高い流動性および陰イオン核種保持性を有するアルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化(委託研究); 令和元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; 北海道大学*

JAEA-Review 2020-054, 72 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-054.pdf:5.62MB

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、令和元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福島第一原子力発電所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、「高い流動性および陰イオン核種保持性を有するアルカリ刺激材料の探索と様々な放射性廃棄物の安全で効果的な固化」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究の目的は、溜まり水処理過程で発生した放射性廃棄物の中でも鉄沈殿物を検討対象とし、安全な保管と処分を可能とする高い陰イオン核種保持性や流動性のアルカリ刺激材料とそのレシピの探索し、実プラントとして成立する固化体製作装置の概念を提案することである。本年度の検討の結果、K系アルカリ刺激材料は流動性が高くて硬化も早く、銀イオンを混入させることでヨウ化物イオン保持性の高い固化体を作製できる可能性を有していることが明らかとなった。

Groundwater flow modeling focused on the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant site

三枝 博光; 尾上 博則; 小橋 昭夫; 渡辺 将久

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

東京電力福島第一原子力発電所では、汚染水に関わる問題に直面している。現在、地下水が地下建屋に流入することにより発生する汚染水が連続的に増加している。このことから、発電所敷地内の地下水の流動状態を理解するとともに、地下水を汚染源に近づけないための対策工の効果を予測することが重要である。対策工としては、地下建屋を囲むように設定する陸側遮水壁や、地下建屋の海側に設置する海側遮水壁、さらには地下水の揚水が計画されている。以上を踏まえ、本研究では、計画されている対策工の効果を推定するために地下水流動モデルの構築を行った。具体的には、地下水の涵養域や流出域、地下水の主流動方向、地下建屋への地下水流入量について、対策工を設置する前後の状態を推定した。その結果、計画されている対策工は、地下建屋への地下水流入量を低減するために有効であるとともに、海への汚染地下水の流出を抑制する効果があることを示した。

Development of prediction technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration

吉田 啓之; 永武 拓; 高瀬 和之; 金子 暁子*; 文字 秀明*; 阿部 豊*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0025_1 - TEP0025_11, 2014/08

https://doi.org/10.1299/mej.2014tep0025

In this study, to develop the predictive technology of two-phase flow dynamics under earthquake acceleration, a detailed two-phase flow simulation code with an advanced interface tracking method TPFIT was expanded. In addition, the bubbly flow in a horizontal pipe excited by oscillation acceleration and under the fluctuation of the liquid flow was simulated by using the modified TPFIT. In the results, it was confirmed that the modified TPFIT can predict time dependent velocity distribution around the bubbles and shapes of bubbles qualitatively. The main cause of bubble deformation observed is large shear stress at the lower part of the bubble, and this large shear stress is induced by the velocity difference between the liquid phase and bubble. Moreover, we discussed about the difference between both effects of flow rate fluctuation and structure vibration on two-phase flow. In the results, bubble acceleration of the structure vibration case was larger than that of the flow rate fluctuation case. Finally, it was concluded that unsteady shear stress induced by vibration of the pipe wall was one of the main driving forces of bubble motion in structure vibration case.

Master plan and current status for feasibility study on thermal-hydraulic performance of reduced-moderation water reactors

大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊*; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇

Proceedings of Japan-US Seminar on Two-Phase Flow Dynamics, p.317 - 325, 2004/12

日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本論文ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べるとともに、今までに得られた成果を示す。本研究を進めることで高稠密格子炉心での除熱性能を検証するとともに、予測技術を確立する予定である。

Thermofluid analysis of free surface liquid divertor in tokamak fusion reactor

栗原 良一

Fusion Engineering and Design, 61-62, p.209 - 216, 2002/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00171-0

高い核融合出力を達成するために、ダイバータは10MW/m以上の高熱流束に耐えなければならない。20MW/m以下の熱流束であれば、タングステンを構造材とした固体壁ダイバータでも除熱可能である。しかし、固体壁ダイバータでは、熱応力のような厳しい機械力学的状態の観点から、20MW/mを超える高熱流束を除去するのは極めて困難である。そのため、固体壁上を流れる液膜により熱を除去する液体ダイバータ概念がオプションとして検討されている。本論文は、液体材料としてFLiBe溶融塩を採用した場合に、高熱流束を受ける自由表面液体の熱流動解析について記述した。有限要素法解析コードADINA-Fにより、45度傾けたSiC/SiC複合材第一壁上をFLiBeが厚さ10mm,初速度0.5m/s,初期温度600で流入するとして計算した。流体の上部表面には、熱流束として25~100MW/mを与えた。液膜内に水車などを設置して二次流れを生じさせることにより伝熱の向上可能性を評価するため、二次流れの効果を等価熱伝導率10kW/mKで模擬した。解析結果から、二次流れを生じさせることにより3~4倍伝熱特性が改善し、100MW/mの熱流束も除熱可能であることがわかった。さらに、液体ダイバータとして固液混相流を使用することで固相の融解熱を利用した熱除去可能性を検討した。

