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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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.08(Nuclear Science & Technology)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.
広田 憲亮; 中野 寛子; 藤田 善貴; 武内 伴照; 土谷 邦彦; 出村 雅彦*; 小林 能直*
The IV International Scientific Forum "Nuclear Science and Technologies"; AIP Conference Proceedings 3020, p.030007_1 - 030007_6, 2024/01
沸騰水型原子炉を模擬した高温高圧水中環境下では、溶存酸素量(DO)の変化により動的ひずみ時効(DSA)と粒界型応力腐食割れ(粒界SCC)がそれぞれ発生する。これらの現象の違いを明確に理解するために、その発生メカニズムを整理した。その結果、SUS304ステンレス鋼では、DOが1ppb未満の低濃度では粒内割れによるDSAが発生し、DOが100
8500ppbでは表面の酸化膜形成によりDSAは抑制されることがわかった。一方、DOが20000ppbまで上昇すると、皮膜が母材から剥離し、母材の結晶粒界に酸素元素が拡散し、粒界SCCが発生した。これらの結果から、DSAや粒界SCCによるクラック発生を抑制するためには、最適なDO濃度を調整する必要があることが示唆された。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Proceedings of 2005 ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (CD-ROM), 8 Pages, 2005/11
サブチャンネル解析コードに代表される従来の炉心熱設計手法に、スパコン性能の極限を追求したシミュレーションを主体とする先進的な熱設計手法を組合せることによって、効率的な革新的水冷却炉開発の可能性について研究している。今回は、隣り合う燃料棒の間隔が1.0mmと1.3mmの2種類の稠密炉心を対象にして大規模な二相流シミュレーションを行い、燃料棒まわりに形成される複雑な水と蒸気の3次元分布の詳細予測に成功した。一連の成果を基に、より高性能な稠密炉心の仕様緒元をシミュレーションによって探索できる高い見通しが得られた。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
JSME International Journal, Series B, 47(2), p.323 - 331, 2004/05
軽水炉の冷却材流路には燃料棒間のギャップ幅を一定に保つためにスペーサ等の突起がしばしば設置される。狭隘流路内のスペーサ周辺の熱流動に関する定量的な研究は、単相流では数多く見られるが、二相流ではほとんど見られない。そこで、狭隘流路に存在するスペーサ等の物体が二相流挙動に及ぼす影響を数値的に調べた。解析体系は3次元流路とスペーサを簡略模擬した矩形突起から成る。解析では、流路入口に液膜厚さとその流速及び蒸気流速を与え、時間方向に進展する液膜流挙動を非加熱等温流条件に対して定量的に検討した。本研究の成果は次のとおりである。(1)気液界面に作用するせん断応力によって界面不安定性が起こり、気相と液相の相対速度とあいまって波立ち発生へと現象が進行することを数値的に確認した。(2)突起後端から発生するはく離線に沿ってウエークが形成され、ここでは強い乱れによって液膜が排除されることがわかった。
横山 須美; 野口 宏; 木内 伸幸; 山本 英明; 加藤 正平; 友岡 仁*; 江田 邦臣*
保健物理, 34(1), p.57 - 66, 1999/00
トリチウムを取り扱う場合、作業者は防護具を着用する。この防護具のトリチウムに対する防護性能を評価するために、基礎的なデータである、素材に対するトリチウム水蒸気の透過パラメータ(透過係数、拡散係数及び溶解度)を把握しておく必要がある。このパラメータを、5種類のプラスチック膜、6種類のゴム膜及び5種類のラミネート膜について測定した。この結果、透過係数は使用予測範囲の温度や湿度では、ほぼ一定であること、膜の厚さにも依存しないことが明らかになった。また、ラミネート膜は、内側に挟んだ膜の溶解度が大きい場合、これらの膜を構成する個々の膜の透過係数より小さくなることがわかった。さらに、HTOで汚染した膜を3~4日乾燥すると、膜の性能は元の状態に戻ることが明らかとなった。
井岡 郁夫; 小貫 薫; 二川 正敏; 栗木 良郎*; 名越 正泰*; 中島 隼人; 清水 三郎
材料, 46(9), p.1041 - 1045, 1997/09
