Mass transfer inside narrow crevice of SUS316L in high temperature water

山本 正弘; 相馬 康孝; 五十嵐 誉廣; 上野 文義

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/09

SUS316L材のBWR環境中でのSCC挙動解明のために、種々のすきま幅を持った資料の高温水中での物質移動係数を評価した。試料は5mから100mのすきま幅を持つSUS316L材を用い、8ppmの溶存酸素条件で試験した。試験後表面は、レーザーラマン分析法で評価し、電気化学反応と英道拡散を練成させたコムソルマルチフジックスソフトによる計算機シミュレーションも併せて実施した。すきま内の導電率は外部の100倍以上高く、その理由はすきま内で酸素が枯渇した環境でのFeの存在であることを明らかにした。

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

http://dx.doi.org/10.1080/00223131.2017.1384705

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、U, Np, Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

Analytical study of the applicability of FeCrAl-ODS cladding for BWR

高野 渉*; 草ヶ谷 和幸*; 後藤 大輔*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

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

http://www.wrfpm2017.org/upload/draft_file/F-032-PD1.pdf

事故耐性燃料の一つである酸化物分散強化したFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS)に着目した。FeCrAl-ODSは、BWRに適用できる見通しはあるものの、相対的に高い中性子吸収が補償されなければならない。我々は、中性子経済性に対するインパクトを減らすための薄肉FeCrAl-ODS被覆管を設計し、薄肉FeCrAl-ODS被覆管で構成される99型先進沸騰水型軽水炉(ABWR)バンドルを装荷した時の、炉心の特性を評価した。ウォーターロッドやチャンネルボックスにも薄肉FeCrAl-ODSを適用した。解析の結果、FeCrAl-ODS炉心反応度は、UO燃料を上限の5wt%までウラン濃縮度を増加させることで十分な値が得られることを確認した。さらに、幾つかの代表的なFeCrAl-ODSの炉心特性をジルカロイ炉心の時と比較し、通常時及び過渡時の薄肉FeCrAl-ODS被覆管の熱機械的挙動は許容できる範囲にあることも確認した。これらの結果から、本研究の解析条件の範囲においては、FeCrAl-ODSがBWRに適用できると結論される。

Source term analysis considering BC/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 (BC) with steel and the BC 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 BC oxidation was produced in TB sequence than TQUV sequence. More than a half of carbon dioxide (CO) produced by the BC 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.

Failure evaluation analysis of reactor pressure vessel lower head in BWR due to severe accident

加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 逢坂 正彦

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

BWR下部ヘッドの形状の複雑さによる不均一な温度や応力分布を求めるために、制御棒駆動系配管やシュラウドサポートも考慮した圧力容器下部ヘッドの詳細3次元モデルを構築し、汎用有限要素法コードANSYS Fluent/Mechanicalを用いて溶融プールの3次元熱流動解析及び下部ヘッドのクリープ変形解析を実施した。その結果、BWR下部ヘッドの内面からの溶融と外面からのクリープが重畳する破損が生じる可能性が示唆された。

Results and progress of fundamental research on fission product chemistry; Progress report in 2015

逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.*; 鈴木 知史; 宮原 直哉; 小畠 雅明; 岡根 哲夫; 鈴木 恵理子

JAEA-Review 2016-026, 32 Pages, 2016/12

JAEA-Review-2016-026.pdf:6.18MB

シビアアクシデント時の軽水炉内の各領域における核分裂生成物(FP)化学に関するデータベースの構築、及びそれらに基づくFP化学モデルの改良を目的として、2012年度よりFP化学挙動の解明に向けた基礎研究を開始した。研究成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉研究開発及び軽水炉安全性向上のための基礎的知見として反映する。1F特有の課題やソースターム関連研究における優先度を考慮して、FP挙動に与えるホウ素(B)放出速度及び熱水力条件の影響、構造材へのセシウム(Cs)化学吸着・反応挙動、FP化合物の熱力学及び熱物性データベースの拡充、及びFP挙動再現及びFP含有化合物の化学形直接測定のための実験・解析技術確立の4つの研究項目を設定した。本報告書は、FP化学挙動の解明に向けた基礎研究の2015年の研究成果及び進捗を述べるものである。2015年の成果として、FP放出移行挙動再現実験装置の導入を完遂したことが挙げられる。また、Cs化学吸着に関しての有用な基礎的知見を取得した。4つの研究項目に加えて、1F炉外サンプル分析によりFP挙動を評価するための試みについても検討した。

