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C 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 CH
I. 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.
Soba, A.*; Prudil, A.*; Zhang, J.*; Dethioux, A.*; Han, Z.*; Dostal, M.*; Matocha, V.*; Marelle, V.*; Lasnel-Payan, J.*; Kulacsy, K.*; et al.
Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10
The NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) proposed a benchmark on fuel performance codes modeling of pellet-cladding mechanical interation (PCMI). The aim of the benchmark was to improve understanding and modeling of PCMI amongst NEA member organizations. This was achieved by comparing PCMI predictions for a number of specified cases. The results of the two hypothetical cases (1 and 2) were presented earlier. The two final cases (3 and 4) are comparison between calculations and measurements, which will be published as NEA reports. This paper focuses on Case 3, which consists of eight beginning of life (BOL) sub-cases (3a to 3h) each with different pellet designs that have undergone ramping in the Halden Reactor. The aforementioned experiments are known as the IFA-118 experiments and were performed from 1969 to 1970. The variations between cases include four different pellets dimensions (7, 14, 20 and 30 mm of height), two different gapsizes between pellet-cladding (40 and 100 microns) and three variations on pellet face geometry (flat, dishing and dishing with chamfer). Such diversity has allowed exploring the codes sensitivity to these individual factors.
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
被引用回数：3 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)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。
垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06
被引用回数：3 パーセンタイル：24.28(Nuclear Science & Technology)To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW
SRRX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.
谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.
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
被引用回数：3 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)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.
Dost
l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.
C制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響日高 昭秀
日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.51 - 61, 2015/03
原子炉の制御材としてBWR等で使用されているBCは、PWRで用いられているAg-In-Cd制御棒材では見られない現象をシビアアクシデント時に引き起こし、炉心の溶融過程、H発生量、ソースターム等に影響する。炉心の溶融過程では、BCはステンレス被覆管と共晶反応を起こし、融点以下でステンレスを液化させて炉心溶融を促進する。H発生量では、Bが酸化して発生量を増加させるとともに、遊離したCはCHに変化し、ヨウ素と結合することにより、ガス状のCHIを生成させる。また、酸化過程で生じたHBOはCsBOを生成させ、原子炉冷却系内へのCs沈着量を増加させる。当面の課題は、粉末状のBC制御棒ブレードと、ペレット状のBC制御棒では、形状や表面積、BCとステンレスとの重量比等に差があり、そのことが実際の溶融進展やBCの酸化挙動、あるいは放射性物質の化学形や環境中への放出にどのように影響するのかを解明することである。今後、この分野の研究を進展させることにより、福島事故の炉心溶融進展やソースタームの高精度予測、安全評価における有機ヨウ素の扱い等に有用な知見を提供すると期待される。
