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報告書

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(委託研究); 令和4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; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2024-020, 77 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-020.pdf:3.34MB

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4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2年度に採択された研究課題のうち、「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」の令和2年度から令和4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、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指したものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行った。日本側が担当した燃料デブリマッピングツールの開発では、1)高耐放射線小型高効率中性子センサの開発、2)UUVプラットホームの開発、3)放射線環境シミュレーション及び積算中性子線量計の特性評価を実施した。実施項目1)ではシリコン半導体検出器に微細構造を施して中性子の感度を上げ、ガンマ線の感度を下げたMSNDの特性評価と専用集積回路を開発し、小型高効率中性子センサを実現した。実施項目2)では、燃料デブリマッピングツール構成要素(中性子センサ、水中カメラ、ソナー、LiDAR)が連動するための通信制御系とUUVプラットホームとのインターフェースを完成させた。

報告書

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故での廃液沸騰時の貯槽内化学挙動試解析

吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史

JAEA-Research 2024-007, 24 Pages, 2024/08

JAEA-Research-2024-007.pdf:2.1MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種(RuO$$_{4}$$)が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。RuO$$_{4}$$の発生現象には、廃液の溶媒である硝酸の放射線分解で発生する亜硝酸が沸騰段階でのRuO$$_{4}$$の発生を抑制することが実験的に示されている。この現象を解析的に取り扱うには、廃液の当該事故時の硝酸及び亜硝酸を含めた窒素化合物の化学変化の解析が必要となる。廃液貯槽沸騰模擬コード:SHAWEDでは、硝酸-水-FP硝酸塩系での気液平衡の仮定に基づき廃液の温度上昇、硝酸及び水の蒸発量、気泡破裂に伴う飛沫生成量を計算する。現状の解析では、廃液中の亜硝酸濃度等の変化を模擬できない。より現象に即した模擬を可能にするため当該事故時の施設内の化学的な挙動を解析するSCHERNをSHAWEDと結合させ、放射線分解による亜硝酸の生成も考慮した廃液貯槽内の熱流動挙動解析及び化学挙動解析を同時に可能とするよう改良した。本報では、両計算コードを結合した計算の流れ、両者間でのデータの授受を概説し模擬結果の一例を示す。

論文

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験を対象とした再冠水時の熱的/水理的状態変遷を反映した弾塑性力学解析

伊藤 真司*; 清水 浩之*; 大野 進太郎*; 高山 裕介

土木学会論文集(インターネット), 80(8), p.24-00030_1 - 24-00030_18, 2024/08

放射性廃棄物の地層処分施設の設計検討では、建設・操業段階から閉鎖後長期にわたって生じ得る現象を考慮した力学挙動評価が求められる。このような背景のもと、長期力学解析コードMACBECEの開発を進めている。本研究では、廃棄体の発熱や地下水による再冠水などの過渡的な現象を考慮できるように、不飽和土の弾塑性構成モデルや、熱伝導/浸透流解析との連携機能を導入することで、過渡期から長期まで一貫して評価できる解析コードを構築した。そして、幌延深地層研究センターにおける原位置試験の再現解析を実施し、計測データとの比較・分析により妥当性を確認した。その結果、二次元解析の制約による乖離が一部みられるものの、機能拡張した解析コードは計測データを良好に再現できることがわかった。

報告書

2023年度夏期休暇実習報告

石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; et al.

