、2022年には疲労評価に用いるサイクルカウント法等に修正を加えた改訂版の発刊が決定した。また、次期改訂に向け、配管支持構造物の弾塑性評価を規格に取り入れる議論が進められている。本稿では、2022年の事例規格における主要な改訂内容、改訂の背景、次期改訂に向けた取り組み状況及び今後の課題について紹介する。

Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。