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根本 義之; 石島 暖大; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 加治 芳行
Journal of Nuclear Materials, 575, p.154209_1 - 154209_19, 2023/03
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Materials Science, Multidisciplinary)著者らはこれまでジルコニウム合金製の燃料被覆管について、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化試験を実施し、乾燥空気中よりも空気と水蒸気の混合雰囲気中において酸化が速くなる場合のあることを報告してきた。このような酸化は使用済み燃料プール(SFP)の重大事故時や、原子炉圧力容器への空気侵入事故時に起こることが懸念されるため、詳細な検討が必要である。そのためジルカロイ4製の被覆管の酸化試験を、空気と水蒸気の混合比を変化させた環境中で800
Cの温度条件で実施し、酸化試験データに基づいて酸化速度定数の評価、酸化試験後の試料について、酸化層の詳細評価,水素吸収量の評価等を行った。その結果、酸化の極初期におけるジルコニウム窒化物(ZrN)の生成や、試料表面の全面に拡がる多孔質な酸化層の成長などが、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動に影響していることが確認された。以上に基づき、乾燥空気中と、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化メカニズムの違いについて議論を行った結果を報告する。
田代 信介; 内山 軍蔵; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 阿部 仁
Nuclear Technology, 208(7), p.1205 - 1213, 2022/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)再処理施設の溶媒火災事故時の高効率粒子除去エア(HEPA)フィルタの目詰り挙動を調べた。本研究では、30%リン酸トリブチル(TBP)/ドデカン混合溶媒ならびにドデカンの燃焼速度と国内の実施設の換気系で用いられている多風量型HEPAフィルタの差圧変化を測定した。この混合溶媒の燃焼の初期段階では主にドデカンが、後期段階では主にTBPが燃焼することを確認した。また、混合溶媒燃焼の後期ではHEPAフィルタの差圧の急激な増加が生じることが分かった。浮遊粒子の経時的な放出割合において、未燃の粒子成分(TBP, TBPの分解による劣化溶媒ならびに無機リン化合物(P
O
))の割合の経時的な増加がフィルタの急激な差圧増加に影響したものと考えられる。混合溶媒燃焼時にHEPAフィルタの急激な差圧増加に至る前までの、差圧とHEPAフィルタへの浮遊粒子の負荷重量の関係を表す実験式の導出を行った。
芳中 一行; 鈴木 将文*
技術士, (659), p.4 - 7, 2021/11
福島第一原子力発電所事故を契機に原子力施設の規制基準が見直された。核燃料サイクル施設に対しても自然災害への対策、重大事故への対処など多くの要求が追加された。六ヶ所再処理施設では原子燃料のリサイクルの実現を目指して、新しい基準に適合させ、安全性を向上させるために各種安全対策が進められている。
孫 昊旻; Porcheron, E.*; Magne, S.*; Leroy, M.*; Dhote, J.*; Ruffien Ciszak, A.*; Bentaib, A.*
Proceedings of OECD/NEA Specialist Workshop on Advanced Measurement Method and Instrumentation for enhancing Severe Accident Management in an NPP addressing Emergency, Stabilization and Long-term Recovery Phases (SAMMI 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/12
During a severe accident (SA), hydrogen may be generated. To avoid a hydrogen explosion, it is important to monitor gas concentrations of e.g. H, O, N, HO, CO and CO in the containment during a SA. A spontaneous Raman spectrometry (SRS) associated with a fiber-coupled probe had been developed. Since the probe had been designed to be implemented in the reactor containment, the SRS was qualified experimentally with the probe being surrounded by aerosols. Particles attached on the probe optical components (contamination) due to a continuous aerosol exposure as well as those in the atmosphere (aerosol) can cause photon-particle interactions such as light scattering (Mie) and fluorescence which may influence the Raman spectrum (RS). In our experiment, the contamination effect and the aerosol effect on the RS were investigated separately. It was found both effects increase the spectrum counts in whole wavelength range. Elementary criterion for the onset of each effect was suggested.
