A Science-based mixed oxide property model for developing advanced oxide nuclear fuels

加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦

Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05

https://doi.org/10.1111/jace.19609

Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.

The Development of a Multiphysics Coupled Solver for Studying the Effect of Dynamic Heterogeneous Configuration on Particulate Debris Bed Criticality and Cooling Characteristics

Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*

Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07

https://doi.org/10.3390/app13137705

For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定(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; 早稲田大学*

JAEA-Review 2022-054, 150 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-054.pdf:7.26MB

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(以下、「1F」と略す。)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、令和元年度に採択された「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。1Fの廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、1F2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備した。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で1F2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的とした。その結果、2・3号機の原子炉圧力容器(RPV)からの先行流出物に多量のウランが含有されていた可能性が低いことを示す知見が得られた。3号機については、二酸化ウラン(UO)主体の後続移行デブリがペデスタル中間架台構造物群を大規模に溶かすことはなく堆積したと考えられることを示した。また、堆積分布の不確かさがデブリの臨界性に及ぼす影響は限定的で、全体としては深い未臨界状態にあると考えられることを示した。

Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定(委託研究); 令和2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; 早稲田大学*

JAEA-Review 2021-034, 107 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-034.pdf:6.08MB

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2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(以下、「1F」という)の廃炉等をはじ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、令和元年度に採択された「Multi-Physicsモデリングによる福島2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状同定」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。1Fの廃炉のためには炉内状況把握の更新が必要である。特に、1F2・3号機ペデスタル燃料デブリの深さ方向の分布・性状の把握が課題である。本研究では、固液の移行及び界面の機構論的な追跡が可能なMPS法、模擬溶融デブリ流下実験、高温融体物性データを整備する。これらのMulti-Physicsモデリングにより、令和元年度から3カ年計画で1F2・3号機ペデスタル燃料デブリ深さ方向の性状を同定することを目的としている。

Numerical investigations on the coolability and the re-criticality of a debris bed with the density-stratified configuration

Li, C.-Y.; 内堀 昭寛; 高田 孝; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 岡本 孝司*

第25回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/07

溶融炉心の原子炉容器内保持を達成するためには、デブリベッドの安定冷却と再臨界回避が重要である。本研究では、異なる物質から構成され、密度成層化したデブリベッドの挙動を評価するため、数値流体力学(CFD),個別要素法(DEM),モンテカルロ法を連成させた解析手法を構築した。本解析手法により、デブリベッドにおける密度成層化の挙動等を解析できることを確認した。

核物質防護実習フィールドのバーチャルツアー開発と利用の展望

中川 陽介; 助川 秀敏; 直井 洋介; 井上 尚子; 野呂 尚子; 奥田 将洋

第41回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/11

JAEA/ISCNの核物質防護実習フィールド(PPフィールド)は核セキュリティトレーニングにおいて有効なツールである。新型コロナウイルス感染症の拡大を受けてオンライントレーニングの開発に取り組んでいるが、その中でPPフィールドを用いた実習に代わる効果的なツールとして、そのバーチャルツアーの開発も進めている。本論文では、この開発状況とバーチャルツアーの特徴を生かした効果的な利用の展望について報告する。

核セキュリティ入門,2; 核セキュリティ強化に向けた取組み

須田 一則; 木村 隆志

日本原子力学会誌ATOMO, 62(6), p.334 - 338, 2020/06

https://doi.org/10.3327/jaesjb.62.6_334

潜在的な核テロへの懸念が増大している中、国際的に核セキュリティ強化に向けて議論が行われている。今回の連載講座では、核セキュリティ強化に向けた国際社会の取組みと、日本の核セキュリティに係る条約及びIAEAによる勧告の国内法への反映について解説する。

The Analytical study of inventories and physicochemical configuration of spallation products produced in Lead-Bismuth Eutectic of Accelerator Driven System

宮原 信哉*; 大平 直也*; 有田 裕二*; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 佐々 敏信; 明午 伸一郎

Nuclear Engineering and Design, 352, p.110192_1 - 110192_8, 2019/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110192

鉛ビスマス共晶(LBE)合金は加速器駆動システム(ADS)の核破砕中性子ターゲットや冷却材として用いられ、核破砕生成物として多くの元素が生成するため、その放出および輸送挙動を評価することが重要である。そこで、J-PARCのADSターゲット試験施設(TEF-T)のLBEループについて、LBE中に生成する核破砕生成物のインベントリおよび物理化学的組成について検討した。LBE内の核破砕生成物インベントリは、PHITSコードを使用して評価した。LBE中の核破砕生成物の物理化学的組成は、350C500CのLBE運転温度及びLBE中の酸素濃度10ppb1ppmの条件下、Thermo-Calcコードを用いて計算した。計算の結果、Rb, Tl, Tc, Os, Ir, Pt, Au, Hgの8元素がすべての条件下でLBEに可溶であり、化合物は形成されなかった。Ce, Sr, Zr及びYの酸化物はLBE中でCeO, SrO, ZrOおよびYOとして安定であることが示唆された。

Evaluation of heat removal during the failure of the core cooling for new critical assembly

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 辻本 和文

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

https://doi.org/10.1115/ICONE26-82012

加速器駆動核変換システム(ADS)の基礎核特性研究のため、J-PARC計画において核変換物理実験施設(TEF-P)の建設が検討されている。本研究では、崩壊熱の大きなマイナーアクチノイド(MA)燃料を多く使用するTEF-Pにおいて、炉心冷却システムが停止した場合の自然冷却特性の評価、及びその際に炉心が損傷しない設計条件検討を行った。TEF-Pの炉心温度評価においては、炉心周辺部の空格子管領域が断熱層として大きく影響を及ぼすことから、空格子管領域の熱伝達特性を測定するモックアップ試験装置を製作して実験を行い、実験的な熱伝達率を得た。この結果を元に、TEF-P炉心の三次元伝熱解析を実施し、制限温度である327Cを下回る294Cという結果を得た。

幌延の地下施設における地下水の地球化学モニタリング装置を用いた物理化学パラメータ測定結果

女澤 徹也; 望月 陽人; 宮川 和也; 笹本 広

JAEA-Data/Code 2018-001, 55 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-001.pdf:10.63MB
JAEA-Data-Code-2018-001-appendix(CD-ROM).zip:8.57MB

日本原子力研究開発機構は、北海道幌延町において、深地層の研究施設を活用した地層科学研究および地層処分研究開発を実施している。幌延深地層研究センターでは、地層科学研究の一環として、地下施設内の調査坑道において、岩盤中の地下水の水圧・水質変化の観測を目的として開発された地下水の地球化学モニタリング装置を用い、観測を継続している。本報では、140m調査坑道,250m調査坑道および350m調査坑道に設置された地下水の地球化学モニタリング装置を用い、2017年3月31日(平成28年度末)までに取得した水質(物理化学パラメータ)の測定結果をとりまとめた。