Preliminary study of the criticality monitoring method based on the simulation for the activity ratio of short half-life noble-gas fission products from fuel debris

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一; 神野 郁夫

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2300773

We investigated the possibility of estimating the effective neutron multiplication factor () of the fuel debris inside the canister and primary containment vessel (PCV) of Unit 2 of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) using remote gas-radioactivity measurement via simulation-based calculations. Our results demonstrate an almost linear correlation between and the Kr-to-Xe activity ratio with respect to various fuel debris compositions. This correlation is maintained regardless of geometries such as the fuel debris canister and the PCV.

福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-061, 59 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-061.pdf:2.38MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、英国の研究者と協力して、エアロゾル分散制御をしながら、同時に高度な微粒子測定と評価が可能な安全なレーザー除染システムを開発することを目的としている。日本側では、CFD解析を活用して、セシウム等を浸透した物質へのレーザー加工により発生する放射性エアロゾルを水ミストとスプレーにより効果的に制御するシステムを開発する。具体的には、エアロゾルと水界面の相互作用に関連する英国側研究成果を活用してレーザー加工を行い、高精度検出器による10nm10mの広範囲なエアロゾル粒子の計測、水ミストやスプレー液滴の電気化学的処理による粒子分散制御、並びに得られたデータを基にして分散制御に関するCFDシミュレーションの精度向上を目指す。最終的には日英の研究成果を活用して、両国の試験施設において実証試験を行うことにより、今後、両国の廃炉現場において適用可能性のある高線量エリアのレーザー除染計画に役立てる。

Dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants using multi-fidelity simulations

Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 223, p.108503_1 - 108503_12, 2022/07

https://doi.org/10.1016/j.ress.2022.108503

Dynamic probabilistic risk assessment (PRA) more explicitly treats timing issues and stochastic elements of risk models. It extensively resorts to iterative simulations of accident progressions for the quantification of risk triplets including accident scenarios, probabilities and consequences. Dynamic PRA leverages the level of detail for risk modeling while intricately increases computational complexities, which result in heavy computational cost. This paper proposes to apply multi-fidelity simulations for a cost- effective dynamic PRA. It applies and improves the multi-fidelity importance sampling (MFIS) algorithm to generate cost-effective samples of nuclear reactor accident sequences. Sampled accident sequences are paralleled simulated by using mechanistic codes, which is treated as a high-fidelity model. Adaptively trained by using the high-fidelity data, low-fidelity model is used to predicting simulation results. Interested predictions with reactor core damages are sorted out to build the density function of the biased distribution for importance sampling. After when collect enough number of high-fidelity data, risk triplets can be estimated. By solving a demonstration problem and a practical PRA problem by using MELCOR 2.2, the approach has been proven to be effective for risk assessment. Comparing with previous studies, the proposed multi-fidelity approach provides comparative estimation of risk triplets, while significantly reduces computational cost.

Depletion calculation of subcritical system with consideration of spontaneous fission reaction

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(4), p.424 - 430, 2022/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1974970

Modification of the Monte Carlo depletion calculation code OpenMC was performed to enable the depletion calculation of the subcritical neutron multiplying system. With the modified code, it became possible to evaluate the quantity of short half-life fission products from spontaneous and induced fissions in the subcritical system. As a preliminary study, it was applied to the fuel debris storage canister filled with nuclear materials and spontaneous fission nuclides. It was confirmed that the code could successfully provide a quantity of short half-life FPs over time and provide the relationship between the activity ratio of Kr-88 to Xe-135 and effective neutron multiplication factor of the canister.

Effect of BC absorber material on melt progression and chemical forms of iodine or cesium under severe accident conditions

日高 昭秀

Insights Concerning the Fukushima Daiichi Nuclear Accident, Vol.4; Endeavors by Scientists, p.341 - 356, 2021/10

Boron carbide (BC) used for BWR or EPR absorbers could cause phenomena that never occur in PWR with Ag-In-Cd absorbers during a severe accident (SA). BC would undergo a eutectic interaction with stainless steel and enhance core melt relocation. Boron oxidation could increase H generation, and the change of liberated carbon to CH could enhance the generation of CHI. HBO generated during BC oxidation could be changed to CsBO by combining it with cesium. This may increase Cs deposition into the RCS. There could be differences in the configuration, surface area, and stainless-steel to BC weight ratio between the BC powder and pellet absorbers. The present task is to clarify the effect of these differences on melt progression, and the iodine or Cs source term. Advancement of this research field could contribute to further sophistication of prediction tools for melt progression and source terms of the Fukushima Accident, and the treatment of CHI formation in safety evaluation.

