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論文

ナトリウム冷却高速炉における炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶融解過程に関する速度論的検討

菊地 晋; 坂本 寛*; 高井 俊秀; 山野 秀将

日本機械学会2020年度年次大会講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2020/09

原子炉の炉心損傷に至るような過酷事故(シビアアクシデント)を想定した場合、制御材である炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)と被覆管や関連する構造材であるステンレス鋼(SS)との共晶融解が発生する恐れがある。このため、仮にナトリウム冷却高速炉において炉心損傷事故(Core Disruptive Accident: CDA)に至る場合を想定すると、B$$_{4}$$C-SS共晶融解挙動は安全評価上、重要な現象の一つに位置付けられる。本報告では、共晶融解が進展した界面における融解速度を把握することを目的にSSにB$$_{4}$$Cが移行した状態を模擬した低濃度B$$_{4}$$C含有のSSとSSを接触させた浸食試験を実施し、得られたデータから接触界面の反応速度定数を評価した。評価の結果、低濃度B$$_{4}$$C含有のSSとSSによる共晶の反応速度定数は、B$$_{4}$$C-SS共晶の反応速度定数よりも高温域において小さいことが分かった。また、B$$_{4}$$C含有量が少なくなるにつれて速度定数が高温域では、小さくなる傾向が見られた。

論文

Oxide dispersion strengthened steels

鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08

Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。

論文

高速炉設計最適化統合プラットフォームを用いた核-熱連成解析手法の開発

堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 田中 正暁

第25回計算工学講演会論文集(CD-ROM), 4 Pages, 2020/06

高速炉の設計を最適化するため、3次元核特性コード(MARBLE)とプラント動特性解析コード(Super-COPD)をPythonプログラミングによってプラットフォーム上で連成させ、炉心の中性子束分布の時間変化を考慮できる核-熱流動連成解析手法を開発した。本稿では、解析コードの連成方法、実プラントの仮想事故解析への適用結果、今後の展開について概説した。

論文

Oxygen potential and self-irradiation effects on fuel temperature in Am-MOX

生澤 佳久; 廣岡 瞬; 宇埜 正美*

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.321 - 327, 2020/05

放射性廃棄物削減の観点からMA-MOX燃料の研究開発が進められている。MA-MOX燃料の開発には、MA添加が照射挙動に及ぼす影響を明らかにすることが不可欠である。AmのMOXへの添加は、燃料温度を評価する上で重要な物性である蒸気圧および熱伝導率に影響を与える。これは、蒸気圧が燃料の再構成に影響を与え、熱伝導率が燃料温度分布に影響を与えるためである。本研究では、これらの物性に着目し、照射挙動解析コードを用いてAmによる照射中の燃料温度への影響を評価した。Am含量率の増加は、熱伝導率を低下させ、酸化物燃料の酸素ポテンシャルを増加させる。Am含量率の増加により、蒸気圧が増加するため、ポア移動速度が速まり、中心空孔径が拡大する。その結果、中心空孔の形成後においては、Am含有が燃料中心温度に及ぼす影響は軽度であった。また、アルファ崩壊による自己照射は、熱伝導率に影響を与えることが知られている。Amは典型的なアルファ放射性核であるため、Am-MOXの燃料温度を評価するためには、自己照射が熱伝導率に及ぼす影響を考慮する必要があり、その影響を評価した。自己照射によって熱伝導率が低下し、Am含有量が増加すると熱伝導率の低下率が加速されるが、温度上昇に伴って回復する。そのため、自己照射による熱伝導率の低下が燃料中心温度に与える影響はわずかであることが分かった。これらの結果は、従来のMOX燃料と同じ条件下でAm-MOX燃料を照射できることを示唆している。

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

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

Computer code analysis of irradiation performance of axially heterogeneous mixed oxide fuel elements attaining high burnup in a fast reactor

上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*

Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。

論文

炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応試験後の材料分析

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00360_1 - 19-00360_13, 2020/03

