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。

J-PARC Transmutation Experimental Facility Program

前川 藤夫; Transmutation Expeimental Facility Design Team

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505045_1 - 2505045_4, 2018/05

http://www.jspf.or.jp/PFR/PDF2018/pfr2018_13-2505045

分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための有望な可能性を有する。原子力機構では加速器駆動システム(ADS)による分離変換技術の開発を進めており、これを促進するためにJ-PARCの実験施設の1つとして核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、ADSターゲット試験施設(TEF-T)及び核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本講演では、J-PARC TEF建設に向けた施設設計と研究開発に関する最近の進展について述べる。

J-PARC核変換実験施設・ADSターゲット試験施設における鉛ビスマス漏洩事象時の影響評価

岩元 大樹; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 明午 伸一郎

JAEA-Technology 2017-029, 39 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-029.pdf:2.68MB

J-PARC核変換実験施設のADSターゲット試験施設において、250kW出力ビーム運転時に ターゲットとして使用される鉛ビスマスが鉛ビスマス循環系から漏洩し、放射性物質が排気筒か ら外部へ放出された場合の事業所境界における公衆が受ける被ばく線量について、様々な保守的 仮定を想定しながら評価した。その結果、事業所境界における被ばく量は約660Svであり、その大部分は鉛ビスマスから核破砕生成物として発生する水銀, 希ガスおよびヨウ素による寄与であることがわかった。保守的な事象想定にもかかわらず、被ばく量の合計は一般公衆が受ける年間被ばく量よりも低い値であり、本施設が放射性物質の漏洩に対して十分な安全裕度を持つことが示された。

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

IFMIF-KEP; International Fusion Materials Irradiation Facility key element technology phase report

IFMIF国際チーム

JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB

国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9mの液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。

Application of infrared thermography to nondestructive evaluation of nuclear structures and components

石井 敏満; 大岡 紀一; 那珂 通裕; 金谷 邦雄; 齋藤 順市; 岡本 芳三*

Proceedings of 6th Far-East Conference on Nondestructive Testing (FENDT '02), p.273 - 278, 2002/00

原子力施設において、安全上重要な構造物や機器は、原子炉停止中の検査は元より、運転中にも状態を監視して健全性を確保することが重要であり、それには各種の非破壊試験法を適切に応用する必要がある。また、原子力施設では、原子炉の運転に伴う放射線や高温の環境により検査員が接近できない場所にも多くの機器が設置されており、これらを監視するためのリモートセンシング技術を応用した非破壊試験法の確立が急務となっている。本報では、最近リモートセンシング技術として注目されている、赤外線サーモグラフィを原子力施設の機器や構造物の診断に応用した例として、赤外線サーモグラフィによりJMTRの機器や構造物の熱画像データを取得し、機器の運転状態や構造物の内部状態との対応について評価することにより、非破壊試験法としての有効性を検討した結果について紹介する。

International Standard Problem (ISP) No.41; Containment iodine computer code exercise based on a Radionuclide Test Facility (RTF) experiment

Wren, J. C.*; Royen, J.*; Ball, J.*; Glowa, G.*; Rydl, A.*; Poletiko, C.*; Billarand, Y.*; Ewig, F.*; Funke, F.*; Zeh, P.*; et al.

NEA/CSNI/R(2000)6/Vol.1, Vol.2, 174 Pages, 2000/04

The main goal of International Standard Problem (ISP) is to increase confidence in the validity and accuracy of the tools, which were used in assessing the safety of nuclear installations. Moreover, the exercises enable code users to gain experience and demonstrate their competence. The ISP No. 41 exercise, computer code exercise based on a Radioiodine Test Facility (RTF) experiment on iodine behavior in containment under severe accident conditions, is one of such ISP exercises. The codes used by the participants were LIRIC (AECL), MELCOR-I (SNL), IMPAIR (PSI, Siemens, GRS, and JAERI) and IODE (CIEMAT, IPSN and NRIR). This report presents a detailed description of the RTF tests used for the exercise, a brief description of the models/codes used and the modelling process and the description and interpretation of the results.

Radiation aging and degradation mechanism of polymer insulation for electric cables

杉山 政彦*; 仁田 眞*; 谷 恒夫*; 瀬口 忠男; 八木 敏明

Proc. of 46th Int. Wire and Cable Symp., p.1 - 5, 1997/00

ケーブル用高分子絶縁材料の放射線劣化とそのメカニズムについて、放射線により誘起される酸化と電気特性、さらにゲル分率、引張特性、EPMAによる酸化層の分析、微少高度測定、超音波顕微鏡による観察を行った。この実験結果により、放射線酸化により電気特性が変化すること、ゲル分率の変化が酸化層の割合によく対応していること、及び試料表面の酸化層がノッチ効果と呼ばれる引張試験時の破壊を誘起していることが確認された。

Construction of new critical experiment facilities in JAERI

竹下 功; 板橋 隆之; 小川 和彦; 外池 幸太郎; 松村 達郎; 三好 慶典; 中島 健; 井沢 直樹

3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 4, p.1881 - 1886, 1995/00

本書は、核燃料サイクル分野での臨界実験安全性を研究するSTACYとTRACYの2つの臨界実験装置及びその燃料を調製する設備について行われた設計・モックアップ試験及びコールド試験の結果をまとめたものである。STACYでは、低濃縮ウラン溶液及びプルトニウム溶液の臨界量について、炉心形状、炉心直径及び溶液濃度等をパラメータとして系統的な臨界データが取得される。TRACYでは、急激に反応度を添加し、臨界事故時の過渡特性の解明及び放射性物質の環境への移行機構を解明するための基礎データが取得される。各々の臨界実験装置は、モックアップ試験、コールドでの機能試験により、所定の機能を有することが確認された。会議では、来年当初行う予定のホット試験の結果も一部加えて報告する。