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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

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

太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 西 剛史*; 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.858 - 860, 2019/09

粘度計測装置を開発した。ステンレス鋼(SS)合金等の低粘度金属の取扱は難しいことから、高温溶融合金の粘度測定は難しいことが知られている。本研究では最初の段階として、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼の粘度を、高温溶融合金の計測に適したるつぼ回転振動法により計測し、粘度計測装置の性能を確認している。溶融金属を入れたつるぼを吊るし、電磁的回転振動を与えたが、溶融金属の摩擦により、振動は弱まった。粘度は振動時間と対数減少から判断される。るつぼは、ミラーブロック,アルミ製の慣性ディスクに接続されており、全体は白金-ロジウム合金製のワイヤで吊られている。レーザー光線をミラーに照射し、その反射光を光センサで検知し、その後、溶融金属の対数減少を決定した。溶融Niと溶融SSの粘度は1823Kであった。この結果における溶融Ni及びSSの粘度数値は、溶融Ni及びSSの文献値に近く、この計測装置を使って溶融合金の粘度を計測する。溶融SS合金の粘度の濃度依存性は今後明らかにされる。

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 B$$_{4}$$C decoupler with burn-up reduction aiming at 1-MW pulsed neutron source

大井 元貴; 勅使河原 誠; 原田 正英; 池田 裕二郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.573 - 579, 2019/07

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

パルス中性子源において、減速材から放出される中性子パルスを細くして、エネルギー分解能を向上させるためにデカップラーと呼ばれる中性子吸収材が使用される。カドミウムとB$$_{4}$$Cはデカップラーとして広く使用されている。しかしながら、B$$_{4}$$Cは中性子吸収に伴うホウ素の燃焼とヘリウムガスの生成のために、MW級中性子源においては、その使用は困難であると考えられてきた。この問題を解決するために、B$$_{4}$$Cを別の中性子吸収材で挟むプレデカップラーの概念を導入し、B$$_{4}$$Cの中性子吸収の削減を目的として、簡易的なモデルを使用した計算により、プレデカップラーのB$$_{4}$$Cデカップラーの燃焼に対する影響について計算を行った。結果として、カドミウムプレデカップラーにより中性子強度の減少なしに、B$$_{4}$$Cの中性子吸収を60%削減する効果がみられた。また、プレデカップラーにより、B$$_{4}$$Cのガススウェリングは、三分の一に抑えられる。

論文

ステンレス鋼-B$$_{4}$$C溶融混合物の系統的な粘度測定を目指したニッケルおよびステンレス鋼の粘度測定

小久保 宏紀*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

日本金属学会誌, 82(10), p.400 - 402, 2018/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント評価手法の改良のため、ステンレス鋼と炭化ホウ素(SUS316L+B$$_{4}$$C合金)で構成される溶融混合物の粘度を取得することは重要である。本研究では、最初の段階として粘度計測装置の性能確認のため、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼(SUS316L)の粘度を、るつぼ回転振動法により計測することにした。溶融NiとSUS316Lの粘度は1823Kまでを測定した。測定値のバラつきから、溶融NiとSUS316Lの測定誤差はそれぞれ$$pm$$4%と$$pm$$3%であった。また、溶融NiとSUS316Lの測定値は同様の組成をもつ文献値に近いことが分かった。さらに、SUS316L-B$$_{4}$$C合金の粘度も暫定的に計測できた。本研究によりNiとSUS316Lの粘度のフィッテイング式を得た。

論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1014 - 1019, 2018/04

本研究では、静磁場での電磁浮遊法を用いてSUS316Lと5mass%-B$$_{4}$$C含有SUS316Lの密度, 表面張力, 輻射率, 比熱及び熱伝導率を測定した。

論文

Release behavior of Cs and its chemical form during late phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

日高 昭秀; 横山 裕也

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2017 (AWC 2017) (USB Flash Drive), p.29 - 42, 2017/09

