BWR lower head penetration failure test focusing on eutectic melting

山下 拓哉; 佐藤 拓未; 間所 寛; 永江 勇二

Annals of Nuclear Energy, 173, p.109129_1 - 109129_15, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109129

Decommissioning work occasioned by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident of March 2011 is in progress. Severe accident (SA) analysis, testing, and internal investigation are being used to grasp the 1F internal state. A PWR system that refers to the TMI-2 accident is typical for SA codes and testing, on the other hand, a BWR system like 1F is uncommon, understanding the 1F internal state is challenging. The present study conducted the ELSA-1 test, a test that focused on damage from eutectic melting of the liquid metal pool and control rod drive (CRD), to elucidate the lower head (LH) failure mechanism in the 1F accident. The results demonstrated that depending on the condition of the melt pool formed in the lower plenum, a factor of LH boundary failure was due to eutectic melting. In addition, the state related to the CRD structure of 1F unit 2 were estimated.

JPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

土田 大貴; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 原賀 智子; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2022-004, 87 Pages, 2022/07

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内に保管されているJPDR、JRR-3及びJRR-4から発生した放射性廃棄物より分析試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した20核種(H、C、Cl、Co、Ni、Sr、Nb、Tc、Ag、I、Cs、Eu、Eu、U、U、Pu、Pu、Am、Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

Dynamic probabilistic risk assessment of nuclear power plants using multi-fidelity simulations

Zheng, X.; 玉置 等史; 杉山 智之; 丸山 結

Reliability Engineering & System Safety, 223, p.108503_1 - 108503_12, 2022/07

https://doi.org/10.1016/j.ress.2022.108503

Dynamic probabilistic risk assessment (PRA) more explicitly treats timing issues and stochastic elements of risk models. It extensively resorts to iterative simulations of accident progressions for the quantification of risk triplets including accident scenarios, probabilities and consequences. Dynamic PRA leverages the level of detail for risk modeling while intricately increases computational complexities, which result in heavy computational cost. This paper proposes to apply multi-fidelity simulations for a cost- effective dynamic PRA. It applies and improves the multi-fidelity importance sampling (MFIS) algorithm to generate cost-effective samples of nuclear reactor accident sequences. Sampled accident sequences are paralleled simulated by using mechanistic codes, which is treated as a high-fidelity model. Adaptively trained by using the high-fidelity data, low-fidelity model is used to predicting simulation results. Interested predictions with reactor core damages are sorted out to build the density function of the biased distribution for importance sampling. After when collect enough number of high-fidelity data, risk triplets can be estimated. By solving a demonstration problem and a practical PRA problem by using MELCOR 2.2, the approach has been proven to be effective for risk assessment. Comparing with previous studies, the proposed multi-fidelity approach provides comparative estimation of risk triplets, while significantly reduces computational cost.

レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定(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; 東京大学*

JAEA-Review 2022-007, 59 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-007.pdf:2.09MB

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「レーザー蛍光法を用いた燃料デブリ変質相の同定」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、デブリの主要構成元素であるウランに着目し、酸化的環境で安定な6価ウラン(U(VI))に選択的な時間分解型レーザー蛍光分光(TRLFS)法を用い、様々な条件下でデブリ表面に生成する変質相の同定を行うことを目的とする。特に、極低温での測定を行うことで、さらなる高感度・高分解能測定を実現すると共に、量子化学計算や多変量解析、機械学習を援用することで、多成分、不均質なデブリ変質相の同定に繋げる。令和2年度は、極低温TRLFS測定システムの構築として、令和元年度から継続して、極低温TRLFS測定システムの改良を実施した。また、模擬デブリ試料の変質試験により得られた試料を用いて、極低温TRLFS測定を実施した。模擬燃料デブリ変質試験と変質相の同定においては、令和元年度から継続して、模擬デブリ試料の変質試験を行い、得られた試料を極低温TRLFS測定に供した。測定結果と参照試料ライブラリを比較して、異なる条件で模擬デブリ表面に生成する変質相を多変量解析や機械学習を用いて同定した。

//線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現; ナノバブルを用いた新規防食技術の開発(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; 東北大学*

JAEA-Review 2022-002, 85 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-002.pdf:3.39MB

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、令和2年度に採択された「//線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現:ナノバブルを用いた新規防食技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、デブリ取り出し工程において、既設のPCVならびに新設の負圧維持系設備・配管など重要な閉じ込め機能を担保する鋼構造物の長期信頼性を確保するため、線放出核種/線放出核種と鋼材が接触共存する濡れ環境における腐食現象を初めて明らかにして腐食速度を予測する技術を構築するとともに、PCV等への基本的な適用性に優れ、かつ、副次影響の無い新規防食技術を開発する。具体的には、(1)線/線/線の影響を網羅したラジオリシス解析モデルの構築、(2)線放出核種/線放出核種を用いた電気化学試験(ホット試験)と系統的な腐食予測・検証試験(コールド模擬試験)によるデータベースの構築、(3)それらに基づいてPCVに附設/挿入する新設設備の材料選定指針の提示、(4)不活性ガスナノバブルを用いた系統内広域防食技術の開発を目的とするものである。