JAEA-Technology 2024-008, 23 Pages, 2024/07

JAEA-Technology-2024-008.pdf:1.69MB

「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2023年度夏期休暇実習において、3つの大学から5名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、強制冷却機能喪失時の挙動解析、一次冷却系統のヨウ素沈着挙動解析、高温ガス炉用エネルギー貯蔵システムの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。

論文

Sintering behavior analysis of compacted dry recycled U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$O$$_{2}$$ powder using master sintering curve theory

中道 晋哉; 砂押 剛雄*; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 村上 龍敏

Journal of Nuclear Materials, 595, p.155072_1 - 155072_11, 2024/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Using dry recycled powders for uranium and plutonium mixed oxide (MOX) fuel production can reduce unnecessary storage and accountability of nuclear material in facilities. The shrinkage behavior of green compacts of dry recycled powders differs from that of conventional raw powders because the dry recycled MOX powder is obtained from the fabrication scrap of sintered pellets. The shrinkage behavior of dry recycled MOX powder has been investigated by dilatometry. Based on the shrinkage curves, sintering apparent activation energies were evaluated using the master sintering curve (MSC) and the constant rate of heating methods. The obtained values were higher than the energy evaluated for raw powder experiments. The sigmoid sintering prediction equation using the MSC function was constructed. The accumulation of data on the activation energy for various sintering conditions will lead to the wide application of this prediction formula in the future.

論文

Convection and joint characteristics in aluminum alloy melting zone during resistance spot welding of dissimilar Fe-Al material in external magnetic field

船引 雄太*; 伊與田 宗慶*; 菖蒲 敬久; 松田 朋己*; 林 雄二郎*; 佐野 智一*; 他8名*

Journal of Manufacturing Processes, 115, p.40 - 55, 2024/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Manufacturing)

In resistance spot welding (RSW) of Fe and Al alloy, an intermetallic compound (IMC) is formed at the joining interface, and it is known that the joining strength of the joint decreases as the IMC becomes thicker. In this study, the convection behavior in the Al alloy melting zone of an Fe-Al alloy RSW was varied and the effect on the joint characteristics was investigated. For this study, focusing on the electromagnetic force generated in the Al alloy melting zone, the convection behavior in the Al alloy melting zone was changed by adding an external magnetic field using neodymium magnets. In-situ evaluation of the convection behavior using synchrotron radiation and cross-sectional macro-observation of the joint revealed that the addition of an external magnetic field causes a non-axisymmetric change in the convection behavior in the Al alloy melting zone, which results in the deflection of the Al alloy melting zone. The addition of an external magnetic field increases the driving force of convection and homogenizes the temperature field at the joining interface, suggesting that the IMC near the center is formed thin and uniform. Furthermore, from the cross tension test and the observation of the fracture surface of the joint after the test, it was clarified that the CTS of the joint with an external magnetic field was improved by the propagation of cracks into the Al alloy melting zone during the test.

報告書

原子力災害時における避難退域時検査と除染基準に関する調査と考察

外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和; 齊藤 将大

JAEA-Research 2023-011, 78 Pages, 2024/03

JAEA-Research-2023-011.pdf:2.09MB

原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等や使用した車両の汚染状況を確認することを目的として、原子力災害対策重点区域の境界周辺から避難所までの経路途中において避難退域時検査が行われる。その際に、我が国では表面汚染密度の測定によるOIL4=40,000cpmという値が除染を講じる基準として用いられる。しかし、この値が設定された経緯や導出方法については、系統的かつ詳細な記述や説明は公式文書には見受けられず、また原子力防災の専門家でさえも全体に亘って詳細に説明できる人はほとんどいないことを認識した。本報告書では、我が国の避難退域時検査における除染の基準として用いられるOIL4を科学的・技術的に説明するために、その導出方法を調査・推定するとともに、それらの結果について検討と考察を行うことを目的とした。この目的を達成するために、我が国における除染基準を設定する上での根拠を示すとともに、被ばく経路毎の線量基準に対応した表面汚染密度限度を導出する方法を調査・推定した。さらに、我が国におけるOIL4の位置付けと特徴、OIL4の改定時における留意点という観点から、OIL4に関する考察と提言を行った。

論文

Probing deformation behavior of a refractory high-entropy alloy using ${it in situ}$ neutron diffraction

Zhou, Y.*; Song, W.*; Zhang, F.*; Wu, Y.*; Lei, Z.*; Jiao, M.*; Zhang, X.*; Dong, J.*; Zhang, Y.*; Yang, M.*; et al.