我が国で設計されている先進型ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故では、制御棒材料である炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する必要がある。これは、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融移行挙動が簡易計算に基づく反応度推移において大きな不確かさを有するからである。そこで、共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する物理モデルを開発し、それをシビアアクシデントシミュレーションコードに組み込んだ。そこで、その物理モデルの妥当性を確認するため、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融反応可視化試験を実施し、1500$$^{circ}$$Cまで加熱したB$$_{4}$$Cペレットに数kgの溶融SSを接触させた。本試験では、共晶反応の過渡挙動を可視化するとともに、試験後固化物の上部にはB$$_{4}$$C-SS共晶溶融物質があり、密度差により分離したことが示された。試験後材料分析では、X線回折装置と透過型電子顕微鏡を用いて、B$$_{4}$$C-SS接触界面ではFeBが現れ、試験体表面には(Fe,Cr)$$_{2}$$Bは現れることを示した。次に、グロー放電発光分析法を用いてホウ素濃度分布の定量的分析を行ったところ、試験体表面及びB$$_{4}$$Cペレット初期位置に近いところでボロン濃度が高いことが示された。

論文

伝熱管破損伝播事象に対する数値解析コードLEAP-IIIの開発

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00353_1 - 19-00353_6, 2020/03

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

論文

エネルギー安全保障をめぐる政策過程; 高速増殖原型炉もんじゅの性能試験再開を事例として

小伊藤 優子

臨床政治研究, (10), p.1 - 23, 2019/12

本論文は、今後の高速炉開発に関する教訓を得るため、性能試験再開から炉内中継装置の落下トラブル、そして東京電力福島第一原子力発電所事故後に廃止措置が決定されるまでの政策過程について、原子力政策を牽引してきた内閣府と福井県の役割や論点の推移について、議会議事録及び公開資料を用いて史的展開を整理した。そして、国政レベルにおいては政権交代、県政レベルにおいては県知事と県議会の力の不均衡という政治的要因が、国と地方自治体の相関関係を硬直化させたことを明らかにした。以上を踏まえて、既存の政策決定構造下における行為主体の役割及び相互作用について基本的な相似性がある、国家安全保障をめぐる在日米軍基地の整理・統合に携わる行為主体の役割と比較した結果、高速炉開発に関する政策過程については、国政レベル及び県政レベルの政治的要因について調整機能を有するアクターの活動が重要であると考えられる。

論文

今後の高速炉サイクル研究開発; 原子力機構の取組

早船 浩樹; 前田 誠一郎; 大島 宏之

日本原子力学会誌, 61(11), p.798 - 803, 2019/11

2018年12月の原子力関係閣僚会議で決定された「戦略ロードマップ」では、今後の10年程度の開発作業が特定され、その中で原子力機構(JAEA)が果たすべき役割が提示された。これを受けて、JAEAでは、高速炉サイクルの炉システム分野と燃料サイクル分野(再処理技術,燃料製造技術,燃料・材料開発)の当面5年程度の研究開発計画の大枠を作成した。今後は当該研究開発計画を元にしてJAEAとしての主体的な研究開発を推進すると共に、得られた研究開発成果をJAEAが有する各種の試験機能と合わせて民間等の活動に提供すること等を通じて、今後の高速炉開発に対して積極的に貢献していく。本稿では、JAEAの取組方針、これを受けた大枠の研究開発項目の概要(先進的設計評価・支援手法: ARKADIAの整備、規格基準体系の整備、安全性向上技術の開発、燃料サイクル分野の研究開発)、国際協力の活用方針と人材育成、今後の展開について解説した。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Verification of detailed core-bowing analysis code ARKAS_cellule with IAEA benchmark problems

太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.30 - 39, 2019/09

A detailed core-bowing analysis code, ARKAS_cellule, has been developed. The detailed shell model applied to ARKAS_cellule was verified with a conventional beam model for the IAEA benchmark problems. As a result, ARKAS_cellule was properly verified for the thermal bowing analysis of the core. In addition, it was confirmed that ARKAS_cellule simulates the change in duct stiffness with the contact conditions.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 3; Effect of B$$_{4}$$C addition on thermophysical properties of austenitic stainless steel in a liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.853 - 857, 2019/09

