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阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011075_1 - 011075_6, 2021/03
Since the hardness of fuel debris containing boride from B
C pellet in control rod is estimated to be two times higher as that of oxide, such as UO
and ZrO, distribution of such boride in the fuel debris formed in the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plants may affect the process of debris cutting and removal. The high neutron absorption of boron may affect the possibility of re-criticality during the process of debris removal. Therefore, boride distribution in fuel debris is regarded as an important issue to be addressed. However, boron tends to have difficult in quantification with conventionally applied methods like EPMA and XPS. In this study, accelerator-driven neutron-imaging system was applied. Since boron is the material for neutron absorption, its sensitivity in terms of neutron penetration through specimens is concerned. To adjust neutron attenuation of a specimen to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range, we focused on the energy resolved neutron imaging system RADEN, which utilizes wide energy range from meV to keV. Development of a method to visualize boron distribution using energy-resolved neutrons has been started. In this presentation the authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons and provide some outcome from its application to the Core Material Melting and Relocation (CMMR)-0 and -2 specimens.
阿部 雄太; 土川 雄介; 甲斐 哲也; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 加美山 隆*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
Boron carbide is used as a neutron-absorbing material in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), producing borides that are twice as hard as oxides (such as UO and ZrO). The high neutron absorption of boron affects the evaluation of re-criticality during the process of debris retrieval. Therefore, it is important not only to determine the presence of boron but also to investigate the distribution of boron inside the material in a non-destructive manner during decommissioning. To address the uncertainties in the core material relocation behavior of boiling water reactor (BWR) during a severe accident (SA), solidified melt specimens of a simulated fuel assembly were prepared by plasma heating. If core material melting and relocation (CMMR) specimens can be used to estimate the B distribution in 1F Unit-3, that will provide valuable information in the decommissioning of 1F. To address this, the authors focused on the energy-resolved neutron imaging system, RADEN, which utilizes a wide energy range, from meV to keV. This is an innovative three-dimensional analysis technology for boride distribution that affects the evaluation of hardness and re-criticality. In the calibration standard samples (Zr
B
and FeB), there was a good correlation between boron concentration and the energy-dependence of the cross sections of cold and epi-thermal neutrons. In the CMMR specimens, boron distribution was confirmed from the contrast difference between cold and epi-thermal neutrons. In the future, the results of calibration standard samples will be applied to the results of CMMR specimens. With this method, three-dimensional boron distribution will be measured, and the understanding of boride distribution 1F Unit-3 will be improved, which may be reflected in an improved SA code.