Neutronics experiments for ITER at JAERI/FNS

今野 力; 前川 藤夫; 春日井 好己; 宇野 喜智; 金子 純一; 西谷 健夫; 和田 政行*; 池田 裕二郎; 竹内 浩

Nuclear Fusion, 41(3), p.333 - 337, 2001/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/41/3/311

ITERで発生する14-MeV中性子に起因するさまざまな核的問題に対処するため、原研FNSでは一連の核融合中性子工学実験をITER/EDAのR&Dタスクとして行ってきた。前回のIAEA会議では遮蔽に関してバルク遮蔽、ギャップストリーミング、核発熱及び誘導放射能実験を発表した。これらの実験を受けて、ITERのより複雑な遮蔽に対する設計精度を実証するために、ストレートダクトストリーミング実験を実施した。また、冷却材喪失事故時の安全性を担保するために、新たに崩壊熱測定実験を開始した。さらに、水の放射化を利用した信頼性の高い核融合出力モニターを開発した。本論文では、ITER/EDAのタスクとして原研FNSで新たに実施したこれらの実験の結果について報告する。

Improvement of CHF correlations for research reactors using plate-type fuels

神永 雅紀; 山本 和喜; 数土 幸夫

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-8), Vo.3, p.1815 - 1822, 1997/00

通常運転時において、下向流により炉心を冷却している研究用原子炉では、1次冷却材の流量が喪失した場合、炉心内で強制循環による下向流から自然循環による上昇流へと流れの向きの逆転が生ずる。このため、設計では原子炉停止後の補助ポンプ等による炉心冷却の必要性、流れが逆転する際の燃料の安全性を評価する上で流速零を含むCCFL条件下の限界熱流束(CHF)の検討が重要となる。著者らがこれまでに提案したCCFL条件下のCHF相関式は、保守的な評価をするために冷却材のサブクール度を考慮しなかった。本研究では、垂直矩形流路におけるCCFL条件下のCHFについて、CHFに及ぼす流路入口サブクール度及び軸方向出力分布の影響を既存の実験データに基づき定量的に評価し、新たな相関式を提案した。さらに、提案したCHF相関式を安全評価に適用した場合の具体例を解析結果と共に示し、これまでの評価の保守性を定量的に示した。

Observation of FBR-type fuel rod melting in void under power transients

傍島 眞; 片西 昌司; 藤城 俊夫

SMiRT 11 Transactions,Vol. C, p.191 - 194, 1991/08

高速炉の想定事故の一つである流量喪失時の出力過渡において、燃料棒がボイド中にあって出力上昇した場合の挙動を可視観察した。NSRRの可視カプセル中にSUS被覆の燃料棒を装着し、Heガス雰囲気としてパルス照射した。1回目の実験では250cal/g・UOの発熱量を与えた結果、0.8秒までに被覆管が溶融落下した。2回目の実験では340cal/g・UOを与えた結果、燃料が溶融噴出し、飛び散った。これらの様子は中速度フィルムに撮影され、分析された。観察結果から、急過出力時の燃料破損挙動が理解された。

Cusp width and power flow study at a high power magnetic multipole ion source

堀池 寛; 秋場 真人; 小原 祥裕; 奥村 義和; 田中 茂

Phys.Fluids A, 30(10), p.3268 - 3275, 1987/10

ハイパワー磁気マルチポールイオン源でのアーク放電中のパワーフローの実験を行った。ラインカスプを横切る方向でのパワー束分布を熱電対でできたプローブにて測定し、カスプ部でのプラズマの洩れはイオンラーマ半径の二倍の幅を持っていることを確認した。更にプローブで求めたパワー束の分布の積分値を冷却水温度上昇より求めた熱負荷と比較することによりパワー束の絶対値を決定した。普通の放電条件にてアノード壁のカスプ部には500W/cm以上の熱が集中していることがわかった。また中性の粒子によって伝えられるパワーが、全アーク電力の1/3にもなることが示された。引出し電極への熱負荷より、引出し電極近くのソースプラズマの組成を評価できた。

Performance of the prototype JT-60 injector unit in the presence of a simulated stray magnetic field

田中 茂; 秋場 真人; 大楽 正幸; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 小又 将夫; 松田 慎三郎; 松岡 守; 水橋 清; 小原 祥裕; et al.

Fusion Technology, 7(3), p.391 - 398, 1985/00

JT-60トカマクの周囲に発生する磁場が中性粒子入射装置に与える影響をJT-60NBI原型ユニットに設置された模擬漏洩磁場発生コイルを用いて実験的に調べた。イオン軌道計算から予測されたように、漏洩磁場印加時には、ビームダンプ上の温度分布は?直方向に移動し、分布のピーク値も変化した。しかしながら、磁場打消コイルの動作により、これら移動距離及びピーク値は、許容範囲内に納まった。高速中性粒子の再電離損失のため、漏洩磁場印加時には、ビームターゲットに入射するパワーは、4~5%減少した。本実験の運動条件内では、各除熱機器への熱負荷は設計値以下であり、各機器とも漏洩磁場印加時でも、問題なく機能することが示された。