溶融混合物316Lステンレス鋼(SS316L)及び制御棒材の熱物性は、ナトリウム冷却高速炉を含む原子力プラントのシビアアクシデント時の炉心崩壊のメカニズムを示すコンピュータ模擬コードの開発に必要である。まず、示差走査熱量測定によりSS316LにB$$_{4}$$Cを追加した際の固相線温度及び液相温度を計測した。溶融316L及びB$$_{4}$$Cを含む溶融316Lの密度,表面張力,垂直分光放射率,比熱容量,熱伝導率の計測には静磁場での電磁浮上技術が用いられた。B$$_{4}$$C追加による物性への影響の研究は10mass%まで行われた。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 5; Validation of a multi-phase model for eutectic reaction between molten stainless steel and B$$_{4}$$C

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.47 - 51, 2019/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において、原子炉臨界は共晶反応後の反応度変化による影響を受けるため、共晶溶融反応の研究が重要となる。本研究は、高速炉安全評価コードSIMMER-III及びB$$_{4}$$Cを溶融ステンレス鋼(SS)プールに浸漬させる新しい実験を元に開発されたモデルを使った、検証解析の第一段階である。実験による模擬結果から、共晶材料再配置の全体挙動が明らかとなった。共晶反応では固体B$$_{4}$$C及び液体SSを消費し、その後、溶融SSが高温であることから反応の早い段階で液体共晶組成が生成された。溶融プール内で共晶材が動くことで、ホウ素が再分布した。プール内のホウ素濃度は、溶融SSが固体になった後に計測した。模擬結果は、ホウ素が溶融プール上部で堆積する傾向にあることを示しているが、これはプール内でより軽いホウ素に働く浮力によるものである。本研究では、共晶反応挙動の温度感度を調べるためB$$_{4}$$Cペレット及びSSの初期温度を変えて、パラメータ研究も行っている。

論文

Establishment of guideline for credibility assessment of nuclear simulations in the Atomic Energy Society of Japan

田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08

現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高速炉サイクル技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2019-004, 47 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-004.pdf:2.32MB
JAEA-Evaluation-2019-004-appendix(CD-ROM).zip:14.87MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」等に基づき、平成30年9月21日に第3期中長期計画における「高速炉サイクル技術の研究開発」に関する中間評価を、高速炉サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構の平成27年度から平成30年度までの4年間における「高速炉サイクル技術の研究開発」の進捗状況や成果等に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき中間評価を実施した。そして、中間評価の結果は、評価理由及び意見・提言を含めて整理された報告書(答申書)にまとめられた。本報告書は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」に基づき、研究開発評価の評価情報の国民への積極的な発信を目的として発行するものであり、高速炉サイクル研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価項目について記載し、同委員会により提出された中間評価の報告書(答申書)を添付した。

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

Impact of safety design enhancements on construction cost of the advanced sodium loop fast reactor in Japan

加藤 篤志; 向井田 恭子

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

革新技術に採用による建設費の削減を図った日本の先進ナトリウム冷却高速炉について、東京電力福島事故後の安全対策強化を図った概念を構築するとともに、その建設費への影響を評価したものである。加えて、商用フェーズにおける建設費について、他の公開文献で得られる実績値や評価地を元に、安全対策による建設品増加を考慮しても、軽水炉に比肩する経済性を確保できる可能性があることを示すものである。

論文

Comparison of sodium fast reactor core assembly seismic evaluation using the Japanese JAEA/MFBR/MHI and French CEA simulation tools

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 原田 英典*; Saunier, P.*; Martin, L.*; Gentet, D.*; Dirat, J.-F.*; Collignon, C.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

2014年から実施している日仏ASTRID協力の一環として、日仏で炉心耐震評価を実施している。本研究では、日仏双方のシミュレーションツールを使用してASTRID炉心を対象とした地震時における炉心構成要素の水平挙動を評価した。評価の結果、日仏双方の結果がよく一致することを確認した。

論文

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

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