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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 4; Investigation of fuel loading effects in BWR spent fuel rack

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。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 5; Investigation of cooling effects of SFP spray and alternate water injection with MAAP code

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)で冷却機能喪失事故あるいは冷却材喪失事故が発生した場合、使用済燃料の冷却性確保の観点から、SFPに注水してプール水位を維持する必要がある。本講演では、別途提案した空気中Zr酸化反応モデルを新たに組み込んだMAAPコード5.05ベータを使用してSFPを対象とした事故進展解析を実施し、SFPスプレイおよび代替注水実施時の燃料冷却効果を評価した結果について報告する。SFPスプレイの評価においては、崩壊熱、スプレイ水の燃料集合体にかかる割合、スプレイ水滴の直径、スプレイ開始時間を解析パラメータとして用いた。使用後4ヶ月冷却した燃料を格納したSFPに、12.5kg/s (200GPM)のスプレイをSFP冷却水喪失後4時間後から使用し、その際のスプレイ水の30%が燃料集合体にかかると想定した場合、燃料被覆管の最高温度は1000K以下に抑えることができ、被覆管の破損が防げることが示された。

論文

Evaluation of the effect of spent fuel layout on SFP cooling with MAAP5.04

西村 聡*; 佐竹 正哲*; 西 義久*; 加治 芳行; 根本 義之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

福島第一原子力発電所の事故を受けて、日本の電力事業者は原子力規制庁より使用済み燃料プール(SFP)の安全性向上のための対策を自主的に行うことを求められている。SFP安全対策において最も重要なのはプールの水位を保つことにより冷却性を担保し、燃料破損及び再臨界を防止することである。そのために事業者らが導入しているものとしては、例えばスプレイ冷却システムや、代替注水システム、また燃料配置において出力の高い燃料と低い燃料を1対4、1対8などの比率でチェッカーボード状に配置する手法、などが挙げられる。本研究ではこのうち特に燃料配置手法の有効性について、MAAP5.04を用いた解析により評価することとした。

論文

レーザー微粒子化反応を利用した放射性廃液からの白金族元素分離法の開発

佐伯 盛久*; 浅井 志保; 大場 弘則*

ぶんせき, 2018(4), p.138 - 143, 2018/04

白金族元素は産業分野において高いニーズがあり、溶媒抽出法, 固相抽出法, 溶融塩電解法といったさまざまな分離回収法が開発されてきた。こうした分離法のうち、新しく開発された「レーザー微粒子化分離法」は、単純操作で非接触かつ高選択的に白金族を分離できることから、これまでの分離法に代わる有効な手法として期待されている。本稿では、レーザー微粒子化分離法の開発背景と基本原理について概説した。また、分析化学分野での応用例として、世界初の実測成功につながった使用済み燃料中の放射性パラジウム分析についても紹介した。

論文

Influence of the air/steam mixing ratio in atmosphere on zirconium cladding oxidation in spent fuel pool accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

使用済み燃料プールの冷却水損失事故に対応するためには、事故時に想定される空気中または空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルコニウム被覆管の高温酸化挙動の把握が重要である。本研究では空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルカロイ2及び4の酸化試験を行い、混合比の影響について600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$Cの温度域での評価を行った。その結果、ジルカロイ2は900$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$C、ジルカロイ4は800$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの範囲で、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化速度が乾燥空気中や水蒸気中よりも速くなった。この傾向は酸化層に割れが入った、酸化過程の後半において、より顕著に見られた。この結果は、使用済み燃料プール事故解析を目的とした酸化モデルの構築においては、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動の考慮が重要であることを示していると考えられる。

論文

Investigation of Zircaloy-2 oxidation model for SFP accident analysis

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

AA2016-0383.pdf:0.86MB

 パーセンタイル:100(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。

論文

使用済み燃料プール事故条件での燃料被覆管酸化挙動

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950$$^{circ}$$C以下、Zry4の場合は1050$$^{circ}$$C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。

報告書

チェレンコフ光観測の原子炉計測への適用,3; チェレンコフ光評価システムの軽水炉用使用済燃料要素評価

山本 圭一; 武内 伴照; 林 隆康*; 小菅 史明*; 土谷 邦彦

JAEA-Testing 2016-002, 25 Pages, 2016/11

JAEA-Testing-2016-002.pdf:4.97MB

原子炉出力変化時におけるチェレンコフ光の輝度などの変化を定量的に測定及び評価し、原子炉内の核的・熱的情報をリアルタイムで計測が可能なシステムを構築するための開発を行っている。本システムは、既存軽水炉における運転管理技術・炉心計画の高度化及びシビアアクシデント時にも対応できる監視システムへの適用を目指している。本報告書は、JAEA-Testing 2015-001で記載したチェレンコフ光評価システムを改良し、改良したシステムを用いて、発電用原子炉の使用済燃料要素についての検証を行った結果についてまとめたものである。

