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論文

A Study on sodium-concrete reaction in presence of internal heating

河口 宗道; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021305_1 - 021305_9, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045898

ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は可燃性ガスである水素とエアロゾルを発生するために、ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において重要な現象の一つである。本研究では、反応領域への熱負荷等の影響を調査するために、内部加熱器を使用したSCR実験を実施した。さらに内部加熱器がSCRの自己終息に及ぼす影響を議論した。内部加熱器の存在はコンクリートへのナトリウムの移行を妨げるため、内部加熱器の周囲からナトリウムとコンクリートは反応し始めた。その結果、コンクリート侵食量は内部加熱器周囲の方がその直下よりも大きくなった。また、ナトリウムプール温度の上昇(約800$$^{circ}$$C)はナトリウムエアロゾルの放出速度を大きく増加させるとともに、ポーラス状の生成物層を形成させた。ナトリウムエアロゾルの放出速度はナトリウムの蒸発と水素のバブリングによって説明された。さらに、ポーラス状の生成物層の空隙率はケイ素の質量収支やEPMAマッピングの画像分析から0.54-0.59であり、これらはお互いに良く一致した。この生成物層が反応領域へのナトリウムの移行量を減少させ、内部加熱器の位置によらず反応領域のナトリウム濃度は約30wt.%となり、SCRの終息に至った。内部加熱器の存在する場合でも、SCRの自己終息時に対して反応領域のナトリウム濃度は支配的なパラメータであることが分かった。

論文

トリチウム安全性試験装置を用いた核融合炉のトリチウム安全性確証試験

林 巧; 小林 和容; 西 正孝

保健物理, 35(1), p.112 - 115, 2000/03

http://ci.nii.ac.jp/naid/10004466002

原研では、核融合炉の安全性を実証する一環として、燃料となるトリチウムが万一室内に漏洩した場合の挙動を調べるため、東海研トリチウムプロセス研究棟にケーソンと呼ぶ大型密封容器を含むトリチウム安全性試験装置を設置し、その中でさまざまな室内環境条件を作り、世界に先駆けて本格的な室内トリチウム挙動を調べる模擬実験を実施している。平成10年度後半より本格的に実施してきたトリチウム放出模擬実験(最大2.6GBq/回,平均1回/月)により、(1)初期のトリチウム挙動が部屋の通常換気や残留流れに支配され、汎用三次元流体解析コード(FLOW3D)を応用した解析により表現できるようになったこと、(2)トリチウム閉じ込め性能を、モニターの警報信号により模擬換気系の遮断弁閉止までにケーソン系外に排出された量から評価し、98%以上の閉じ込めを確認したことなど、除去、残留汚染、HTOへの転換率データを含め、貴重な成果を得ている。

報告書

安全研究成果の概要(平成10年度-核燃料サイクル分野)

not registered

JNC TN1400 2000-001, 371 Pages, 2000/01

JNC-TN1400-2000-001.pdf:12.26MB

平成10年度の核燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)における安全研究は、平成8年3月に策定した安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度〉に基づき実施してきた。本報告書は、核燃料サイクル分野(核燃料施設等、環境放射能及び廃棄物処分分野の全課題、並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち核燃料サイクル関連の課題)について、平成8年度$$sim$$平成10年度の3ヶ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。

報告書

FBR安全性試験炉の集合体内出力分布計算手法の整備

水野 正弘*; 宇都 成昭

JNC TN9400 98-007, 147 Pages, 1998/11

JNC-TN9400-98-007.pdf:8.32MB

核燃料サイクル開発機構ではFBRの実用化に向けて必要となる各種炉内試験を実施するための、FBR安全性試験炉SERAPH(Safety Engineering Reactor for Accident PHenomenology)の設計研究を実施している。SERAPHでは定常及び種々の過渡試験が予定されており、試験時のドライバー炉心除熱のため重水が炉心冷却材に用いられる。種々の試験遂行には制御棒を使用するが、吸収体引抜き時のフォロワー材を重水とする制御棒案を候補の一つとして成立性の検討を行っている。この案では、重水の持つ高い減速比に起因して、重水フォロワー領域における中性子の減速・反射によって隣接燃料集合体で局所出力ピークが発生することが懸念されており、今後制御棒構造の具体化を進めるには詳細な局所出力分布特性評価手法の整備が不可欠である。このような背景に基づき、筆者らは制御棒周辺の局所出力分布を含む集合体内出力分布特性を適切に評価し得る核計算手法の整備を行った。解析ツールには制御棒近傍での中性子輸送挙動を統計的な影響を受けずに評価し得る2次元SN輸送計算コードTWOTRAN-IIを選定した。モデル化に際して、制御棒近傍での中性子平均自由行程を考慮し、制御棒とその周辺の15体分に相当するドライバー燃料集合体からなる2次元XY体系スーパーセルモデル、及びそれを13種類の単位セルモデルで構成する方法を考案した。スーパーセルモデルを効率良く構成するため領域マップ及びメッシュ境界を自動設定するプログラム、並びに計算で得られたメッシュ毎の中性子束をピン毎の出力密度に編集するプログラムを作成した。本成果は、今後制御棒構造やそれに関連した炉心構成の具体化に有効に活用されることが期待される。