衝突板式粉砕機の粉砕特性の解析

川口 浩一; 瀬川 智臣; 石井 克典

粉体工学会誌, 59(6), p.283 - 290, 2022/06

https://doi.org/10.4164/sptj.59.283

日本原子力研究開発機構では、高速炉用燃料製造プロセスにおける規格外ペレットを有効利用するため、これを粉砕して原料粉と混合して再利用する技術の開発を進めている。粉砕前後の粒子径分布を詳細に解析することにより、粉砕粉が粒子径分布の特徴の異なる3種類の成分粒子から構成されることを示した。また、供給粉粒子径分布から粉砕粉粒子径分布を予測する手法について検討した。

Measurements of thermal conductivity for near stoichiometric (UPuAm)O (z = 0.05, 0.10, and 0.15)

横山 佳祐; 渡部 雅; 所 大志郎*; 杉本 理峻*; 森本 恭一; 加藤 正人; 日野 哲士*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101156_1 - 101156_7, 2022/06

https://doi.org/10.1016/j.nme.2022.101156

高レベル放射性廃棄物の減容化の一環として、マイナーアクチニドを含んだ酸化物燃料が高速炉における選択の一つである。しかし、高Am含有MOX燃料の熱伝導率に関する実験データがないために、燃料中のAm含有量が熱伝導率に及ぼす影響は明らかとなっていない。本研究では化学量論組成近傍における(UPuAm)O (z = 0.05, 0.10, and 0.15)の熱伝導率をレーザーフラッシュ法を用いて室温から1473Kまでの範囲で測定した。結果として、熱伝導率はAm含有量が増加するに従い低下する傾向を示し、1473Kまでは古典的フォノン輸送モデル((A+BT))に従うことが明らかとなった。係数AはAm含有量に比例して増加する傾向を示し、U及びAmが固溶することによるイオン半径の変化がフォノン伝導に影響したためであると考えられる。係数BはAm含有量に依存しない傾向を示した。

(Copepoda) from a deep sediment-trap; Abundance and implications for ecological and biogeochemical studies

池上 隆仁*; 乙坂 重嘉*; 本多 牧生*; 喜多村 稔*; 三野 義尚*; 成田 尚史*; 小林 卓也

Frontiers in Marine Science (Internet), 9, p.884320_1 - 884320_11, 2022/05

https://doi.org/10.3389/fmars.2022.884320

2011年8月5日から2013年6月23日の期間において日本の太平洋沖に設置したセディメントトラップで採取されたメソ動物プランクトンスイマー(沈降粒子ではなく、能動的にトラップに入ってきた動物プランクトン)の季節変動を解析した。スイマーのほとんどはNeocalanus cristatus(亜寒帯域を代表するカイアシ類で成長に伴い深層に潜る(季節的鉛直移動))と中深層に生息するメソ動物プランクトンであり、トラップの設置水深の動物プランクトン相をよく反映していた。観察されたNeocalanusの成長段階はすべて亜成体成体であることから、Neocalanusの個体数フラックスは季節的鉛直移動に伴う鉛直方向のフラックス(アクティブフラックス)と見なすことができる。Neocalanusのアクティブフラックスによる炭素輸送量を計算したところ、北太平洋の外洋域の沈降粒子による有機炭素フラックスに匹敵した。

Simulation of the self-propagating hydrogen-air premixed flame in a closed-vessel by an open-source CFD code

Thwe, T. A.; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 永石 隆二; 門脇 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(5), p.573 - 579, 2022/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1990153

高レベル放射性合水廃棄物容器内発生している水素の燃焼及び爆発の危険性について注意する必要がある。本研究では、密閉容器内での水素燃焼の特性を調査するためにオープンソースコードOpenFOAMを使用してシミュレーションを行い、初期火炎速度の影響による火炎面の挙動を調べた。初期の層流火炎速度が増加すると、火炎の半径,圧力,温度が増加し、流体力学的効果によりセル状火炎形状は堅牢になったことが分かった。コードの検証分析のために既存の水素-空気爆発実験から導出した火炎速度モデルをコードに実装し、火炎面に格子解像度の影響を明らかにした。格子サイズが小さくなると、火炎面のセル分離がより明確に形成され、火炎半径が大きくなった。シミュレーションによって得られた火炎半径とセル状火炎面は実験結果と合理的に一致した。

Preliminary experiment in a graphite-moderated core to avoid full mock-up experiment for the future first commercial HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/05

As a commercial reactor require high economic efficiency, the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) would be a more attractive proposition if a full mock-up experiment for the first commercial HTGR could be avoided in the future. In this paper, preliminary experiments were conducted in order to obtain basic core characteristics data, such as the criticality, necessary to demonstrate the applicability of a generalized bias factor method to neutronic design of HTGR. The graphite-moderated core with only highly enriched uranium fuels in the B-rack of Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) was configured as a reference core. The C/E-1 values (Calculation/Experiment -1 values) for the keff values at the three critical states and the thermal neutron spectra with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. The result shows that the keff values are overestimated for JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 by 0.14% - 0.18%, while they are underestimated for JENDL-4.0 by 0.07% - 0.09%. The calculation result with JENDL-4.0 shows a slightly better agreement with this experiment than the others. In addition, the thermal neutron spectrum calculated with ENDF/B-VIII.0 is softer than the others. The Thermal Scattering Law (TSL) data of graphite stored in ENDF/B-VIII.0 suggests that the thermal neutron spectrum become softer than that of traditional TSL data stored in the others. The core characteristics of the reference core, which are necessary for future studies, were obtained.