Bentaib, A.*; Janin, T.*; Porcheron, E.*; Magne, S.*; Leroy, M.*; Dhote, J.*; Ruffien Ciszak, A.*; 孫 昊旻
Proceedings of OECD/NEA Specialist Workshop on Advanced Measurement Method and Instrumentation for enhancing Severe Accident Management in an NPP addressing Emergency, Stabilization and Long-term Recovery Phases (SAMMI 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/12
To prevent hydrogen explosion hazard during a severe accident, dedicated mitigation strategies were adopted according to plants design and improved as results of stress tests after the Fukushima accident. The strategies commonly used combine the implementation of safety components, as the passive autocatalytic recombiners (PARs), and the definition of adequate SAMGs (Severe Accident Management Guidelines). Concerning French PWRs, SAMGs procedure relies on information provided by limited monitoring systems as pressure, core exit temperature and dose rate sensors. The containment atmosphere gaseous composition is not monitored and only PARs are equipped with thermocouples to detect hydrogen through the heat release of the exothermic recombination reaction. In the framework of the MITHYGENE project, a prototypic device had been developed based on Raman probes connected by optical fibers to a transportable unit. Several qualification campaigns had been conducted to check the effect of severe accident representative conditions, including radiation, on the device response. This paper aims to present an overview of the device development and qualification and presents its potential implementation inside the containment.
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06
本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。
東條 匡志*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 岩本 達也*; 小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 13 Pages, 2019/05
沸騰水型軽水炉の使用済燃料プールにおける、冷却水損失,冷却不全等による事故時の安全性向上を目的として、使用済み燃料ラック内における燃料配置手法の検討を3次元解析に基づいて実施した。その際、崩壊熱の正確な評価、ラック体系の熱伝達評価による燃料温度の把握、破損時の幾何形状なども考慮した臨界性等について考慮する必要がある。本研究においては、これらに関してそれぞれ3次元体系の解析コードによる評価を行い、それらの結果を総合的に検討することにより、事故進展に及ぼす燃料配置の影響について議論を行なった。またそれらの知見に基づき、安全性向上に寄与しうる燃料配置手法について考察を行なった。
勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 加治 芳行; 逢坂 正彦
Transactions of the 24th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-24) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/08
東京電力福島第一原子力発電所のような沸騰水型原子炉(BWR)のRPV下部ヘッドは、形状が複雑で多数の制御棒案内管が存在するため、その破損挙動は複雑である。そこで我々は、重大事故時のBWR下部ヘッド破損について、クリープ損傷機構を考慮した熱流動構造連成解析に基づく評価手法を整備した。本研究では、事故シナリオの違いを想定し、溶融デブリの深さや発熱位置の違いが破損位置に及ぼす影響について評価した。その結果、BWR下部ヘッドの破損やデブリの流出は、貫通部における制御棒案内管やスタブ管で生じることを示した。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*
Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05
被引用回数：2 パーセンタイル：19.65(Materials Science, Multidisciplinary)これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*
材料と環境, 66(5), p.180 - 187, 2017/05
