ステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 三好 慶典

日本原子力学会和文論文誌, 6(1), p.10 - 21, 2007/03

http://dx.doi.org/10.3327/taesj.J05.028

施設の安全性を総合的に確認するためには、万が一臨界事故が発生したと仮定した場合の環境影響を定量的に評価することが重要であり、そのためには事故時の印加反応度や反応度添加速度を現実的に模擬し総核分裂数や出力の時間履歴等を解析・評価するための基礎データ及び手法の整備が必要である。計画されているMOX燃料加工施設のMOX粉末調整工程では、密度調整等のためにMOX粉末に対してステアリン酸亜鉛が添加される。ステアリン酸亜鉛は中性子減速効果を有するため、誤操作等によって過剰に添加された場合には、MOX燃料の臨界特性に影響を与える可能性がある。ステアリン酸亜鉛の過剰添加によって、万が一、臨界事象が引き起こされた場合には、ステアリン酸亜鉛は、加熱されて融解や熱分解等の物理・化学的変化を受ける。これらの変化はMOX燃料の核的な動特性に対して影響を及ぼす。また、熱分解によるステアリン酸亜鉛の消費は、臨界事象の停止機構の一つとなりえるものと考えられる。本報では幾つかの熱分析装置を用いてステアリン酸亜鉛の吸発熱特性データ及び熱分解ガス発生特性データを取得するとともに、これらを適用した事故時のステアリン酸亜鉛の熱分解特性評価モデルの検討を行った。

Design of micro-fission chambers for ITER low power operations

西谷 健夫; 山内 通則*; 泉 幹雄*; 草間 義紀

JAERI-Tech 2005-047, 34 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-047.pdf:6.75MB

ITERにおいてマイクロフィッションチェンバーは核融合出力を測定する重要な計測装置の一つである。マイクロフィッションチェンバーは真空容器内に取り付けられるため、高真空及び高温環境下で動作する必要がある。また核発熱とその除熱方法も考慮する必要がある。これまで、ITERの高出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計開発を行ってきたが、今回は低出力運転用のマイクロフィッションチェンバーの設計を実施した。検出器は狭いギャップ内に取り付ける必要性から、全酸化ウラン量を1gになるようにマイクロフィッションチェンバーを並べて1つの検出器とする方式を提案した。12mm径と6mm径の2種類のマイクロフィッションチェンバーを基本要素とする、束型検出器を設計した。核発熱はMCNPコードによって評価した。熱輸送解析の結果、真空容器への熱伝達のみで検出器温度は250C以下にできることを明らかにした。

Evaluation of radiation shielding, nuclear heating and dose rate for JT-60 superconducting modification

森岡 篤彦; 逆井 章; 正木 圭; 石田 真一; 宮 直之; 松川 誠; 神永 敦嗣; 及川 晃

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.115 - 120, 2002/12

http://dx.doi.org/10.1016/S0920-3796(02)00142-4

JT-60の超伝導トロイダルコイル化に伴う改修計画において、放射線遮へい,核発熱,線量の評価を行った。超伝導コイルの核発熱を数種の真空容器を模擬して評価した。その結果、コイルの核発熱への影響が少ない真空容器の構造を決定した。真空容器の構造は、ステンレス鋼の2重壁構造で内部には中性子線を遮へいするために厚さ100mmの水層を、そして、2重壁の外側には線を遮へいするために厚さ26mmのステンレス鋼を設置する構造とした。また、DD放電に伴い放射化による真空容器内の線量について評価した結果、真空容器内にフェライト鋼を採用することで、ステンレス鋼を用いたときに比べて30%近く、放射化量が低減できることがわかった。

Optimization study of coupled hydrogen moderator with extended premoderator

甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 原田 正英; 坂田 英明*; 池田 裕二郎

JAERI-Conf 2001-002, p.786 - 792, 2001/03

http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2001-002-Part2.pdf

これまで、1個の背面プレモデレータを共有する2個のモデレータセットを提案してきた。最高漏洩中性子束となる場所に2個のモデレータが同時に配置されている。また、拡張型プレモデレータは、冷中性子強度をより強くすることが示されており、拡張型プレモデレータの最適化により、さらに中性子強度を高められると考えられる。一方、強度を犠牲にせず、背面プレモデレータを省略して2個のプレモデレータを1個で置き換え可能と考えることもできる。またパルス特性の改善も期待できる。本論文では、主モデレータと拡張型モデレータの最適化を行った。その結果、1個のモデレータを用いた場合において、より高い時間積分、パルスピーク強度が得られ、モデレータ核発熱も低減された。よって、2個のモデレータを1個のモデレータで置き換えるべきであるという結論に至った。

