An Analytical model to decompose mass transfer and chemical process contributions to molecular iodine release from aqueous phase under severe accident conditions

Zablackaite, G.; 塩津 弘之; 城戸 健太朗; 杉山 智之

Nuclear Engineering and Technology, 56(2), p.536 - 545, 2024/02

https://doi.org/10.1016/j.net.2023.10.030

Radioactive iodine is a representative fission product to be quantified for the safety assessment of nuclear facilities. In integral severe accident analysis codes, the iodine behavior is usually described by a multi-physical model of iodine chemistry in aqueous phase under radiation field and mass transfer through gas-liquid interface. The focus of studies on iodine source term evaluations using the combination approach is usually put on the chemical aspect, but each contribution to the iodine amount released to the environment has not been decomposed so far. In this study, we attempted the decomposition by revising the two-film theory of molecular-iodine mass transfer. The model involves an effective overall mass transfer coefficient to consider the iodine chemistry. The decomposition was performed by regarding the coefficient as a product of two functions of pH and the overall mass transfer coefficient for molecular iodine. The procedure was applied to the EPICUR experiment and suppression chamber in BWR.

Double diffusive dissolution model of UO pellet in molten Zr cladding

伊藤 あゆみ*; 山下 晋; 田崎 雄大; 垣内 一雄; 小林 能直*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.450 - 459, 2023/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2114956

The rapid dissolution of UO in molten Zr that could occur during fuel-cladding liquefaction at high temperatures and its kinetics were reformulated considering the convective mass transfer and the chemical effect at the UO/Zr interface. The mass transfer coefficient of U was obtained as a correlation including the aspect ratio term by CFD analysis. To explain the gap between the rapid dissolution rate observed in the experiments and the density-driven convective mass transfer, we introduced an idea in which the eutectic melting at the UO/Zr interface promotes the grain detachment owing to infiltration of the U-Zr-O liquid into the UO grain boundaries. The developed model was validated with UO-Zr crucible experiments at 2273 and 2373 K. The calculated mass percentage ratios of U/Zr agreed with the measurements and the transition times from rapid saturation to precipitation were consistent with the metallographic observations.

Calculation of transient parameters of the integral kinetic model with delayed neutrons for space-dependent kinetic analysis of coupled reactors

竹澤 宏樹*; Tuya, D.; 小原 徹*

Nuclear Science and Engineering, 195(11), p.1236 - 1246, 2021/11

https://doi.org/10.1080/00295639.2021.1920797

本研究では、モンテカルロ法による中性子輸送計算を用いて、遅発中性子による核分裂反応を多領域積分型動特性コード(MIK)に導入するための新しい方法を紹介する。第一に、遅延中性子を含む積分型動特性モデル(IKM)を前進オイラー離散化法によって解くことが時間ステップ数の観点から可能であることを確認した。これは、離散化したIKMにおいて遅発中性子の放出の遅れを反映させるために放射性崩壊の法則を用いて行うことが可能である。第二に、即発中性子と遅発中性子による二次核分裂の累積分布関数を計算するために、モンテカルロ法に基づく新しい手法を導入した。これらの関数は離散化IKMに必要である。Godiva炉を用いた予備検証の結果、新しいモンテカルロ法に基づいた方法の適用性を確認した。

Determination of reactivity and neutron flux using modified neural network for HTGR

Subekti, M.*; 工藤 和彦*; 鍋島 邦彦; 高松 邦吉

Atom Indonesia, 43(2), p.93 - 102, 2017/08

https://doi.org/10.17146/aij.2017.683

HTTR炉心の中心制御棒を引き抜く反応度添加抜試験を評価する際、1点炉近似の動特性モデルを用いた解析手法は、最も汎用的である。一方、制御棒が引き抜かれると同時に、将来の反応度および中性子束の変化予測値を速やかに出力するには、非常に速い処理速度を持つ別の解析手法を必要とする。そこで、Time Delayed Neural Network (TDNN)とJordan Recurrent Neural Network (JordanRNN)を組み合わせ、新たにTD-Jordan RNNというニューラルネットワーク・モデルを作成し、HTTRの試験データをオフラインで十分学習させた。その結果、反応度添加試験時の反応度および中性子束の変化予測値を速やかに出力することができた。

The Prediction of Boron concentrations in blood for patients of boron neutron capture therapy, 2

柴田 靖*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; 能勢 忠男*; 山本 和喜; 熊田 博明; 堀 直彦; et al.

Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.1055 - 1060, 2002/09

腫瘍摘出する初期開頭手術時に患者にホウ素薬剤(BSH)を少量投与し、得られた生物学的薬剤分布データを用いて、医療照射当日の血液ホウ素濃度の予測について予備調査を行った。悪性グリア腫瘍の患者9名は1995から2001年の間に日本原子力研究所においてホウ素中性子補足療法を受けた者である。その内7名については、腫瘍摘出の前にBSH1gを注入し、即発線分析装置(PGA)を用いてホウ素濃度の測定を行った。BNCT照射12時間前にBSHを100mg/kgの投与量を患者に注入し、ホウ素濃度を再び決定した。その結果、ホウ素の生物学的薬剤分布データは2相指数曲線の薬物動態分布を示した。もし、注入後から6時間又は9時間の医療照射直前のホウ素濃度が予測値に対して95%予測信頼区間にあれば、2相指数曲線フィットからの直接予測は照射時間内の血液ホウ素濃度の誤差を6%程度に抑えることができる。

遅れ積分計数法における補正因子Fの評価

山根 剛; 竹内 光男; 島川 聡司; 金子 義彦*

日本原子力学会誌, 40(2), p.122 - 123, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.122

負の大きな反応度測定法の一つに制御棒落下法があり、動力炉や試験研究炉において、炉停止余裕の決定等に広く使用されている。制御棒落下法の解釈には外挿法と積分計数法があるが、現在では、精度に優れた後者が適用される場合が多い。一方、最近では高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界試験をひかえて、制御棒の落下時間の影響を取り入れる必要のあることが明らかにされ、遅れ積分計数法が著者等により提案された。今回、実用的な観点から、その遅れ積分計数法において用いる補正因子Fの数値を代表的な実験条件に対して図表にまとめた。

制御棒落下実験における遅れ積分計数法

金子 義彦*; 山根 剛; 島川 聡司; 山下 清信

日本原子力学会誌, 38(11), p.907 - 911, 1996/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.38.907

積分計数法は原子炉の臨界未満度を決定する制御棒落下実験で広く使用されてきた。制御棒の挿入開始にともなって起る中性子密度の減衰は、その挿入度が低いと遅れる。一点動特性に基づく解析によると、これまで使われてきた積分計数法では、たとえ挿入時間が1~2秒の領域でも反応をかなり過小評価してしまう。高温工学試験研究炉(HTTR)については挿入時間は4~6秒に拡大される。この問題に対処するため遅れ積分計数法を提案する。この方法では、制御棒の落下が完了してから積分計数を始め、また、それ以前の計数に対する補正は瞬時挿入を仮定した一点炉動特性モデルを用いた計算により実施する。その理由は、制御棒落下の遅れの中性子密度減衰の遅れへの影響はその時点でほとんど消失するからである。この方法によれば20ドルもの大きな負の反応度が系統誤差2%の範囲で決定し得る。

A Concept of a passive safety light water reactor system requiring reduced maintenance efforts

村尾 良夫; 新谷 文将; 岩村 公道; 渡辺 博典

Transactions of the American Nuclear Society, 69, p.539 - 540, 1993/00

環境問題から原子力エネルギーへのなお一層の依存が予想される将来の世界に対して、原研では、保守を容易にし安全性を向上させた受動的安全炉の概念検討を進めている。先ず、炉心出力の炉物理的固有除熱追従性を持たせるには、減速材密度反応度係数を負の大なる値にするとともに、ドップラー反応度係数を負の小さい値にする必要がある。そのため、ケミカルシムを廃止するとともに、炉心線出力密度を低くすることにした。ケミカルシム廃止により制御棒数を増加する必要があり、圧力容器内蔵型制御棒駆動機構を採用した。一方、タービン入口蒸気温度の許容変動は小であるので、炉心核特性との熱水力的整合性をとるために、過熱蒸気領域を長くした貫流型蒸気発生器を採用した。その他、工学的安全設備の受動化とシステム簡素化を行い、保守が簡単であり、かつ、安全性を向上させた受動的安全炉の概念をまとめた。

反応度事故時燃料温度挙動解析コードSHETEMP

新谷 文将; 秋元 正幸

JAERI-M 91-071, 53 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-071.pdf:1.26MB

炉心の冷却条件の変化が無視できるような体系での反応度事故時の炉出力と燃料温度挙動を、制御棒駆動系の特性を考慮して解析できる高速計算コードSHETEMPを作成した。本コード開発の目的は原子炉設計や安全審査計算で要求される数多くのパラメータ計算を行うことのできる高速計算コードを提供する事である。本コードは原子炉過渡熱水力解析コードALARM-P1に組み込まれていた一点近似核動特性と非定常一次元熱伝導計算モデルに新たに炉出力を制御するモデルを追加したものである。本コードの妥当性は本コードの計算結果と解析解との比較により確認した。また、サンプル計算から本コードは上記の要件を満足できることが分かった。本報はコードマニュアルとして作成したもので、解析モデル、使用法等を記した。

Evaluation of effective energy deposition in test fuel during power burst experiments in NSRR

大西 信秋; 稲辺 輝雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(7), p.528 - 542, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.528

NSRRにおける反応度事故条件下の燃料挙動に関する実験的研究では、試験燃料内の発熱量の時間変化を知ることが燃料の破損挙動を解明する上で重要な課題である。試験燃料内の発熱量の時間変化を知るためには、十数桁にわたる即発パルス出力と遅発ランアウト出力を詳細に測定する必要がある。本稿は、二種類の中性子検出器を組み合わせることによって広範囲の出力挙動を測定する方法と、この方法によるNSRRの出力挙動の測定結果について述べたものである。また、本報告では比較のために行なったNSRRの動特性解析の結果と試験燃料内の核分裂あたりの放出エネルギーの時間変化を求めるために行なった解析について述べた。