Journal of Alloys and Compounds, 971, p.172635_1 - 172635_7, 2024/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.95(Chemistry, Physical)

The grain orientation-dependent lattice strain evolution of a (TiZrHfNb)$$_{98}$$$$N_2$$ refractory high-entropy alloy (HEA) during tensile loading has been investigated using ${it in situ}$ neutron diffraction. The equivalent strain-hardening rate of each of the primary $$<hkl>$$-oriented grain families was found to be relatively low, manifesting the macroscopically weak work-hardening ability of such a body-centered cubic (BCC)-structured HEA. This finding is indicative of a dislocation planar slip mode that is confined in a few single-slip planes and leads to in-plane softening by high pile-up stresses.

論文

Oxidation and embrittlement behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之

Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:41.04(Materials Science, Multidisciplinary)

To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.

論文

Predictive and inverse modeling of a radionuclide diffusion experiment in crystalline rock at ONKALO (Finland)

Soler, J. M.*; Kek$"a$l$"a$inen, P.*; Pulkkanen, V.-M.*; Moreno, L.*; Iraola, A.*; Trinchero, P.*; Hokr, M.*; $v{R}$$'i$ha, J.*; Havlov$'a$, V.*; Trpko$v{s}$ov$'a$, D.*; et al.

Nuclear Technology, 209(11), p.1765 - 1784, 2023/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:80.03(Nuclear Science & Technology)

The REPRO-TDE test was performed at a depth of about 400 m in the ONKALO underground research facility in Finland. Synthetic groundwater containing radionuclide tracers (HTO, Cl-36, Na-22, Ba-133, Cs-134) was circulated for about four years in a packed-off interval of the injection borehole. Tracer activities were additionally monitored in two observation boreholes. The test was the subject of a modelling exercise by the SKB GWFTS Task Force. Eleven teams participated in the exercise, using different model concepts and approaches. Predictive model calculations were based on laboratory-based information concerning porosities, diffusion coefficients and sorption partition coefficients. After the experimental results were made available, the teams were able to revise their models to reproduce the observations. General conclusions from these back-analysis calculations include the need for reduced effective diffusion coefficients for Cl-36 compared to those applicable to HTO (anion exclusion), the need to implement weaker sorption for Na-22, compared to results from laboratory batch-sorption experiments, and the observation of large differences between the theoretical initial concentrations for the strongly-sorbing Ba-133 and Cs-134 and the first measured values a few hours after tracer injection. Different teams applied different concepts, concerning mainly the implementation of isotropic vs. anisotropic diffusion, or the possible existence of Borehole Disturbed Zones around the different boreholes. The role of microstructure was also addressed in two of the models.

論文

Competitive distribution of europium and samarium based on reaction rate-limiting process in nitrilotriacetamide extractant-impregnated polymer-coated silica particles

宮川 晃尚*; 林 直輝*; 岩本 響*; 新井 剛*; 長友 重紀*; 宮崎 康典; 長谷川 健太; 佐野 雄一; 中谷 清治*

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 96(9), p.1019 - 1025, 2023/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:38.77(Chemistry, Multidisciplinary)

本研究では、ニトリロトリアセトアミド(NTA)抽出液を含浸させたポリマーコートシリカ単粒子において、Eu(III)とSm(III)のこれらのイオンを含む溶液中での物質移動機構を明らかにした。質量移動の律速過程は、NO$$_{3}$$$$^{-}$$イオンが関与しないイオンとNTA分子の反応過程であり、これは単一イオン分配系で得られたものと一致した。

