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石橋 良*; 廣坂 和馬*; 山名 貴志*; 柴田 昌利*; 佐々木 政名*; 根本 義之; 檜木 達也*
Proceedings of TopFuel 2024 (Internet), 9 Pages, 2024/09
As a cladding material for accident tolerant fuel, SiC is expected to have an advantage in elevated temperature resistance compared to other candidate materials. End-plug joints are exposed to elevated temperature by heat-upped fuel pellets and loading by difference in internal and external pressure of cladding during a severe accident. For performing sufficient strength against severe accident conditions, we are developing an end-plug joint consisted of mechanical fastening and brazing and evaluation methods for its joint strength. Objectives in this study are to evaluate strength and deformation behavior of the joint using tensile testing and to analyze the deformation mechanism based on estimated loading and temperature conditions during a severe accident. The evaluation results using tensile testing provided information for evaluating the joint by inter pressure testing in the next stage.
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.53 - 62, 2016/09
軽水炉用改良型燃料について、現行の安全基準の妥当性及び安全余裕を評価するため、また今後の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構ではALPS-IIと呼ばれる原子力規制庁からの委託事業を開始した。この事業は、商用PWR及びBWRで照射された高燃焼度改良型燃料を対象として、主として反応度投入事故及び冷却材喪失事故を模擬した試験から構成されている。最近、高燃焼度改良型燃料のRIA時破損限界がNSRRにて調べられ、パルス照射試験後の燃料を対象とした照射後試験が行われている。LCOA模擬試験に関しては、インテグラル熱衝撃試験及び高温酸化試験が燃料試験施設で行われ、高燃焼度改良型燃料被覆管の破断限界、高温酸化速度等が調べられた。本論文では、この事業で取得された最近のRIA及びLOCA模擬試験結果について主に述べる。
佐伯 正克
JAERI-Review 2004-011, 54 Pages, 2004/03
JAERI-Review-2004-011.pdf:5.21MB
本総説は、筆者が関係した実験研究のうちから、放射性ヨウ素,トリチウム及びネプツニウムに関する研究成果をまとめたものである。ヨウ素の放射化学的研究では、多くの実験結果を総合的に判断し、放射性有機ヨウ素の生成機構を解明した過程を詳細に論じた。この生成機構に基づき、原子炉事故時における有機ヨウ素の生成の可能性等を検討した結果にも言及した。トリチウムに関する研究については、市販トリチウムの水素同位体組成分析,トリチウムの物質中での存在状態と拡散挙動,トリチウムの物質表面での吸着・脱離挙動、について研究成果を簡潔にまとめた。ネプツニウムに関する研究では、
Npメスバウア分光で得た異性体シフトとネプツニウムの構造について、及びネプツニウム(VI)の水酸化物について述べた。
小林 忠義; 宮島 和俊; 柳原 敏
月刊消防, 23(6), p.22 - 26, 2001/06
平成11年9月に東海村で発生したJCO臨界事故では、事故現場の状況把握が困難であったため、事故の終息に向けた対策に多くの時間を要した。既にフランスやドイツでは原子力施設の事故を対象として、遠隔操作ロボットの運用を中心とする緊急時支援組織が作られ、各種ロボットが整備されている。我が国においても、JCO臨界事故の教訓からロボットの早急な整備が求められた。原研では、これまで原子力施設の保守,解体作業等を対象にしてロボット技術の開発を進めてきたが、それらの技術や知見を役立てて原子力施設事故時対応ロボットの開発を行った。本報告では、原研が開発した事故時対応ロボットのうち、情報遠隔収集ロボットについて、経緯,使用条件等を含めてその概要を報告する。
吉永 真希夫; 中村 武彦; 山崎 利*
JAERI-Tech 2000-017, p.59 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-017.pdf:2.31MB
軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射して、過渡出力事故時の燃料挙動を解明するためのナトリウム取り扱い整備として、(1)純化・充填及び試験部循環設備、(2)ナトリウム・カプセルの開発と製作・設置を行った。本報告書は、この内(2)ナトリウム・カプセルの試作品の開発及び製作について、その目的、概要、仕様、性能、運転結果等をまとめたものである。
山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 工藤 保; 早田 邦久
Nuclear Engineering and Design, 145(3), p.365 - 374, 1993/12
被引用回数：2 パーセンタイル：29.46(Nuclear Science & Technology)事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の電線貫通部リーク定量化試験では、PWRで用いられている電線貫通部の中でリーク発生の観点から重要と思われるアルミナ磁器モジュールとシリコン樹脂部分を取り出して試験体を製作し、シビアアクシデント時におけるそれらの挙動を実験により調べている。事故時に予測される高温状態下ではシリコン樹脂は溶融するが、その溶融進展には電線貫通部の金属部分が影響を与えることがわかった。アルミナ磁器モジュールは、事故時に予想される格納容器内熱水力状態よりもさらに高温、高圧で実施された試験でも健全性を失わなかった。実験から、研究対象とした電線貫通部からはシビアアクシデント時にもリークは発生しないであろうと予測される。実験で得られたデータは、他の型の電線貫通部の挙動も予測できるような汎用解析モデルの開発にも用いられる。
片桐 浩; 小林 秀雄
Proc. of Asia Congress on Radiation Protection, p.199 - 202, 1993/00
原研東海研究所では、周辺公衆の安全を確保することを目的として、1957年8月のJRR-1初臨界の1年前から、稼働前バックグラウンドサーベイおよび環境放射線モニタリングを開始して以来、今日まで種々の環境モニタリングを継続してきた。この内
線量率、大気中放射能濃度については、1960年に計算機を用いた連続自動監視システムを世界的にも新しい試みとして実用化した。その後、1973年、1988年に、気象データ、施設の運転情報等も取り込み総合的な監視が可能になる様更新を行った。現在のシステムは1988年に更新を行ったもので、計算機の故障、データ伝送装置の故障、停電(特に雷による瞬断)等による監視の中断を防ぐだめに、テレメータを二重化するとともに、それぞれのテレメータに無停電電源(バッテリーにより10分間給電)を備えたものである。現在に至るまで上記原因で停止したことはなく、信頼性のある監視が継続されている。
山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 早田 邦久
JAERI-M 92-055, 14 Pages, 1992/03
本報告書は、事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画電線貫通部リーク定量化試験の中で実施したシリコン樹脂実験についてまとめたものである。実験では、電線貫通部のシリコン樹脂部分を模擬した試験体をほぼ大気圧に保たれた試験容器内に設置し、格納容器内に相当する試験容器の高温側に水蒸気を供給しながら加熱し、格納容器外に相当する試験容器低温側には乾燥した窒素ガスを流して約288Kに保った。実験は2回行い、試験容器高温側を288Kから約1K/分の昇温速度でそれぞれ515Kと640Kまで上昇させた。試験体内部に配置した熱電対の温度分布から樹脂の挙動を推定し、リーク開始は窒素ガスの露点の変化で検出した。2回の実験では、試験容器高温側温度が約410Kと430Kの時リークが始まった。実験後の試験体検査からリーク開始時の経路はシュラウドに沿って形成されたと推定される。
山野 憲洋; 杉本 純; 丸山 結; 日高 昭秀; 早田 邦久
NUREG/CP-0120, p.439 - 455, 1992/00
事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の電線貫通部リーク定量化試験では、PWRで用いられている電線貫通部の中でリーク発生の観点から重要と思われるアルミナ磁器モジュールとシリコン樹脂部分を取り出して試験体を製作し、シビアアクシデント時におけるそられの挙動を実験により調べている。事故時に予測される高温状態下ではシリコン樹脂は溶融するが、その溶融進展には電線貫通部の金属部分が影響を与えることがわかった。アルミナ磁器モジュールは、事故時に予想される格納容器内熱水力状態よりもさらに高温、高圧で実施された試験でも健全性を失わなかった。実験から、研究対象とした電線貫通部からはシビアアクシデント時にもリークは発生しないであろうと予測される。実験で得られたデータは、他の型の電線貫通部の挙動も予測できるような汎用解析モデルの開発にも用いられる。
本間 俊充; 外川 織彦; 飯嶋 敏哲*
EUR-13013-2, p.1049 - 1063, 1991/00
原子炉の確立論的安全評価研究の一環として、事故時における環境への放射線影響を総合的に評価するための計算コードシステムOSCAARを開発している。このシステムはいくつかの計算コード及びデータベースから構成され、放出源情報を使用して核種の環境における移行、早期及び長期の被爆線量分布、防護対策による被爆低減効果、放射線による身体的影響が推定される。本報告では、OSCAARコードシステムの開発の現状と使用しているモデルの概要を紹介する。