水橋 清; 宇野 定則; 大越 清紀; 千葉 敦也; 山田 圭介; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 佐藤 隆博; 横田 渉; et al.
JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, P. 371, 2006/01
2004年度のタンデム加速器,シングルエンド加速器,イオン注入装置の運転時間はそれぞれ、1914.9時間,2490.7時間,1844.9時間であった。保守・整備では、長期間整備しなかった箇所を重点を置くとともに、タンデム加速器ではSF6ガスのリーク対策を行った。新ビーム開発では、タンデム加速器で錫(Sn)の負イオン,イオン注入装置でリチウム(Li)の正イオンを新たに加速した。技術開発では、タンデム加速器のチェーンスピードを調整する方式によって電圧安定度を1.2
2.4E-4の範囲で制御することを可能にした。シングルエンド加速器では無誘導型電圧測定抵抗を開発し、3MVの運転を安定にした。
Verzilov, Y. M.; 落合 謙太郎; 西谷 健夫
Fusion Science and Technology, 48(1), p.650 - 653, 2005/07
被引用回数：7 パーセンタイル：44.9(Nuclear Science & Technology)ブランケット設計のための核特性実験においては、トリチウム生成率の精度を確認することが必要である。実験体系はブランケットの設計にしたがって、できるだけ忠実に模擬した多層体系が必要であり、その中のトリチウム生成率分布を測定する手法は、感度と位置分解能が大きく、かつ中性子場を乱さないことが重要である。トリチウム生成率の精度検証のためにはトリチウム生成率を直接測定することが必要である。ここでは炭酸リチウムの粉末を圧縮したぺレットをトリチウム増殖層の埋め込み、照射後、ペレットを酸で溶解し、中和後液体シンチレーション法で測定する。2Bq/gのトリチウム生成量で測定誤差5%が得られるが、FNSでは8時間以上の照射が必要となる。間接的測定法はパラメータサーベイ的な実験に便利である。もしリチウムと同じようなエネルギー応答関数を持つ放射化反応があれば、リチウムペレットの代用として使用できる。そこで
Liのトリチウム生成反応に対し
P(n,
)
P、
Liのトリチウム生成反応に対しS(n,p)Pに着目し、ぺレットとしてNHPHO.とCHSOCHを採用した。これらを用いることにより、リチウムのぺレットの1/100の照射事件で十分な計数を得られることを明らかにした。
fuel at burnup of 45 GWd/t during simulated Reactivity Initiated Accident (RIA) condition天谷 政樹; 杉山 智之; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(10), p.966 - 972, 2004/10
被引用回数：7 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)商用炉で照射された燃料から調製した試験燃料棒に対し、反応度事故条件を模擬したパルス照射を行った。パルス照射後に実施した照射後試験の一部として、試験燃料棒の光学顕微鏡及び走査型電子顕微鏡による観察とEPMAによる分析を行った。パルス照射後の燃料ペレット周辺部及び中心部でXe濃度の低下が認められた。パルス照射中のFPガス放出はおもにペレット中心部で生じたものと考えられる。EPMAの結果からパルス照射中のFPガス放出量は10-12%と評価され、この結果はパンクチャ試験結果と同程度であった。この評価値と炉外アニーリング試験結果とを比較した結果、ペレット中心部からベース照射中に粒界に蓄積されたFPガスのほとんどがパルス照射中に放出されたと考えられた。
鈴木 元衛; 上塚 寛; 斎藤 裕明*
Nuclear Engineering and Design, 229(1), p.1 - 14, 2004/04
被引用回数：19 パーセンタイル：75.21(Nuclear Science & Technology)高燃焼BWR燃料棒における燃料スエリングによる被覆管への機械的負荷を燃料ふるまいコードFEMAXI-6によって解析した。このコードは有限要素法をもちいて軽水炉燃料の通常運転及び過渡(事故ではなく)条件における燃料ふるまいを解析するために開発された。高燃焼度燃料の出力ランプにおいては、即発的なペレットスエリングは定常速度のスエリングモデルから予測されるレベルを有意なほど超え、被覆管に周方向の大きな歪みを与えることがある。この現象をFPガスバブル成長を考慮に入れた新しいスエリングモデルによってシミュレートし、この新モデルが、照射後試験データと比較して、被覆管の直径拡大の満足すべき予測を与えることを見いだした。このバブル成長モデルはバブルサイズ,表面張力,内圧とバブルに働く外圧との間の平衡関係を仮定し、バブルサイズの決定計算とFPガス原子の拡散方程式との連立解を求める。さらに、コードに組み込まれた、ペレットの外面と被覆管内面に強固な機械的結合を想定するボンディングモデルにより、ランプ時における被覆管の二軸応力状態が予測された。
畠山 祐一; 須藤 健次; 金澤 浩之
JAERI-Tech 2004-033, 29 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-033.pdf:1.65MB