報告書

原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査と検討

外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和

JAEA-Review 2023-013, 48 Pages, 2023/08

JAEA-Review-2023-013.pdf:2.11MB

原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等の汚染状況を確認するため避難退域時検査が行われるが、その迅速性を損なわないことが重要である。現状の検査では、車両の指定箇所検査をワイパー部とタイヤ側面で実施し、要員によるGMサーベイメータ等の表面汚染検査用測定器で検査することを基本としている。また、車両の迅速かつ効率的な検査実施のため、可搬型車両用ゲート型モニタの活用も計画されているところである。本報告書では、迅速かつ効率的な避難退域時検査に資するため、原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査を実施した。利用可能な関連文献や情報はごく少数であったが、当該文献等に記載された調査結果を目的に応じて抽出して整理するとともに、避難退域時検査の迅速かつ効率的な運用という観点からその調査結果について検討を行った。

論文

Behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之

Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:80.03(Materials Science, Multidisciplinary)

To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of $$sim$$5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.

論文

Solubility of FeSe$$_{2}$$(cr) at 318 K in the presence of iron

吉田 泰*; 北村 暁; 澁谷 早苗*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(8), p.900 - 910, 2023/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The concentration of Se equilibrated with FeSe$$_{2}$$(cr) was determined by solubility experiments under reducing conditions and 318 $$pm$$ 1 K. Agreement between the solubility data obtained from the over and under saturation directions suggested the attainment of equilibrium. FeSe$$_{2}$$(cr) phase only formed. The log$$_{10}$$$${it K}$$$$^{0}$$ values of -5.0 $$pm$$ 1.4 and -14.9 $$pm$$ 1.5 for the FeSe$$_{2}$$(cr) solubility reactions respectively were determined. Moreover, the selenium solubility was discussed. At the experimental conditions corresponding to the typical pH and Eh of anoxic groundwater and the equilibrium with stable FeSe$$_{2}$$(cr), the Se solubilities were remained as constant in spite of the linear relationship between iron concentrations with pH. This indicated that Se was consumed before the formation of FeSe$$_{2}$$(cr). This behavior indicated that consideration of reaction paths to equilibrium with FeSe$$_{2}$$(cr) is necessary for an estimation of Se solubility for performance assessment in geological disposal system.

論文

中性子回折によるハイエントロピー合金の変形挙動のその場観察

Harjo, S.

日本結晶学会誌, 65(3), p.178 - 182, 2023/08

Observations of deformation behavior of high entropy alloys using ${it in situ}$ neutron diffraction measurements during deformation at various temperatures are reviewed. Neutrons are used to investigate stresses and crystallographic microstructures inside engineering materials, taking advantage of their large penetrating power and the ability to see the arrangement of atoms by diffraction methods. The important structural details of high entropy alloys such as internal stresses, phase conditions, dislocations, texture etc. are discussed in relation to the deformation conditions. Some highlights are introduced: (a) Cooperative deformation in CrMnFeCoNi alloy at ultralow temperatures, (b) Stacking fault energies in CrFeCoNi and CrCoNi alloys, and (c) Load redistribution in eutectic high entropy alloy AlCoCrFeNi$$_{2.1}$$ during high temperature deformation.

論文

X-ray free electron laser observation of ultrafast lattice behaviour under femtosecond laser-driven shock compression in iron

佐野 智一*; 松田 智己*; 廣瀬 明夫*; 寺井 智之*; 掛下 智之*; 犬伏 雄一*; 佐藤 孝弘*; 矢橋 牧名*; 菖蒲 敬久; 他22名*

Scientific Reports (Internet), 13, p.13796_1 - 13796_10, 2023/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Multidisciplinary Sciences)

Over the past century, understanding the nature of shock compression of condensed matter has been a major topic. About 20 years ago, a femtosecond laser emerged as a new shock-driver. Unlike conventional shock waves, a femtosecond laser driven shock wave creates unique microstructures in materials. Therefore, the properties of this shock wave may be different from those of conventional shock waves. However, the lattice behaviour under femtosecond laser-driven shock compression has never been elucidated. Here we report the ultrafast lattice behaviour in iron shocked by direct irradiation of a femtosecond laser pulse, diagnosed using X-ray free electron laser diffraction. We found that the initial compression state caused by the femtosecond laser driven shock wave is the same as that caused by conventional shock waves. We also found, for the first time experimentally, the temporal deviation of peaks of stress and strain waves predicted theoretically. Furthermore, the existence of a plastic wave peak between the stress and strain wave peaks is a new finding that has not been predicted even theoretically. Our findings will open up new avenues for designing novel materials that combine strength and toughness in a trade-off relationship.

