Numerical reproduction of dissolved U concentrations in a PO-treated column study of Hanford 300 area sediment using a simple ion exchange and immobile domain model

齋藤 龍郎; 佐藤 和彦; 山澤 弘実*

Journal of Environmental Radioactivity, 237, p.106708_1 - 106708_9, 2021/10

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2021.106708

ハンフォード300エリアの堆積物を用いたリン酸処理カラム実験における溶存U濃度の数値再現に成功した。我々はダルシー速度を変動させた条件下での溶存U濃度推移曲線を、以下のパラメータの最適化によって、本研究の数値モデルにより再現することに成功した。(i)初期濃度を規定している流水に晒される土壌表面(流動領域)のウラン量と、深層土壌に分離された孤立領域の沈殿として残ったウラン量(ii)濃度の最終的な回復曲線に適合するための、流動領域と孤立領域間の混合比、及び(iii)シミュレートされた土壌表面()でのUOとHとの交換反応の陽イオン交換容量(CEC)と平衡定数(k)、これらは過渡平衡濃度に適合し、バスタブ曲線の極小値を形成していた。

Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor

山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。

ROSA/LSTF experiment on accident management measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Journal of Energy and Power Sources, 2(7), p.274 - 290, 2015/07

http://www.ethanpublishing.com/index.php?m=content&c=index&a=show&catid=218&id=483

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes after accumulator completion. Remaining problems in the RELAP5 code include the predictions of pressure difference between the primary and SG secondary sides after the gas inflow.

Leak-tightness characteristics concerning the containment structures of the HTTR

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 近藤 雅明; 江森 恒一

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.135 - 145, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.023

HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器,サービスエリア及び非常用空気浄化設備で構成され、減圧事故等におけるFPの原子炉外への放出を抑制させるものである。原子炉格納容器は、減圧事故時の圧力及び温度挙動に耐え、漏えい率が規定されている。また、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により負圧に保たれる。本論文では、原子炉格納施設の気密性能について、系統別総合機能試験等により評価した結果を示す。試験の結果、原子炉格納容器の漏えい率は、規定値0.1%/dを十分満たし、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により規定の負圧が保たれること等が確認された。

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; 配管部の振動解析と応力解析の結果

塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦

JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-064.pdf:2.84MB

材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は5358Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発(共同研究),2; 光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性の検討

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Tech 2003-041, 106 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-041.pdf:6.58MB

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の第2段階として、光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性を検討した。光ファイバ温度センサは、漏えいしたヘリウムガスによる光ファイバの温度変化により漏えいの有無を検出する。本検討では、光ファイバ単体での検出方式に加えて、HTTRの高温機器用に保温材と一体となった検出方式の検討を行った。試験の結果、設定した目標時間2時間に対して、漏えい量が5.0~20.0cm/sでは、60分以内に漏えいを検知し、特に20.0cm/sの漏えいでは、より早い漏えい検知が可能であった。

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発,3; 放射線センサの開発(共同研究)

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Research 2003-006, 65 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-006.pdf:2.89MB

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の最終段階として、小規模漏えい検知のための放射線センサを開発した。本研究では、漏えいしたヘリウムガス中に含まれるFPから漏えいを検知する方法に加え、微小な漏えいを検知するため、空気とヘリウムガスの放射線の阻止能差により漏えいを検出する新しい検出法(アクティブ検出法)を開発した。開発したアクティブ検出法では、微小漏えいとして想定した漏えい量0.2cm/sを、最短10分で検出可能であることが明らかとなった。

Neutronic studies of bare targets for JAERI 5MW pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 小迫 和明*

JAERI-Research 99-010, 16 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-010.pdf:0.86MB

原研中性子科学研究計画で次世代短パルス核破砕中性子源の建設を目指しており、その第一歩として裸のターゲットから漏洩する中性子に関するニュートロニクス計算(ターゲット形状やターゲット材料等による)を行った。円筒形のターゲットに比べ扁平ターゲットは遙かに高い漏洩中性子束をモデレータに供給することができること、水銀ターゲットは鉛・ビスマスとも融体ターゲットに比べ高い漏洩中性子強度を与えることなどが明らかとなった。また、どの様なターゲットの形状が高い中性子強度を与えるのかなどに関して重要な知見を得た。しかしながら、正確に中性子性能を評価するためにターゲット・モデレータ・反射体系を含めた計算は不可避である。また、冷モデレータにおける核発熱の情報を得るために、ターゲットに近接(ターゲット表面から2cm)して置かれた軽水の核発熱分布を求めた。

事故時格納容器挙動試験(ALPHA); 装置設計報告書

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 森山 清史; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 杉本 純

JAERI-Tech 98-019, 105 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-019.pdf:4.03MB

本報は軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷、格納容器からのリーク及び格納容器内でのFPエアロゾル挙動を定量的に評価することを目的とした事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の実験装置の設計について述べたものである。本試験計画では、シビアアクシデント時の格納容器内における主な事象のうち、溶融物冷却材相互作用、溶融物コンクリート相互作用、FPエアロゾル挙動及び格納容器貫通部からのリーク挙動を対象としている。試験装置の設計にあたってこれら諸現象を忠実に模擬できること、高温・高圧をはじめ、従来の研究で不十分だった範囲をカバーできること、アクシデントマネージメントの観点からも独自な試験が行えること等に配慮した。本報では、試験目的、方法等に基づいて決定された装置の仕様、テスト部の諸元等について詳述する。

Findings from ALPHA program in the context of required containment capability

杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 早田 邦久

Safety Options for Future Pressurized Water Reactors, 0, 14 Pages, 1994/00

原研のALPHA計画では、シビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷を評価し、リーク挙動を明らかにし、またアクシデントマネジメントの有効性を検討することを目的に、(1)溶融炉心冷却材相互作用試験、(2)電線貫通部リーク試験、(3)溶融炉心コンクリート相互作用試験、(4)エアロゾル挙動試験、を実施している。本論では、格納容器に求められる能力に関し、ALPHA計画でこれまでに得られた知見について述べている。溶融炉心冷却材相互作用試験では、水蒸気爆破の発生を抑制するのに溶融物分散板が有効であること、溶融物の上から注水することはアクシデントマネジメントとして一般に有効であることを確かめた。リーク試験では、圧力より温度負荷が支配的であること、多くのシビアアクシデントに対し電線貫通部は健全性を保ち得ることを確かめた。今後は、実炉へのスケーリング則及びアクシデントマネジメントの有効性確認が重要である。