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

https://doi.org/10.1080/00295450.2020.1810977

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

ORIGEN2用断面積ライブラリセットとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算コードCRAMOの開発

横山 賢治; 神 智之*

JAEA-Data/Code 2021-001, 47 Pages, 2021/03

JAEA-Data-Code-2021-001.pdf:1.85MB

国産の評価済み核データライブラリJENDLに基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBとチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーを組み合わせることで、新たな燃焼計算コードCRAMOを開発した。今回開発したCRAMOは、JENDL-4.0に基づくORIGEN2用断面積ライブラリセットORLIBJ40と汎用炉心解析システムMARBLEに実装された燃焼計算ソルバーを利用している。ORLIBJ40を使った燃焼計算や放射化計算のサンプル問題にCRAMOを適用し、ORIGEN2の計算結果とよく一致することを確認した。これにより、ORIGEN2を使わずにORLIBを利用することが可能になった。今後は、燃焼計算や放射化計算等で使いやすく処理したJENDLのデータをチェビシェフ有理関数近似法に基づく燃焼計算ソルバーと組み合わせて提供できると考えられる。なお、現状のCRAMOの計算機能はORIGEN2のサブセットとなっており、CRAMOで計算できるのは燃焼後の組成と放射能である。ただし、ORIGEN2が出力する計算結果は燃焼後の組成に基づいているので、今後、後処理機能を追加していくことで、ORIGEN2の機能を再現できるようになると考えられる。

Observation of aerosol particle capturing behavior near gas-liquid interface

上澤 伸一郎; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00539_1 - 19-00539_9, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00539

Air pollution control equipment with spraying liquid in aerosol is used in severe accidents of nuclear power plants to remove radioactive aerosol particles. The removal performance of the equipment has been confirmed based on actual-scale tests. However, unexpected situations may happen in severe accidents due to large-scale disasters. We have developed a numerical analysis method for evaluating radioactive aerosol particle removal performance to optimize the performance and the design. As a part of the development of the numerical analysis, in order to grasp the capturing behavior of the aerosol particle deposition on a gas-liquid interface, we performed a direct observation of aerosol particle behavior near the gas-liquid interface of a droplet. As the capturing behavior near the gas-liquid interface, the particle penetration into liquid, the deposition on the gas-liquid interface and the deposition on the interface after moving to slide on the interface were confirmed in the experiment. The observation result indicated that the penetration was observed with the higher Stokes number and the deposition was observed with the lower Stokes number. However, for the lower Stokes number, the case where particles were not captured on the gas-liquid interface was also confirmed. Thus, the Stokes number is one of the important parameters for the aerosol particle capturing by gas-liquid interface.

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

AA2019-0372.pdf:0.81MB

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107268

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

Flow separation at inlet causing transition and intermittency in circular pipe flow

小川 益郎*

JAEA-Technology 2019-010, 22 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-010.pdf:1.5MB

円管内流れは、流れが実際に遷移し、遷移流が間欠性を示すにもかかわらず、あらゆる小さな外乱に対して線形的に安定である。このことは、流体力学ではまだ解決されていない大きな課題の一つである。そこで、著者は、これまで誰も気がつかず認識してこなかった事実を初めて指摘する。この事実というのは、「円管内の流れは、流れの剥離によって、円管入り口付近に形成される剥離泡から放出された渦のために層流から遷移し、そして渦放出が間欠的であるために遷移流が間欠性を示す。」というものである。この事実は、円管の入口形状が遷移レイノルズ数に大きく影響することや、第3の遷移現象に分類されている外側円筒が支配的に回転する同心二重円筒間の流れが円管内の遷移流れと同様に流れの剥離によって間欠性を示すといった、多くの実験結果によって裏付けられている。本研究によって、高温ガス冷却炉の熱流体設計において最も重要な課題の一つである熱伝達促進のために、急縮小型の入口形状が遷移開始レイノルズ数をできる限り小さくできることを明らかにした。