論文

Radiotoxicity hazard of inert matrix fuels after burning minor actinides in light water reactors

Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*

Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.439 - 442, 2001/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.48

プルトニウム燃焼のために考えられている2種類のウラン・フリー燃料、岩石型燃料(PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$:ROX)とトリチウム酸化物燃料(PuO$$_{2}$$-ThO$$_{2}$$:TOX)、にマイナー・アクチニドを添加した時の使用済み燃料の放射能毒性を、軽水炉においてMOX燃料と比較して検討した。MAの添加量はROX燃料中の重核+Zrの0.2at.%から1.0at.%とした。それはPWRの出力1GWeあたり約200~1000kgに相当する。1150MWeクラスのPWRで1200日燃焼後の燃料の放射毒性を比べるとROX+MA燃料とTOX+MAやMOX+MAよりも少ない。取り出し後10$$^{4}$$年の時点での毒性は、ROXはTOXの1/3、MOXの1/4であり、10$$^{7}$$年後にはROX+MA燃料はTOX+MAの1/4でMOX+MA燃料の1/20の放射能毒性しか持たない。

報告書

平成12年度研究開発課題評価(事前評価)報告書; 課題評価「長寿命核種の分離変換技術の研究開発」

研究開発課題委*

JNC-TN1440 2000-007, 115 Pages, 2000/08

JNC-TN1440-2000-007.pdf:4.45MB

核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日、内閣総理大臣決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、「長寿命核種の分離変換技術の研究開発」に関する事前評価を研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価方法に従い、サイクル機構から提出された課題説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。

報告書

再処理プロセス中のヨウ素の挙動; 研究と調査

桜井 勉; 高橋 昭

JAERI-Review 97-002, 62 Pages, 1997/02

JAERI-Review-97-002.pdf:2.51MB

使用済燃料溶解時に発生する放射性ヨウ素は環境に漏洩し易く、有害なため、再処理プロセス内での厳重な管理が必要である。古くから多くの研究者により閉じ込め方法が研究されているが、再処理プロセス中のヨウ素の挙動を総合的に検討した報告書は極めて少ない。日本原子力研究所物理化学研究室の研究成果を含め基礎研究を総括し、再処理プロセス中のヨウ素の複雑な挙動を化学反応を用いて説明した。再処理施設からの最近の報告を紹介するとともに、これらを基礎研究結果と比較検討し、再処理プラント中のヨウ素の流れを考察した。

報告書

業務実施概要; 平成4年度入社職員

小嶋 素志; 東 侍郎; 川口 浩一; 杉山 顕寿; 中村 詔司; 森本 恭一; 佐々木 紀樹

PNC-TN8410 94-049, 368 Pages, 1993/07

PNC-TN8410-94-049.pdf:8.77MB

本報告書は核燃料技術開発部平成4年度入社職員の1年間の成果をまとめたものである。本報告書では以下の件について報告する。・湿式顆粒製造・有用同位元素のレーザー同位体分離・UF6クラスター形成・強レーザーによる原子核励起・有用金属の分離・利用・C60クラスター研究・消滅処理研究・Pu・Npのレーザー溶液化学これらについての内容,進渉状況を報告する。

報告書

海外出張報告書-第15回核廃棄物管理に関する科学的基礎の国際シンポジウムへの参加報告および発表論文

河村 和広

PNC-TN8600 92-003, 110 Pages, 1992/01

PNC-TN8600-92-003.pdf:8.82MB

標記シンポジウムは,欧州材料学会1991年秋季大会として同所で開催された7つのシンポジウムの内の1つであり,世界各国から約300名の研究者が参加した。日本からは,動燃,原研,大工試,九大,名大,日立,IHI等から10数名が参加した。各セッションの題目は,ガラスの浸出機構,ガラスの環境との相互作用,ガラス特性,セラミックス,アクチニド科学,使用済み燃料,キャニスタ,ナチュラルアナログ,緩衝材と埋め戻し材,処分環境における流れと移行,処分場であり,その他にポスターセッションが設けられた。動燃からの発表題目は,「Time-Temperature Condition and Water Chemistry on the Illitization at the Murakami Deposit, Japan (亀井)」,「Effects of Noble Metal Elements on Viscosity and Electrical Resistivity of Simulated Vitrifed Products for High-Level Liquid Waste(河村)」であり,他研究機関の研究者と情報交換を行った。また技術見学会ではラ・アーグ工場を訪問し,ガラス固化,ビチューメン固化,セメント固化の各施設を見学し,関連情報を収集した。

