PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 千葉大学*

JAEA-Review 2025-038, 84 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-038.pdf:6.08MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和5年度に採択された研究課題のうち、「PCV気相漏洩位置及び漏洩量推定のための遠隔光計測技術の研究開発」の令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、ライダーをはじめとする遠隔光計測システムにより漏洩箇所の位置を特定するとともに、その位置における漏洩の可視化手法を開発することを目的としている。ライダーは視線方向に距離分解することができ、建屋内での壁面・配管とその周囲の気相分子(窒素N、水蒸気HOなど)及び浮遊粒子(エアロゾル)からの信号を分離して観測することができる。また、レーザー光と高感度画像センサーを組み合わせたフラッシュライダー並びに光波の干渉を利用した高感度のシアログラフィーによって、漏洩箇所の画像化・可視化を図り、漏洩量の推定を目指す。これら複数の手法の比較を通じて、漏洩箇所を特定する際の位置分解能と可視化可能な漏洩量の検出下限を明らかにする。

ジオポリマー等によるPCV下部の止水・補修及び安定化に関する研究(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2025-008, 134 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-008.pdf:10.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「ジオポリマー等によるPCV下部の止水・補修及び安定化に関する研究」の令和3年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和5年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。燃料デブリ取り出しを行うためには、PCV水位制御のためドライウェル下部の止水や補修を行う必要がある。そこで本研究では、改良したジオポリマー等によりジェットデフレクター等を止水し、併せてドライウェル下部を補修する施工法を実験及びシミュレーションにより評価した。また、ジオポリマーにより被覆される燃料デブリ性状を把握した上で、廃棄体としての長期寿命を評価した。この結果、ジオポリマーを活用することにより、施工から廃棄物管理までを考慮したPCV下部の止水及び補修工法が可能であるとの見通しを得た。

Effectiveness evaluation of the measures for improving resilience at ultra-high temperatures

小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉を対象として、設計想定を超える超高温によって破損や損傷が生じた場合でも、その拡大を抑制する技術を用いて原子炉構造のレジリエンスを向上させる対策を構築するとともに、その対策の有効性を評価した。超高温状態に至る事故進展に対して炉心損傷を防止するには、原子炉容器の加圧防止対策と炉心冷却対策の両方が必要となる。炉心冷却対策として、原子炉容器からの輻射熱伝達を促進しCV外面を自然対流により冷却する炉心冷却概念(CVACS)を構築した。事故進展の不確かさとレジリエンス向上策の成否について検討し、当該対策の有効性を評価する方法としてPRAを活用し、イベントツリーにおける分岐確率を評価して、炉心損傷頻度の低減効果を有効性評価の指標とする方法を構築した。CVACSによる炉心の冷却性を評価するとともに、構造解析及び人間信頼性評価の結果を反映して炉心冷却の成功確率を評価し、超高温に対するレジリエンス向上策の有効性を定量的に評価した。既存の対策に加えてレジリエンス向上策を講じることにより、LOHRSを起因として炉心損傷に至る頻度を従来の1/100程度に低減した。

Advances in the analysis and management of accidents and future challenges; The OECD/NEA WGAMA

中村 秀夫; Bentaib, A.*; Adorni, M.*

Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.5668 - 5678, 2023/08

https://doi.org/10.13182/NURETH20-40641

The OECD NEA Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA) is responsible for activities related to potential accidental situations in nuclear power plants address the safety aspects of existing reactors and emerging safety challenges to enable safety design and operation of advanced nuclear technologies, including those for SMRs. The WGAMA objective is to assess and, where necessary, strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPPs, and to facilitate international convergence on safety issues and accident management analyses and strategies. The achievements of WGAMA have been outstanding in preparing technical reports, becoming reference materials, and in organizing workshops and conferences to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics (T/Hs), CFD and severe accidents. This paper aims to review and summarize the recent WGAMA activities and outcomes, as well as future perspectives, focusing on nuclear reactor T/Hs safety analysis in water cooled reactors and possible applications to advanced designs.

燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2022-040, 70 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-040.pdf:3.17MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和3年度に採択された「燃料デブリ取り出しのための機械式マニピュレータのナビゲーションおよび制御」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、未知環境での衝突対応の為の機械的可変インピーダンスアクチュエータを用いたロボットマニピュレータの開発および効率的な探査・廃止措置のための人工知能を使った制御手法の構築に取り組む。従来調査では困難だった開口部から奥の領域における調査を行う他、先端部のグリッパーで、ペデスタルの底部に存在する小石状の燃料デブリの回収を目指す。ペデスタル内部の環境制約に対応する為のマニピュレータ機構と遠隔操作システムの開発に取り組む。令和3年度は、最適なマニピュレータのパラメータ設計とナビゲーションアルゴリズムの開発に取り組んだ。シミュレーションソフトウェアの選定や環境構築をした。英国チームとの協議のもと、要求寸法やペイロード、アクチュエータ要求諸元や構造検討を行った。ビジュアルサーボや遠隔操作インターフェースの検討準備を行った。電装系やソフトウェアシステムの構成を決めた。英国チームや外部アドバイザとの隔週ミーティングなど密な連携のもと、研究を推進した。年度末には、東京大学とミュンヘン工科大学(TUM)主催の国際ワークショップにて、プロジェクト紹介の口頭発表を行った。

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2021-042, 115 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-042.pdf:5.18MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」の平成30年度から令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和2年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共同研究で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2019-040, 77 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-040.pdf:4.61MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」について取りまとめたものである。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200m510m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共研で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。

Verification of alternative dew point hygrometer for CV-LRT in MONJU; Short- and long-term verification for capacitance-type dew point hygrometer (Translated document)

市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*

JAEA-Research 2017-001, 40 Pages, 2017/03

JAEA-Research-2017-001.pdf:5.19MB

日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件:空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい試験規定」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度:2.04C)を長期間にわたり有することを確認した。

Tensile and fatigue strength of free-standing CVD diamond

Davies, A. R.*; Field, J. E.*; 高橋 幸司; 羽田 一彦

Diamond and Related Materials, 14(1), p.6 - 10, 2005/01

https://doi.org/10.1016/j.diamond.2004.06.015

化学気相成長(CVD)法で合成する人工ダイヤモンドは、近年、特に電子デバイス分野への応用が期待されている。核融合分野では高周波加熱装置の真空窓材として使用する。その真空窓は、真空容器と同じ境界をなすことから、安全性及び構造健全性を示す必要がある。そのためのデータを得るべく3点曲げによる強度試験及び疲労試験を行った。その結果、基盤側及び成長側の強度は、それぞれ69090MPa及び28030MPaであることが判明した。また、疲労強度は、破壊強度の89%で10回の繰り返し荷重を加えても破壊することは無く、健全性を示した。

Thermal diffusivity/conductivity of Tyranno SA fiber- and Hi-Nicalon type S fiber-reinforced 3-D SiC/SiC composites

山田 禮司; 井川 直樹; 田口 富嗣

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.497 - 501, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.109

先進的核融合炉のブランケット用構造材料として高いポテンシャルを有しているSiC繊維強化型SiC複合材料(SiC/SiC)には、高熱負荷下で発生する熱応力をできるだけ低減するため、高い熱伝導率を持つことが期待されている。最近開発された高性能SiC繊維(チラノSA繊維,ハイニカロンタイプS繊維)を用いて、3次元織布並び2次元不織布を作製し、CVI及びPIP/CVIによりSiC/SiC複合材料を作製し、その熱伝導率を測定した。チラノSA繊維強化の場合、室温において3D CVIでは40-50W/mK、3D PIP/CVIでは35-40W/mK、1000Cにおいてそれぞれ、25, 17W/mKの値が得られた。一方、2D不織布の場合、全測定温度範囲で12W/mK以下であった。また、ハイニカロンタイプSでは、35(RT), 20(1000C)W/mKであった。これらの値は、従来のSiC繊維を用いた場合と比較して2ないし3倍高い値であり、新繊維がより高密度,高結晶性を有することに起因するものである。繊維配向比がSiC/SIC複合材料の熱伝導率に与える効果は低い温度ほど顕著であった。