論文

Experimental study on buoyancy-driven exchange flows through breaches of a tokamak vacuum vessel of a fusion reactor under the loss-of-vacuum-event condition

高瀬 和之; 功刀 資彰; 小川 益郎; 関 泰

Nuclear Science and Engineering, 125(2), p.223 - 231, 1997/00

https://doi.org/10.13182/NSE97-A24269
 被引用回数：11 パーセンタイル：65.46(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の真空容器が破断した場合、圧力差による空気置換が行われた後、破断口部には真空容器内外の温度差に起因する浮力駆動型置換流が形成される。この置換流によって、真空容器内に存在する放射化ダストの微粒子やトリチウムは炉外に同伴されることが考えられ、核融合炉安全性の観点から真空破断時の置換流挙動を把握することは大変重要である。そこで、核融合炉のトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬した実験装置を使って、作動流体にヘリウムガス(容器内部)、空気(容器外部)を用い、真空破断予備実験を行った。その結果、置換量は破断口の数や真空容器設置面から破断口までの鉛直方向距離に大きく依存することがわかった。また、真空容器上部が破断した場合には破断口を通る置換流は対向流となるため置換流挙動は抑制されること、並びに、容器側部が破断した場合には置換流は成層流となるため置換流挙動は比較的スムースに進行することが判明した。さらに、真空容器内の置換量は、破断口径の増加とともに増大し、破断口長さの増加とともに減少することを実験的に明らかにした。

報告書

「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」の調査

中桐 俊男; 石川 浩康; 大野 修司; 小沢 隆之; 加藤 一憲*; 小山 真一; 下山 一仁

PNC TN9510 94-001, 246 Pages, 1994/05

PNC-TN9510-94-001.pdf:14.89MB

安全工学部プラント安全工学室では、高速増殖炉のソースターム研究を、一部燃料材料開発部照射燃料試験室の協力を得つつ実施しているが、本研究を今後さらに効率的かつ有効に進めていくための有益な情報を得ることを目的として、昭和63年に日本原子力発電(株)殿が米国DOEに委託したTREAT炉を用いたソースターム炉内試験計画の検討に係わる英文報告書"「燃料破損時のFP炉内移行挙動の研究(その2)」-PLANING STUDY OF IN-PILE LOOP TESTS FOR THE EVALUATION OF FISSION PRODUCT TRANSPORT-"を入手し(動燃報告書登録番号:PNC ZR1471 93-001)、関係者で和訳して、その内容を調査した。本報告書で得られた情報は、将来実施予定の以下の試験研究に反映する予定である。(1)炉内ソースタームを支配する、FP・燃料蒸気泡のナトリウム中減衰挙動の解明に重点をおいた炉内ソースターム挙動総合模擬試験に於ける事故事象の模擬方法や測定手法等。(2)現在大洗安全工学部が中心になって検討中の安全性試験炉計画(SERAPH計画)に於けるソースターム炉内試験の方法論や、試験体の考え方等。

報告書

廃棄物安全試験施設(WASTEF); 建家およびセルの設計と仕様

田代 晋吾; 松本 征一郎; 青山 三郎

JAERI-M 83-175, 94 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-175.pdf:3.37MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF:Waste Safety Testing Facility)は、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の処理・貯蔵・処分に係る安全性試験をするため、53年から4年間建設整備を進め、56年8月に完成した。本施設は、床延面積3,722m$$^{2}$$、そのうち管理区域約1,800m$$^{2}$$を持ち、$$beta$$$$gamma$$コンクリートセル3基、$$alpha$$$$gamma$$コンクリートセル2基、鉛セル1基を配備し、最大5$$times$$10$$^{4}$$Ci(高レベル放射性廃棄物換算)を取扱うことができ、最大10$$^{6}$$Ciを貯蔵することができる。本報告書は、建家、セル、セル附属設備、電気設備、廃棄設備について、設計及び仕様を中心にまとめたものである。