論文

使用済み燃料輸送容器の諸問題

沢井 定

日本原子力学会誌, 7(3), p.167 - 168, 1965/00

近い将来必要エネルギーの多くを原子力に求めることはもはや疑いのない現在、使用済み燃料の輸送はそれの貯蔵や再処理とともに皆の関心を集めるようになり、最近わが国においてもこの問題について原子力産業会議が検討会をもったり、あるいはJRR-2使用済み燃料のアメリカ送還や東海発電炉燃料の再処理に関連して世の中にクロ-ズアップされてきた。この使用済み燃料の輸送を規制する法規は日本ではまだ制定されてないが、これに関し世界の情況はどのようになっているか、またこの輸送問題で重要な輸送容器について設計するという観点から問題点を少し拾ってみたい。

論文

使用済み燃料の処理とプルトニウムの利用

青地 哲男

原子力工業, 9(3), 21 Pages, 1963/00

抄録なし

口頭

Project of the cladding air oxidation experiment in JAEA regarding severe accident in SFP

根本 義之

no journal, , 

使用済み燃料プールで想定される冷却機能損失等の重大事故対策として、冷却スプレイの設置や使用済み燃料の配置方法の変更などが考えられている。その効果を評価するためにはシビアアクシデントコードによる解析を行う必要があるが、現状のコードにおいては被覆管材料の空気中での酸化挙動は考慮されていない。また現象としての被覆管の空気中酸化についてもこれまでに十分な研究が行われておらず、そのメカニズムの理解と酸化モデルの構築及びそのモデルのコードへの組込みが必要である。そのため原子力機構では資源エネルギー庁から受託した「平成26年度発電用原子炉等安全対策高度化技術基盤整備事業、重大事故解析手法の高度化」において、被覆管の空気中酸化試験及びその結果に基づいた酸化モデルの構築を行い、関係機関との協力のもとにシビアアクシデントコードの高度化を行うことで安全対策の定量的評価、安全対策の最適化を行う。講演では研究計画の詳細について紹介し、議論を行う。

口頭

軸方向温度傾斜場でのジルカロイ2被覆管の酸化挙動

井岡 郁夫; 加藤 仁; 小河 浩晃; 吉田 啓之

no journal, , 

使用済み燃料プールの冷却機能が喪失した場合、崩壊熱を有する使用済み燃料ピンは冷却水の蒸発に伴い水蒸気及び空気環境下に曝される。この時の燃料ピンの酸化は等温酸化条件と異なり、気液界面を含み温度傾斜場を有する厳しい条件と考えられる。そこで、軸方向温度傾斜場でのジルカロイ2の酸化挙動を調べた。酸化試験は、Arガス0.5L/minをキャリアガスとして飽和水蒸気中、600$$^{circ}$$Cで実施した。軸方向の温度勾配は、約10$$^{circ}$$C/mmであった。試験中に発生した水素ガス量を測定するとともに、試験後に酸化皮膜の分析を行った。水素ガスの発生量は試験初期に急増しピークを取った後、100ppm程度に低下した。温度傾斜での酸化は、水素発生量は若干増加したが、酸化皮膜厚さには顕著な差が認められなかった。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,2; 燃料被覆管の空気中酸化挙動

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。

口頭

軸方向温度勾配を有するジルカロイ2被覆管の水蒸気-空気下での酸化挙動

井岡 郁夫; 加藤 仁; 小河 浩晃; 逢坂 正彦

no journal, , 

使用済み燃料プールの冷却機能が喪失した場合、崩壊熱を有する使用済み燃料ピンは冷却水の蒸発に伴い水蒸気及び空気環境下に曝される。この時の燃料ピンの酸化は等温酸化条件と異なり、気液界面を含み温度傾斜場を有する厳しい条件と考えられる。そこで、軸方向に温度勾配を持つジルカロイ2の水蒸気-空気混合下での酸化挙動を調べた。酸化試験は、空気0.5L/minをキャリアガスとして飽和水蒸気中、600$$^{circ}$$Cで実施した。軸方向の温度勾配は、約100$$^{circ}$$C/cmであった。試験中に発生した水素ガス量を測定するとともに、試験後に酸化皮膜の分析を行った。水素ガスの発生量は試験初期に急増しピークを取った後、100ppm程度に低下した。酸化皮膜厚さには顕著な差が認められなかった。本試験条件では、温度勾配を有するジルカロイ2の酸化に及ぼす空気混入の影響は小さかった。

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