三島 嘉一郎*; 日引 俊*; 西浦 英晃*; 飛田 吉春
PNC TY9604 96-003, 10 Pages, 1996/05
本研究は,高速炉の炉心損傷事故時に炉心に形成される燃料とスティールの混合プールの沸騰挙動の解明に関する基礎研究であり,動燃と京都大学原子炉実験所との共同研究である。内容は溶融低融点金属に気泡注入を行う模擬試験に対して,中性子ラジオグラフィー手法を用いた可視化計測を行って,高密度比気液二相流の気泡径状,動態及びボイド率などの基礎データを取得すると共に,このデータを用いて動燃のSIMMER-IIIコードのモデル検証・改良などを行うものである。本年度は,共同研究の初年度として,低融点合金の予熱と吹き込みを可能とする実験装置一式の製作と気泡模擬形状の空間を有する固体資料を置いた状態でのラジオグラフィー可視化測定性確認試験を実施した。本報告書ではこの可視化測定性試験結果について報告する。
上澤 伸一郎; 宮原 直哉; 堀口 直樹; 鈴木 恵理子; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
no journal, ,
格納容器及び原子炉建屋内エアロゾル沈着量が、事故時の環境への放射性エアロゾル放出量に影響すると考えられていることから、格納容器及び原子炉建屋内エアロゾル沈着量を合理的に評価できる手法の開発が求められている。本報では、壁面及びその近傍等におけるエアロゾル挙動について詳細な現象の把握・モデル化を進めるために構築した、エアロゾル挙動可視化装置とその予備試験結果について報告する。エアロゾル挙動可視化装置は、エアロゾル発生装置及びエアロゾル挙動を観察するための高速度ビデオカメラとファイバーLEDライトで構成されている。エアロゾル流を固体壁に吹きかけ、吹きかけ箇所を側面からバックライト法にて撮影することで、固体壁近傍のエアロゾル粒子挙動の可視化計測を可能にした。予備試験として、CsI粒子を含んだエアロゾル流を平板状のステンレス鋼に吹きかけ、固体壁近傍を可視化計測を実施した。観察領域に侵入してきたCsI粒子は壁面に衝突し、その0.050ms後には壁面から離れている様子が確認できたことから、壁面に衝突した粒子の跳ね返りの挙動を捉えたものと考えられる。今後、本可視化装置を用いて、粒径や速度、壁面への衝突角度、固体壁の材質に対するエアロゾル挙動を明らかにし、エアロゾル沈着量評価手法における固体壁近傍のエアロゾル挙動解析モデルに反映する。
上澤 伸一郎; 宮原 直哉; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
no journal, ,
格納容器及び原子炉建屋内エアロゾル粒子沈着量が、事故時の環境への放射性エアロゾル粒子放出量に影響すると考えられていることから、格納容器及び原子炉建屋内エアロゾル粒子沈着量を合理的に評価できる手法の開発が求められている。本報では、事故時状況において壁面が蒸気によって濡れている可能性を考慮して、濡れた壁面におけるエアロゾル粒子挙動可視化試験を行い、乾いた壁面と濡れた壁面に対する粒子挙動について、それぞれ比較検証をした。試験装置は、CsIエアロゾル発生装置及びエアロゾル粒子挙動を観察するための高速度ビデオカメラとファイバーLEDライトで構成されており、エアロゾル流を固体壁に吹きかけ、吹きかけ箇所を側面からバックライト法にて撮影することで、固体壁近傍のエアロゾル粒子挙動の可視化計測を可能にした。乾いた壁面では、飛来したエアロゾル粒子は壁面に衝突して跳ね返り、その後、上部からのエアロゾル流に乗って、再び壁面に衝突する挙動が観察された。その一方で、濡れた壁面に対しては、エアロゾル粒子は壁面に衝突したものの、乾き面とは異なり、跳ね返り挙動は確認されず、沈着する様子が確認された。このように濡れ面では、乾き面と比較して沈着しやすいことが明らかにされた。今後、本可視化装置を用いて、粒径や速度、固体壁の材質や濡れに対する粒子挙動の統計を取り、エアロゾル粒子沈着量評価手法における固体壁近傍のエアロゾル粒子挙動解析モデルに反映する。
上澤 伸一郎; 宮原 直哉; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
no journal, ,
格納容器及び原子炉建屋内エアロゾル粒子沈着量が、事故時の環境への放射性エアロゾル粒子放出量に影響すると考えられていることから、格納容器及び原子炉建屋内エアロゾル粒子沈着量を合理的に評価できる手法の開発が求められている。前報では、事故時状況において壁面が蒸気によって濡れている可能性を考慮して、濡れた壁面におけるエアロゾル粒子挙動可視化試験を行い、濡れた壁面ではエアロゾル粒子が沈着しやすいことを確認した。本報では、表面に液膜が形成された壁面への粒子沈着挙動と、固体壁面への沈着挙動において重要なパラメータと考えられているストークス数の関係を明らかにするため、気液界面近傍のCsIエアロゾル粒子沈着挙動の観察を高速度ビデオカメラとファイバーLEDライトによるバックライト法で実施した。本観察では、気液界面への沈着挙動、気液界面を突き抜けて液滴内部での捕集挙動、気液界面近傍で減速するものの界面に沿って移動し沈着しない挙動、流線に乗ったまま界面に到達しない挙動の4種類の挙動が確認された。ストークス数が1から2程度の粒子は気液界面に沈着し、0.4から2程度においては界面近傍を移動し沈着しなかった。その一方で、それらよりもストークス数が2桁大きい粒子は気液界面を突き抜け液滴内部で捕集された。このようにストークス数で気液界面におけるエアロゾル粒子沈着挙動を分類できると考えられる。今後はより広範囲の粒径や粒子速度について実験を行い、沈着のモデル化を進め、本評価手法への組み込みを実施する。
阿部 雄太; 甲斐 哲也; 土川 雄介; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 加美山 隆*; 大石 佑治*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故(1F)における炉内状況の把握に重要な要素として、粒子状の炭化ホウ素を内包した制御棒ブレードの炉心溶融時の振舞いが挙げられる。BWR炉心溶融時の挙動解明に資する目的で行われたCMMR試験(基本構成要素を模擬した模擬燃料集合体による破損試験)では、1F2号機の温度履歴を模擬し、超高温(最高温度部分で2,300
C内外)まで加熱・保持した条件においても、試験体の一部にはホウ素含有物が存在することが確認されており、1Fの燃料デブリにもある程度のホウ素が含まれている可能性がある。炉内のホウ素含有物の分布は、燃料デブリの臨界性評価や取出し時の超高硬度物質への対処等の観点から重要課題であり、前記したCMMR試験体のホウ素含有物分布を精度良く測定することができれば、1F2号機等の推定精度を高めることに繋がる。本講演では、J-PARCのエネルギー分析型中性子イメージング装置(RADEN)で撮像した、CMMR試験体のホウ素含有物分布結果を紹介する。
上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
フィルタ付ベントシステムの1つであるベンチュリスクラバは、ベンチュリ喉部にある細孔からスクラビング水を自吸し、ガス流中に微小液滴として噴霧することで、放射性エアロゾル粒子を効率的に捕集できる装置である。本装置の性能は、実際に想定される条件のもとで、実機の同等の装置を用いて実施した定常試験により総合的に評価されている。しかし、その捕集機構については十分に把握されておらず、このため、試験条件の外挿性や、時間的に条件が変化する際の性能評価などに対して課題が残されている。そこで原子力機構では、ベンチュリスクラバ内の二相流挙動と捕集性能を、機構論的に予測できる解析手法の開発を進めている。本発表では、開発した数値解析手法について報告するとともに、妥当性検証データ取得のために実施したベンチュリスクラバ内の気液二相流挙動可視化試験について報告する。