福島第一原子力発電所事故後期に東海村で測定された空気中のCsの性状が3月30日にガス状から粒子状に変わったことに関し、B$$_{4}$$C制御材を用いたPhebus FPT3実験やWSPEEDIコードによるソースターム逆算の結果を参照して、CsOHがB$$_{4}$$C起源のH$$_{3}$$BO$$_{3}$$と反応して生成するCsBO$$_{2}$$が再蒸発したことが原因であること、また、CsBO$$_{2}$$は環境中に放出後、逆反応を起こし、H$$_{3}$$BO$$_{3}$$が水に溶けたことがBの測定を難しくしているとの仮説を提案した。本仮説に基づく計算は、3月20日以降の炉心冷却注水量の最適化に伴う温度上昇時の環境中への放出量増大と合わせ、放出挙動を的確に再現できたが、推論の実証が重要である。今後は、様々な測定データを詳細に分析し、Bの存在を確認することが重要と考える。

論文

Source term analysis considering B$$_{4}$$C/steel interaction and oxidation during severe accidents

石川 淳; 塩津 弘之; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is pursuing the development and application of the methodologies on fission product (FP) chemistry for source term analysis by using the integrated severe accident analysis code THALES2. In the present study, models for the eutectic interaction of boron carbide (B$$_{4}$$C) with steel and the B$$_{4}$$C oxidation were incorporated into THALES2 code and applied to the source term analyses for a boiling water reactor (BWR) with Mark-I containment vessel (CV). Two severe accident sequences with drywell (D/W) failure by overpressure initiated by loss of core coolant injection (TQUV sequence) and long-term station blackout (TB sequence) were selected as representative sequences. The analyses indicated that a much larger amount of species from the B$$_{4}$$C oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO$$_{2}$$) produced by the B$$_{4}$$C oxidation was predicted to dissolve into the water pool of the suppression chamber (S/C), which could largely influence pH of the water pool and consequent formation and release of volatile iodine species.

論文

Thermodynamic evaluation on chemical reaction between degraded nuclear fuel and B$$_{4}$$C control rod in severe accident of LWR

白数 訓子; 倉田 正輝; 小川 徹*

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09

福島第一原子力発電所の過酷事故では、ジルカロイ被覆管や破損燃料が、B$$_{4}$$C制御棒と反応したことが考えられる。BやCは反応性が高く、FPや構造材と様々な化合物を形成することが考えられ、その蒸発挙動への影響や発熱など、B$$_{4}$$C制御材と破損燃料の間の化学反応で想定される様々な懸念に関する評価を熱力学平衡計算により試みた。酸素ポテンシャルは、Bのふるまいに大きく影響し、過酷事故が進展し酸素ポテンシャルが上昇すると、Bは多様な化合物を形成して蒸発する。また、BはSrやCsなど揮発系FP元素の蒸発挙動にも寄与する。Bの存在下では、酸化性雰囲気におけるSrの安定化合物がSr(OH)$$_{2}$$からSrBO$$_{2}$$に変化しSrの蒸発が促進される。

報告書

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC-TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。

報告書

海外出張報告JASPERレビュー会議,米国遮蔽専門家会議

吉田 昌宏

PNC-TN9600 92-004, 252 Pages, 1992/06

PNC-TN9600-92-004.pdf:5.77MB

米国のオークリッジ国立研究所で開催された日米共同大型炉遮蔽ベンチマーク実験計画(JASPER計画)レビュー会議に出席し、日米双方の実験者を交えた解析担当者レベルの打合せにより、 ・実験に密接した解析結果の検討評価 ・日米相互比較による日本固有の解析精度上の課題の摘出 ・モックアップ実験を大型炉設計へ外挿または適用する上での問題点の把握 ・大型炉の遮蔽設計解析手法の高度化に関する技術討論、意見交換 を細部に渡って行った。また、残りの実験項目について、これまでの解析評価を踏まえたレビューを行い、実験体系、測定項目および工程等に関して技術的内容の確認を行った。 米国ワシントン州パスコで開催された米国遮蔽専門家会議(米国原子力学会主催)に出席し、「常陽」で計画中のB4Cを用いた遮蔽集合体の設計研究に関する発表を行った。