使用済み燃料プール(SFP)の冷却不全または冷却水損失による重大事故が発生した場合、使用済み燃料被覆管は空気中に露出し、崩壊熱による温度上昇が起こる。そのため空気中での被覆管の高温酸化の研究を行うことがSFPの安全性評価のために重要である。本研究では、燃料被覆管材料であるジルカロイ2(Zry2)およびジルカロイ4(Zry4)を用いて、温度および空気の流量を変化させた条件における熱天秤による酸化試験を行った。熱天秤の試験では試験温度の上昇に伴い酸化速度が上昇する傾向が見られたが、使用済み燃料ラック内でSFP事故時に想定される空気の流量範囲では、Zry2の場合は950C以下、Zry4の場合は1050C以下で明らかな流量の影響は見られなかった。一方、それ以上の温度では、流量が高い場合に酸化速度が顕著に速くなる傾向が見られ、その傾向は温度が高いほど顕著に現れた。空気中における酸化過程の詳細検討のため、酸化試験後、酸化層の詳細観察を行い、重量変化データとの比較を行った。その結果、重量変化は表面酸化膜の割れ以前の過程では、試料表面での緻密な酸化膜の成長に依存し、表面酸化膜の割れ以降の過程では、酸化膜の割れの下層での多孔質な酸化層の成長に依存することが明らかになった。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*
腐食防食協会第62回材料と環境討論会講演集(CD-ROM), p.23 - 24, 2015/11
使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度勾配及び予備酸化皮膜の影響に関する知見を得た。
玉置 等史
テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 3 Pages, 2014/12
改正原子炉等規制法では、設計基準事故より厳しい条件で発生する事故を「重大事故」と定義し、重大事故への対策は、発電用原子炉施設のみを対象とするのではなく、再処理施設や加工施設等にも適用される。本報は、テキスト「核燃料サイクル」の「1-5 重大事故への対策」として、再処理施設及び加工施設での新規制体系における重大事故への対策の考え方等について概説する。
not registered
JNC TN4420 2000-009, 11 Pages, 2000/06
JNC-TN4420-2000-009.pdf:0.84MB
「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」(以下「気象指針」)に基づき、高速増殖炉もんじゅ建設所(福井県敦賀市白木地区)における気象観測を実施した。「気象指針」は、発電用原子炉施設の平常運転時及び想定事故(重大事故及び仮想事故)時における線量当量評価に際し、大気中における放射性物質の拡散状態を推定するために必要な気象観測方法、観測値の統計処理方法及び大気拡散の解析方法を定めたものであり、昭和57年1月28日付の原子力安全委員会決定(平成元年3月27日及び平成6年4月21日に一部改定)によるものである。なお、白木地区における気象観測は、昭和51年11月より継続して実施している。
佐伯 正克
Handbook of Hot Atom Chemistry, p.637 - 646, 1992/00
水冷却炉の重大事故時における、核分裂生成物の放出挙動について論じた後、主にヨウ素について、放出後の化学形の変化、サプレッションプール等の水中に溶解後の放射線化学的化学形変化、さらにヨウ素イオン(I
)及びテルルからの壊変時のヨウ素の挙動などについて簡単な解説を行なった。
根本 義之; 加治 芳行; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*
no journal, ,
使用済み燃料プール(SFP)水位低下時の事象解析を目的とした重大事故解析コードの高度化においては、高温の被覆管材料の空気中での酸化挙動のモデル化及びコードへの取り込みが必要である。そのため著者らは、長尺の被覆管にSFP水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験と、被覆管の小型サンプルの酸化試験を並行して実施し、その結果の比較から、酸化モデルの構築及び実炉のSFP条件への適用性検討を行うこととした。本報では、二つの酸化試験の結果及び今後の試験計画等について報告する。
堺 公明
no journal, ,
もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会では、2014年7月に高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方をとりまとめた。これに対して、国内外の高速炉の安全性に精通した専門家によるレビューを実施した。本発表では国内レビューの結果概要について報告する。
飛田 吉春
no journal, ,
もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会では、2014年7月に高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方をとりまとめた。これに対して、国内外の高速炉の安全性に精通した専門家によるレビューを実施した。本発表では国際レビューの結果概要について報告する。
中井 良大
no journal, ,
もんじゅ安全対策ピアレビュー委員会では、2014年7月に高速増殖原型炉もんじゅの安全確保の考え方をとりまとめた。これに対して、国内外の高速炉の安全性に精通した専門家によるレビューを実施した。本発表では報告書の概要と国内・国際レビューの進め方について報告する。
柴本 泰照; 安部 諭; 石垣 将宏; 与能本 泰介
no journal, ,
原子力機構では、重大事故対策に係る技術知見の拡充を目的として、原子炉格納容器内の熱流動及びエアロゾル移行等を研究するためのROSA-SAプロジェクトを進めている。本報では、研究計画の狙いとプロジェクトの中心となる大型試験装置の特徴、予備実験結果の概要について報告する。
西村 聡*; 佐竹 正哲*; 曽我 昇太*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
重大事故解析コードMAAP 5.03を用い、使用済み燃料プール(SFP)における冷却機能喪失事象等を対象とした過渡解析を実施し、SFP初期水位及び崩壊熱が被覆管破損時間や水素生成量に及ぼす影響を定量的に評価した。