95wt%硫酸及び50wt%硫酸の沸騰環境におけるFe-Si合金の腐食挙動を調べた。合金の耐食性は、硫酸組成に応じて特定のSi含有量にて急変した。合金を不働態化するために必要な臨界組成は、95wt%硫酸では9~10%Si,50wt%硫酸では12~15%Siの範囲に存在する。耐食性合金表面に形成される酸化皮膜をオージェ分光及びX線回折により調べた結果、皮膜は非晶質のSiO
から成り、酸化性の95wt%硫酸中で生成する場合はSを含み、還元性の50wt%硫酸中で生成する場合はSを含まないことが判明した。皮膜成長速度は、母材のSi含有量と硫酸濃度に大きく依存した。
伊藤 影彦*; 梁尚*; 新妻 文明*; 佐藤 護*; 松鶴 秀夫
JAERI-M 89-200, 26 Pages, 1989/12
放射性廃棄物固化体からの核種の浸出は、固化体中へ浸透した水を媒体として起る現象であるため、プラスチックフィルムの透水性とコーティングのない固化体への水の浸透とを測定することにより、プラスチックコーティングを施した固化体への水の浸透防止効果の評価を行った。その結果、プラスチックコーティングにより、水の浸透速度を数十分の1に低減できるとの見通しが得られた。
刑部 真弘; 大貫 晃; 傍島 真
JAERI-M 83-022, 26 Pages, 1983/02
PWR-LOCA時の再冠水過程開始直後における炉心上部の熱伝達は、強い熱的非平衡によって複雑なものとなっている。炉心下端から3235mmの高さで、高速度シネカメラで得た写真は、再冠水開始直後に液滴流と非加熱棒を伝わって流れ落ちる液膜を示していた。その液滴径を計測してみた結果、平均径は約1mmであった。この径は、単管内環状噴霧流で得られる値より大きい。一方、対応するウェーバー数は、従来、加速流中で得られているウェーバー数よりも少し小さい。その場所で得られた液滴流の熱伝達率は、Dittus-Boelter式で評価した対流伝熱項と、Sunらによるネットワーク解析で評価した放射伝熱項の和と、ほぼ一致した。
阿部 豊; 数土 幸夫; 刑部 真弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.571 - 583, 1983/00
被引用回数：6 パーセンタイル：60.89(Nuclear Science & Technology)本研究は、PWR-LOCA時の再冠水過程における炉心上部でのクエンチ現象、すなわち、トップクエンチとボトムクエンチの特性を実験的に調べたものである。炉心上部のクエンチ現象の特性は、TRACのような最適安全評価解析コードによってさえ良く予測されていない。本研究により以下のことが明らかになった。(1)炉心上部におけるクエンチ現象は、クエンチ速度とクエンチ温度の関係において、次の3つの型に分類される。(I)発熱棒におけるトップクエンチ、(II)非発熱棒におけるトップクエンチ、及び(III)発熱棒におけるボトムクエンチである。(2)発熱棒でのトップクエンチは、その発熱棒に隣接する非発熱棒を伝わり落ちる液膜の影響を受ける。(3)発熱棒でのトップクエンチ速度は、クエンチ温度の上昇とともに増加するが、それは従来の理論による予測とは反対の傾向である。(4)非発熱棒でのトップクエンチは、従来の理論と同じ傾向をもっている。
線照射下高温高圧純水中の軟鋼の腐食の測定作本 彰久; 後藤田 正夫*
JAERI-M 82-055, 51 Pages, 1982/06
線照射下高温高圧純水中の軟鋼SS41の腐食挙動を測定するために、3金属電極法による直線分極法およびクーロスタット法の検討を行った。軟鋼の腐食速度におよぼす線の照射効果は浸潰初期に大きいことがわかった。XPSを用いて表面皮膜の粗成を調べた結果、線を照射した場合にだけO
、OH以外に第3の酸素化合物、OX、およびグラファイト様物質が生成することがわかった。
線照射の場合には腐食の機構が異なると推論される。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 9755, 115 Pages, 1981/11
本報告書は、1980年7月から同年12月まてにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(スコーピング試験、両端低濃縮燃料試験、高発熱量試験、燃料棒支持構造効果試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験、ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメータ試験(強制対流試験)、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、燃料挙動可視カプセル試験、高温高圧カプセル試験、水ループ試験およびその他の試験の総計33回である。特に燃料挙動可視カプセル試験は今期より始めた実験であるが、カプセル内の燃料の挙動が鮮明にカラーフィルムに記録され貴重なデータが得られた。