野村 靖
JAERI-M 90-158, 53 Pages, 1990/09
再処理施設等核燃料サイクル施設のPSAを実施するため、1986年以来STARコードを西ドイツNUKEM社から導入し、コードの改良・整備を行ってきた。元のコードはIBMPC仕様であったのを核燃料施設安全評価研究室附設のNEC PC仕様にプログラム変換を施し、又、事故時の環境放出放射能による公衆の内部被ばくを評価できるようプログラム機能を追加した。本報告書は、STARコード導入・整備の内容と入出力データフォーマットを述べ、サンプル問題として高レベル廃液タンク冷却材喪失事故のPSAをとり上げ、入出力データの例を示してある。従って、本書はSTARコードの使用手引書としても用いられる。
中瀬 吉昭; 栗山 将; 高橋 享*; 一色 節也*
IEEE Transactions on Electrical Insulation, 17(4), p.306 - 313, 1982/00
ケーブル用絶縁材料として用いられる高分子材料を原子炉の通常運転条件、仮想事故時条件に暴らして劣化し、それらの放射線誘起電流について研究した。長寿命荷電担体は、非晶性材料ではほとんど認められないが、結晶性材料では比較的多く見出された。劣化により結晶性材料の結晶化度が低下すると、短寿命荷電担体のみが見出された。これは、長寿命担体は結晶のまわり、あるいは、内部に捕捉されていることを示す。仮想事故のうちの高温蒸気、ケミカルスプレーは、誘起電流の発生挙動に大きな影響は与えない。しかし、ポリイミド等縮合重合体は、加水分解を起し使用に耐えない。
内田 正明; 原山 泰雄; 大坪 直昭*
JAERI-M 8482, 56 Pages, 1979/10
事故時または過渡時における軽水炉燃料挙動解析プログラムFREG-3Tを開発した。このプログラムは定常運転時のギャップ熱伝達率評価プログラムFREG-3を基礎とし、これに過渡温度計算機能および事故時の解析に必要な燃料棒表面熱伝達モデル、高温物性データ等を付加したものである。このプログラムは出力、冷却材条件の入力値に従い、単一燃料棒の温度、内圧および変形分布を計算する。モデルは主として大口径破断の冷却水喪失事故の条件を念頭に置いて構成した。実用的な事故解析コードへの第一歩として、未だ計算範囲は限られているが、通常運転出力ランプ中の燃料中心温度、炉外ジルカロイ管ふくれ実権、炉内LOCA実験等について計算と実験データの比較を行い、一応満足すべき一致をみた。
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
使用済み燃料プール(SFP)には炉心よりも多くの燃料集合体が保管されている場合があり、冷却機能喪失あるいはプール水喪失が発生した場合におけるSFPの事象を解析することは安全性を評価する上で重要である。そのため本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的として、空気中Zr酸化反応、プレイ冷却などのモデルを追加したSAMPSONコードを整備した。本発表では空気中Zr酸化反応モデルの影響、スプレイ実験を対象とした検証、及びSFP安全対策としてのスプレイ冷却の有効性評価結果を紹介する。
加治 芳行; 根本 義之; 高瀬 和之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 岩田 豊*; 大竹 幸彦*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*
no journal, ,
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し、燃料集合体が破損に至る事故において、どのように事象が進展し、スプレイ散水、燃料配置変更等の安全対策がどの程度機能していくかを重大事故解析手法により定量的に評価する。本発表では、全体計画を報告する。
小林 謙祐*; 後藤 大輔*; 東條 匡志*; 池原 正*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
使用済燃料プール重大事故想定時の温度を評価して潜在リスクを監視することを検討している。ここでは、BWR炉心の詳細燃焼解析により燃料崩壊熱を評価し、さらにそれらの燃料が使用済燃料ラック内で露出した場合の被覆管温度を、ラック構造、水位、照射後時間などをパラメータとして評価した結果について報告する。
千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 貞松 秀明*; 岩田 豊*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
重大事故解析手法の高度化のためには、国内外で実施・検討されている使用済燃料プールにおける燃料貯蔵の安全対策(BWRに関する既存シビアアクシデント解析コード、燃料配置、スプレイの設置等)の調査を実施し、これを整理することで課題を抽出し、評価手順を策定することが重要となる。本発表では、安全対策の有効性評価に係る課題と評価手順の検討結果を報告する。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 金沢 徹*; 後藤 大輔*
no journal, ,
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及び空気の流量の影響に関する知見を得た。