口頭

VICTORIAコードを用いたB$$_{4}$$C制御材のFP化学に与える影響に関する解析

塩津 弘之; 石川 淳; 丸山 結

no journal, , 

熱化学平衡計算が可能なシビアアクシデント時放射性物質移行挙動解析コードVICTORIAにB$$_{4}$$Cに関連する化学種及びそれらの熱化学データを追加し、原子炉冷却系内におけるFP(Cs及びI)の化学形や移行挙動に与えるB$$_{4}$$C制御材の影響を解析した。解析の結果、B$$_{4}$$Cが存在する系の場合、より安定なCsの化学形であるCsBO$$_{2}$$の生成に伴い、B$$_{4}$$Cが存在しない系において支配的であったCsOH及びCs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$の生成割合が減少することが示された。Iの化学種に関しては、高温領域においてCsIの生成割合が減少するとともにHIの有意が見られた。

口頭

溶融SUS316-10mass%B$$_{4}$$Cの密度および表面張力測定

東 英生*; 福山 博之*; 山野 秀将

no journal, , 

シビアアクシデント時では事故初期に制御棒が崩落するため、その崩落進展のメカニズムをシミュレートするためには溶融した制御棒材及びその被覆材料の熱物性値が必要となってくる。本研究では、電磁浮遊装置を用いて、制御材の被覆材料であるステンレス鋼(SUS316)に制御棒材であるB$$_{4}$$Cが10mass%混合した融体の密度および表面張力の測定を試みた。

口頭

Evaluation of FP chemistry under severe accident conditions with focus on the effects of BWR control material, 6; Oxidation behavior of B$$_{4}$$C/SS/Zry mixed melts phases

Di Lemma, F. G.; 三輪 周平; 高田 準太郎; 高野 公秀; 逢坂 正彦

no journal, , 

This work describes the oxidation and vaporization behaviors from simple Fe-B phases (Fe$$_{2}$$B, FeB) under steam conditions, which contributes to the experimental determination of boron (B) release kinetics from complex B-containing complex melts (B$$_{4}$$C/SS/Zry) during a severe accident. The oxidation and vaporization behavior of these samples was found to be influenced by their B/Fe ratio and by the formation of Fe-B-O compounds.

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,1; プロジェクト全体概要

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 江村 優軌; 倉田 正輝; 東 英生*; 福山 博之*; 西 剛史*; 太田 弘道*; Liu, X.*; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応実験及び材料分析、共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを立ち上げた。ここでは、プロジェクト全体概要及び初年度(平成28年度)の進捗概要について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,5; 5mass%B$$_{4}$$C-SS共晶溶融物の粘度測定

西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将

no journal, , 

炭化ホウ素(B$$_{2}$$C)とステンレス鋼(SS)の溶融混合物の粘度データはシビアアクシデント解析に必要不可欠である。本研究では、るつぼ回転粘度計による5mass%B$$_{4}$$C-SS共晶溶融物の粘度測定に着手した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,4; 5mass%B$$_{4}$$C-SS共晶溶融物の放射率、熱容量、熱伝導率測定

東 英生*; 福山 博之*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: B$$_{4}$$)と原子炉構造材(ステンレス鋼: SS)の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、超高温熱物性計測システム(PROSPECT)を用いたレーザーイメージング密度測定法および液滴振動法により、5mass%B$$_{4}$$C-SS系融体の密度および表面張力の測定を行った結果について報告する。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,3; 5mass%B$$_{4}$$C-SS共晶溶融物の密度、表面張力測定

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: B$$_{4}$$C)と原子炉構造材(ステンレス鋼:SS)の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、超高温熱物性計測システム(PROSPECT)を用いたレーザーイメージング密度測定法および液滴振動法により、5mass%B$$_{4}$$C-SS系融体の密度および表面張力の測定を行った結果について報告する。

口頭

B$$_{4}$$C含有ステンレス鋼融体の熱物性計測

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: B$$_{4}$$C)と原子炉構造材(ステンレス鋼: SS)の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、超高温熱物性計測システム(PROSPECT)を用いたB$$_{4}$$C-SS系融体の熱物性測定を行った結果について報告する。

口頭

るつぼ回転粘度計による溶融ステンレス鋼の粘度測定装置の整備

小久保 宏紀*; 太田 弘道*; 西 剛史*; 山野 秀将

no journal, , 

炭化ホウ素(B$$_{2}$$C)とステンレス鋼(SS)の溶融混合物の粘度データはシビアアクシデント解析に必要不可欠である。本研究では、その粘度を計測するために、まず母合金であるSUS316Lを用いて、るつぼ回転粘度計を整備した。

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