Bayesian nonparametric analysis of crack growth rates in irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environments

知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝

Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10

http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.07.015

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力()、応力拡大係数()、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。

Hard X-ray photoelectron spectroscopy study for transport behavior of CsI in heating test simulating a BWR severe accident condition; Chemical effects of boron vapors

岡根 哲夫; 小畠 雅明; 佐藤 勇*; 小林 啓介*; 逢坂 正彦; 山上 浩志

Nuclear Engineering and Design, 297, p.251 - 256, 2016/02

http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2015.10.029

Transport behavior of CsI in the heating test, which simulated a BWR severe accident, was investigated by hard X-ray photoelectron spectroscopy (HAXPES) with an emphasis on the chemical effect of boron vapors. CsI deposited on metal tube at temperatures ranging from 150C to 750C was reacted with vapor/aerosol BO, and the chemical form of reaction products on the sample surface was examined from the HAXPES spectra of core levels, e.g., Ni 2p, Cs 3d and I 3d levels, and valence band. For the samples at 300C, while the chemical form of major product on the sample surface without an exposure to BO was suggested to be CsI from the HAXPES spectra, an intensity ratio of Cs/I was dramatically reduced at the sample surface after the reaction with BO. The results suggest the possibility of significant decomposition of deposited CsI induced by the chemical reaction with BO at specific temperatures.

Analysis on split failure of cladding of high burnup BWR rods in reactivity-initiated accident conditions by RANNS code

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志

Nuclear Engineering and Design, 236(2), p.128 - 139, 2006/01

http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.07.009

RIA条件での燃料ふるまいを解析するコードRANNSを開発した。このコードは1本の燃料棒の熱解析とFEM力学解析を行い、温度分布,PCMI接触力,応力歪み分布とそれらの相互作用を計算する。RANNSによる解析はFEMAXI-6の解析による事故直前状態から始める。高燃焼度BWR燃料を用いたFK-10とFK12実験の解析を行い、PCMI過程を詳細に分析した。その結果、ペレットの熱膨張は被覆管の変形を支配し、被覆管は二軸応力状態におかれること,被覆管の熱膨張は内側領域の応力を外側領域より大きく低下させることが明らかとなった。また幅の広いパルスを照射したシミュレーション計算を行い、被覆管の周方向応力値を実験に基づく推定値と比較検討した。

THALES-2コードによるBWR Mark-IIを対象としたレベル3PSAのための系統的なソースターム解析

石川 淳; 村松 健; 坂本 亨*

JAERI-Research 2005-021, 133 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-021.pdf:7.58MB

原研では、Mark-II型格納容器を持つBWRを想定したモデルプラントを対象として、公衆のリスクを評価するレベル3PSAを実施している。その一環として、総合的シビアアクシデント解析コードTHALES-2を用いて、広範な事故シナリオを網羅したソースターム評価を行った。本評価より、(1)格納容器が過圧破損に至る全ての解析ケースで環境へのCsI及びCsOHの放出割合は、0.01から0.1の範囲にあり、格納容器ベントによる管理放出ケースは、過圧破損ケースより1オーダー小さく、D/Wスプレイ復旧ケースは、さらに2オーダー小さい結果であった。さらに、(2)格納容器が炉心溶融より前に破損するか否かによってソースタームに影響を及ぼす支配因子が異なること,(3)AM策の1つである格納容器ベント策は、圧力抑制プールを経由させることができれば、環境へ放出されるヨウ素及びセシウムの低減策として有効であること等の結果及び知見が得られた。