照射済燃料ペレット内に生成されたKr, Xe等のFPガスは、燃焼度とともに増加し、軽水炉燃料の熱的・機械的特性に大きな影響を与える。このため、軽水炉の高度化計画における燃料の健全性・安全性評価には、FPガス放出に関する基礎的データを蓄積することが重要である。日本原子力研究所・燃料試験施設では、照射済燃料棒のパンクチャー試験により、照射中に燃料棒プレナム部に蓄積したFPガスの測定を実施している。この結果から、FPガスのほとんどは燃料ペレット内に残存しており、より高い燃焼度あるいは事故時に残存しているFPガスが放出されることが予想される。よって照射済燃料からのFPガス放出挙動を調べるため、燃料を段階的に2300
Cまで加熱しながら、放出されるFPガスをリアルタイムで測定するアウトガス分析装置(Out Gas Analyzer 以下;OGA)を開発した。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 2003-019, 423 Pages, 2003/12
JAERI-Data-Code-2003-019.pdf:17.7MB
FEMAXI-6は、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
Polevoi, A. R.*; 杉原 正芳; 竹永 秀信; 諫山 明彦; 大山 直幸; Loarte, A.*; Saibene, G.*; Pereverzev, G. V.*
Nuclear Fusion, 43(10), p.1072 - 1076, 2003/10
被引用回数：35 パーセンタイル：70.78(Physics, Fluids & Plasmas)高磁場側からのペレット入射によるITERの運転シナリオについて考察した。特にELMにより排出されるエネルギー量を、ペレット入射により、ダイバータ板の侵食に対して許容レベルにまで低減できるシナリオを示した。輸送コードにより、Q値~20の運転が各種運転限界内で可能であることを示し、ペレットサイズや入射周波数に対する要求を明らかにした。
山本 巧; JT-60チーム
Fusion Engineering and Design, 66-68, p.39 - 48, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.79(Nuclear Science & Technology)JT-60Uにおける技術開発の成果とそれによるプラズマ性能の進展を発表する。JT-60Uの主目的は、ITERや定常核融合炉における物理及び技術基盤の確立に寄与するプラズマや装置機器性能を実証することである。そのため、JT-60Uでは、プラズマ加熱・電流駆動装置として、500keVの負イオン源中性粒子ビーム入射装置と110GHzの電子サイクロトロン加熱装置を新たに開発した。さらに、効果的な燃料補給装置としての遠心型ペレット入射装置を開発・整備した。これらの装置を使用して、プラズマ実験研究を進め、プラズマ性能の向上を達成した。
高瀬 治彦*; 飛田 健次; 西尾 敏
JAERI-Data/Code 2003-013, 46 Pages, 2003/08
JAERI-Data-Code-2003-013.pdf:1.59MB
核融合炉において燃料供給は重要な課題の一つである。有力な燃料供給法として、水素固体ペレットを高速に加速し高温プラズマに入射する方法がある。核融合炉の設計上、ペレットの寸法,入射サイクル,入射速度を決定する必要がある。そこで、高温プラズマ中のペレット及びペレットから生成された溶発雲の運動方程式と、1次元プラズマ輸送方程式とを組み合わせた燃料供給シミュレーションコードPEPSI(PEllet injection and Plasma behavior SImulation code)を開発し、これらの設計値を定量的に評価できるようにした。PEPSIは溶発雲の運動を記述する二つの有力な物理モデル(Parksモデル,Straussモデル)を組み込み、輸送解析計算と合わせて核融合出力の時間変化を解析できる特徴を持つ。本報告は、PEPSIの解析モデル,数値計算法,フローチャート,変数の一覧、及び使用方法を説明する。
JT-60チーム
JAERI-Review 2002-022, 149 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-022.pdf:10.21MB
2000年のJT-60U実験(2月~12月)の結果をレビューする。高
Hモードプラズマ及び負磁気シアプラズマにおいて、完全非誘導電流駆動状態での性能を大きく更新した。高 Hモードプラズマにおいては、プラズマ電流1.5MAにて2.0
10
m
keVsの高い核融合積を得て、NNBの電流駆動効率の世界最高値(1.5510
A/W/m
)を達成した。負磁気シアにおいては、低域混成波電流駆動とNNB電流駆動を用いて、高密度(グリンワルド密度の80%)にて高閉じ込め(HH
~1.4)を得た。その他、電子サイクロトロン波帯(ECRF)加熱装置の増強,連続ペレット入射装置の設置,ダイバータ外側排気溝の設置などの改造を行い、プラズマ性能を向上するとともに研究の進展を得た。
平塚 一; 市毛 尚志; 木津 要; 本田 正男; 宮 直之
JAERI-Tech 2002-076, 37 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-076.pdf:2.53MB
臨界プラズマ試験装置では、遠心加速方式ペレット入射装置を用いて重水素ペレットの連続入射による高密度プラズマの実験運転を行っているが、プラズマの状態によりペレット入射の停止や入射個数制御が要求されている。その手法として高速シャッター弁による動作が有効である。しかし、従来の高速シャッター弁は、その動作速度や真空性能に問題があったため、飛行ペレットの停止,ペレット入射個数制御及び真空維持などのシャッター機能及び真空シール機構を有するゲートバルブを開発した。開発した高速動作ゲートバルブは、衝撃吸収タイプの電磁弁構造適用により、気密性110-8Pam
/s以下、弁体ストローク20mm以上及び動作応答時間100ms以下の仕様を満足する結果を得た。この結果、遠心加速方式ペレット入射装置に適用可能であることが確認された。