報告書

模擬高レベル廃棄物ガラス固化体の安全性試験,3; 固化体の落下衝撃試験

三田村 久吉; 妹尾 宗明; 石崎 寛治郎*; 田代 晋吾; 加藤 修*; 馬場 恒孝; 木村 英雄; 降矢 喬*; 野村 正之; 荒木 邦夫

JAERI-M 9191, 18 Pages, 1980/11

JAERI-M-9191.pdf:1.11MB

高レベル廃棄物固化体の衝撃破壊特性を明らかにするため、直径5cmの模擬高レベル廃棄物ホウケイ酸ガラス固化体を用いて、最高9mからの落下衝撃試験を行った。さらに、落下衝撃を受けた試料について、100$$^{circ}$$C、1hの浸出試験を行い、Cs、Na浸出量と表面積との関係を調べた。この結果、単位衝撃エネルギー当たりの増加表面積として、6.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$m$$^{2}$$/Eg・mという値が得られた。また、浸出については、破壊の小さい領域では、Cs、Na浸出量と表面積の間に比例関係があることが分った。

報告書

ラジオアイソトープに関する輸送物の安全性試験

岡根 章五; 立川 克浩

JAERI-M 8084, 45 Pages, 1979/02

JAERI-M-8084.pdf:3.36MB

日本原子力研究所アイソト-プ事業部製造部では、昭和52年10月に改正された放射性物質等車両運搬規則に従い、B(M)型、L型およびA型輸送物の安全性試験を実施した。本報告はその結果をまとめたものである。B(M)型輸送物の構成は、円筒形の積層板、アルミニウムハニカム吸収体および内枠に固定された引出型15cm厚鉛容器からなる。重量は1841kgで、照射した$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir6540Ciと$$^{3}$$$$^{2}$$P188Ciを輸送するために使われる。この輸送物で事故試験項目の9m落下と1mピン上落下および耐火試験を行った。落下試験での最大衝撃力は9m落下と1mピン上落下では2590Gと735Gであった。また、耐火試験では鉛容器表面の温度は19.1$$^{circ}$$Cの上昇であった。これらの一連の試験は1個の試験体で実施した。L型とA型輸送物の12.2mからの落下試験では模疑の溶液を入れたバイアルは何ら影響を受けなかった。

報告書

$$^{9}$$$$^{0}$$Srセラミック$$beta$$線源の安全性試験

前田 頌; 妹尾 宗明; 榎本 茂正

JAERI-M 7305, 16 Pages, 1977/09

JAERI-M-7305.pdf:0.94MB

さきに開発した新しい調製法による$$^{9}$$$$^{0}$$Srセラミック$$beta$$線源について、カプセルの構造および封入法の要点を述べ、さらに各種安全性試験を行なって、その結果をISOで提案されている基準と比較検討した。試験項目は以下の通りである。機械的耐用試験として圧力試験、衝撃試験およびパンク試験、熱的耐用試験として最高温度試鹸、熱保持試験および熱衝撃試験である。

報告書

JMTRによる$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造

加藤 久; 木暮 広人; 立川 克浩; 伊藤 太郎

JAERI-M 7026, 21 Pages, 1977/03

JAERI-M-7026.pdf:1.11MB

高比放射線の密封$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の製造技術の確立を目的として、ペレット状コバルトターゲット(1.0mm$$phi$$$$times$$1.0mm、6.9mg/個、ニッケルメッキ)を平均熱中性子束1.2$$times$$10$$^{1}$$$$^{4}$$n/cm$$^{2}$$、secで最高5573時間照射した。比放射能としては最高68.1Ci/gのものが得られ、本試験製造で取り扱った$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源の全放射能は1.9KCiに達した。これらの$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源は長さ96mm、直径10mmのステンレス製カプセルへ封入して密封線源とした。密封後の線源の安全性試験としては、拭き取りおよび煮沸法による漏洩試験を行った。全製品は日本原子力研究所高崎研究所照射施設課へ出荷し、$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造計画は1976年にすべてを完了した。本報告書は、$$^{6}$$$$^{0}$$Co大線源の試験製造の詳細と、それから得たいくつかの知見について述べたものである。

論文

密封線源の安全性に関する研究,1; 汚染・漏えい検査法の検討

大野 明*; 滝島 延雄*; 野尻 利明*; 前橋 陽一*; 前田 頌; 谷 彰*; 鎌田 敏正*; 鈴木 英世*

Radioisotopes, 22(7), p.395 - 403, 1973/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.22.7_395

密封線源について考えられる各種の汚染、漏洩試験を行ない、その適合性について統合的に研究した。対象とした線源は、$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{2}$$Ir,$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{0}$$Tm等12種類の国内で生産または加工された線源である。

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