高速炉配管合流部におけるサーマルストライピング条件の解析的検討(IV); 配管合流部下流領域における乱流2次モーメントに関する検討

村松 壽晴

JNC-TN9400 2000-008, 323 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-008.pdf:25.2MB

高速炉の炉心出口近傍では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから、炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると、冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、この熱疲労に対する配慮が必要となる。本研究では、上流側に90°エルボを持つ主配管と枝管から構成される配管合流部でのサーマルストライピング現象について、直接シミュレーションコードDINUS-3による解析的検討を行った。本研究で着目したパラメータは、当該合流部における(a)口径比、(b)流速比、(c)主配管エルボ-枝管間相対角度および(d)レイノルズ数であり、これらパラメータが配管合流部下流領域での乱流2次モーメントの空間分布特性に与える影響を評価した。得られた結果は、次の通りである。(1)流速比()を1.0に固定した条件においては、口径比()が小さいほど乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。(2)口径比()を1.0に固定し、流速比()を主配管内流速の増減により模擬した条件においては、流速比が大きいほど乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。一方、流速比を枝管内流速の増減により模擬した条件(口径比を3.0に固定)においては、流速比が小さほど乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。(3)主配管角()を変化した場合、乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布は大きく変化しない。しかしながら、それらピーク値は、主配管角が180°である場合が最も大きくなる。(4)レイノルズ数(Re)が大きいほど、乱流2次モーメントの主配管内流れ方向の空間分布範囲は広がる。

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明結果について(技術報告)

小山 智造; 藤田 秀人; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 柴田 淳広; 重留 義明

JNC-TN8410 99-027, 423 Pages, 1999/12

JNC-TN8410-99-027.pdf:22.46MB

東海再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日に火災爆発事故が発生した。事故直後から、現場の状況把握・閉じこめ機能の回復・事故の拡大防止に努めるとともに、事故原因の究明のため精力的に調査検討を行ってきた。事故発生後2年間に及ぶ原因究明作業により、事故の原因をほぼ特定するに至った。主たる火災発生原因は、エクストルーダにおける物理的な発熱によりアスファルト混合物がドラムに充てんされる際の温度が異常に高温となったことである。この結果、充てん後の固化体中で緩やかな化学反応が継続し蓄熱発火に至った。エクストルーダ内における物理的な発熱は、エクストルーダに廃液を供給する速度を通常より低速にしたことにより発生した。爆発原因は、火災により換気機能が停止したアスファルト充てん室(R152)内にアスファルト固化体から放出された可燃性ガスが充満し、そこでアスファルト固化体の発火が起きたことによる。本報告ではこれらの事故原因を中心に、事故前・後の施設の状況、事故により放出された放射性物質の量、及び究明活動の結果得られた教訓を示す。

アスファルト固化処理施設火災爆発事故の中期的課題の対応,1; ドラムの熱解析

三浦 昭彦; 今本 信雄

JNC-TN8410 99-044, 189 Pages, 1999/10

JNC-TN8410-99-044.pdf:7.18MB

本報告はアスファルト固化処理施設における火災爆発事故の原因を究明するために実施された種々の解析結果についてまとめたものである。本報告における種々の解析は、放冷試験の結果を参考にして、事故直後(平成9年春から)から実施されたものであり、当時多くの物性値、化学反応系を特定できていなかったため詳細な検討には至らなかったが、本報告の後に実施されたドラム内混合物の解析の基礎となった。これらの解析では、伝熱の理論および安全性評価の理論(Semenovの理論、Frank-Kamenetskiiの理論)を基本としている。したがって、第1編において各解析に共通なこれらの理論についてまとめた。また、第2編において種々の計算結果についてまとめた。これらの計算は各々速報の形式でまとめられたため、作成順にこれを編集してある。また、おもな解析の方法は、まず放冷試験の結果を参考にして固化体モデルの条件を設定した。設定したモデルを使用し、固化体内の全域あるいは一部で発熱が生じた際にどのような温度分布をたどるかを計算した。安全性評価の理論はこれらの発熱・放熱のバランスから、どの程度の発熱が生じれば発熱が放熱を上回り、熱暴走に至るかを評価することができるため、本解析では各々のモデル・解析法における限界発熱量を見積もった。

Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Experiment at Kamaishi Mine TechnicalNote 15-99-02, Experimental results

千々松 正和*; 杉田 裕; 藤田 朝雄; 雨宮 清*

JNC-TN8400 99-034, 177 Pages, 1999/07

JNC-TN8400-99-034.pdf:19.38MB

地層処分における技術開発の観点からは、工学規模での試験によるニアフィールド環境である周辺岩盤の挙動が人工バリアに与える影響の把握および周辺岩盤を含むニアフィールド性能の定量的評価と室内および原位置における大型試験による人工バリアの品質性能の確認を行い、地層処分技術の信頼性向上を図ることが重要となっている。そのため、核燃料サイクル開発機構東海事業所の地層処分基盤研究施設等における工学規模の試験と並行して、原位置試験場において、人工バリアの品質性能の確認およびその実岩盤条件下でのニアフィールド連成挙動を評価することが必要となっている。そこで、実条件でのニアフィールド環境を把握するため釜石原位置試験場において粘土充填・熱負荷試験を実施した。1995年には14本のボーリング孔の試錐を行い、種々のセンサーの設置を行なった。透水試験を実施した後、岩盤の力学物性を取得するために孔内載荷試験を実施した。その後、直径1.7m、深さ5.0mのテストピットの掘削を行なった。ピット掘削中は、試錐孔内に設置した計測機器により、間隙水圧、変位、温度の測定を行なった。その後、1996年にピット内に緩衝材および発熱体を設置し、連成試験を開始した。連成試験としては、ヒーターの加熱を行なう加熱試験を約260日間、ヒーター停止後の減熱試験を約180日間実施した。本論では、加熱試験および減熱試験期間中に岩盤内および緩衝材に設置した計測機器により観測された結果について報告する。また、加熱試験終了時、減熱試験終了時および緩衝材解体時に実施した緩衝材のサンプリング結果についても報告する。

緩衝材の乾燥収縮特性

鈴木 英明*; 藤田 朝雄

JNC-TN8400 99-016, 34 Pages, 1999/03

JNC-TN8400-99-016.pdf:14.8MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおける人工バリアは、ガラス固化体、オーバーパック、緩衝材を基本として構成され、このうち、緩衝材には膨潤性粘土のベントナイトを高密度に締固めた圧縮ベントナイトを用いることが考えられている。圧縮ベントナイトは、地下水の浸潤にともない膨潤し、圧縮ベントナイト中の隙間や隣接する岩盤の割れ目への充填や、非常に低い透水性により地下水の移動を抑制する機能を有している。しかし、ガラス固化体が核種の崩壊により熱を発生するため、圧縮ベントナイトが乾燥し収縮やひび割れを生じた場合には、地下水の部分的な侵入など物質移動抑制の観点から人工バリアの密閉性の低下や機械的強度の低下などが懸念される。本報告書では、圧縮ベントナイトの乾燥収縮特性について報告する。土の収縮現象は、土が水分などの放出によってその体積を現象させることであり、干拓地の地表のひび割れなどは典型的な例である。収縮の程度には土の構造が大きく関与しており、粘性土の特徴的な物理化学的性質の中でも、収縮現象は膨潤現象と並んで基本的な特性のひとつである。実験では、圧縮ベントナイトの供試体を製作する際の初期含水比をパラメータに、乾燥によるひび割れの発生はほとんどないことが分かった。また、供試体の初期含水比が大きいほど、乾燥により体積変化が大きく、収縮限界、線収縮などの収縮定数は初期含水比に依存することが分かった。さらに、乾燥によって生じたひび割れや亀裂の機械的強度への影響を確認するため、乾燥前後の供試体の一軸圧縮強さを比較した。その結果、乾燥後のひび割れを持つ供試体の一軸圧縮強さ、およびE50は湿潤状態の供試体よりも大きく、乾燥によってひび割れが生じた場合でも機械的強度は低下しないことが分かった。

Experimental validation of nuclear heating for ITER structural materials

池田 裕二郎; A.Kumar*; 前川 藤夫; 和田 政行*; 春日井 好己; M.A.Abdou*

Fusion Technology 1998, 2, p.1469 - 1472, 1998/00

ITER R&Dタスクとして、これまでにSS-316,Cu及び黒鉛体系を用いたD-T核融合中性子核発熱実験を実施してきた。得られた実験データを基に、主要構造材料(Be,C,Al,Si,Ti,V,Cr,Fe,Ni,SS-316,Cu,Zr,Nb,Mo,W)の核発熱計算に用いる計算コード及び核データの妥当性を検証し、ITER核設計における不確定性を明らかにした。検討した発熱に直接係わる中性子核データはFENDL-1,2及びJELDL-3.2であった。実験値と計算値を比較した結果、以下のことが示された。(1)黒鉛、Ti,Cr,Ni,Nb及びMoについては全ての計算は概ね妥当である。特に黒鉛については、JENDL/PKA-KERMAファイルが最も良い。(2)Al,Si及びVのFENDL-1に関しては、過大評価が顕著で修正が必要。(3)JENDL-3.2のBeの過小評価、JENDL-3.2及びFENDL-1のWの過大評価については、KERMAデータの再評価が必要である。以上、実験誤差は10%以内であるので本実験解析により有意な計算上の不備と、その原因のほとんどはKERMAデータに問題があることが判明した。