論文

Kinetic mass transfer behavior of Eu(III) in nitrilotriacetamide-impregnated polymer-coated silica particles

宮川 晃尚*; 林 直輝*; 崩 愛昌*; 高橋 拓海*; 岩本 響*; 新井 剛*; 長友 重紀*; 宮崎 康典; 長谷川 健太; 佐野 雄一; et al.

Bulletin of the Chemical Society of Japan, 96(7), p.671 - 676, 2023/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.38(Chemistry, Multidisciplinary)

HONTAおよびTOD2EHNTAとして知られるニトリロトリアセトアミド(NTA)抽出剤を含む単一ポリマー被覆シリカ粒子におけるEu(III)の分配機構を検討した。本研究は、「単一の抽出剤を含浸したポリマー被覆シリカ粒子」の機能性を評価・向上させるための貴重なアプローチを提供するものである。

論文

Study on borehole sealing corresponding to hydrogeological structures by groundwater flow analysis

澤口 拓磨; 高井 静霞; 笹川 剛; 打越 絵美子*; 嶋 洋佑*; 武田 聖司

MRS Advances (Internet), 8(6), p.243 - 249, 2023/06

放射性廃棄物の中深度処分では、モニタリング用のボーリング孔内が適切に閉塞されているかを確認するための手法を事前に整備しておく必要がある。そこで本研究では、堆積岩地域を想定し、どのような埋戻し設計条件であればボーリング孔内が有意な移行経路とならないかを把握し、ボーリング孔閉塞に係る確認ポイントを明らかにするため、埋戻されたボーリング孔を有する水理地質構造に対する地下水流動解析を実施した。その結果、ボーリング孔や掘削損傷領域(BDZ)が移行経路とならないための条件として、ベントナイト系材料の透水係数を母岩と同等以下にすること、BDZにグラウトを充填することなどが示された。

報告書

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故のソースターム解析手法の整備

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2023-001, 26 Pages, 2023/05

JAEA-Research-2023-001.pdf:1.61MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。再処理施設のリスク評価の精度向上に資するため、計算プログラムを用いて当該事故時でのソースタームを解析的に評価する手法の整備を進めている。提案する解析手法では、まず廃液貯槽の沸騰をSHAWEDで模擬する。模擬結果の蒸気発生量等を境界条件としてMELCORにより施設内の蒸気等の流れに沿って各区画内の熱流動状態を模擬する。さらに各区画内の熱流動状態を境界条件としてSCHERNを用いてRuを含む硝酸、NO$$_{rm x}$$等の化学挙動を模擬し、施設外への放射性物質の移行量(ソースターム)を求める。本報では、仮想の実規模施設での当該事故を想定して、これら3つの計算プログラム間でのデータの授受を含めて解析事例を示す。

論文

Large-eddy simulation on two-liquid mixing in the horizontal leg and downcomer (the TAMU-CFD Benchmark), with respect to fluctuation behavior of liquid concentration

安部 諭; 岡垣 百合亜

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112165_1 - 112165_14, 2023/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:41.04(Nuclear Science & Technology)

Pressurized Thermal Shock (PTS) is induced potentially by the rapid cooling of the cold-leg and downcomer wall in the primary system of a Pressurized Water Reactor (PWR) due to the initiation of Emergency Core Cooling System (ECCS). Thus, fluids mixing in a horizontal cold-leg and downcomer should be predicted accurately; however, turbulence production and damping often hinders this prediction due to the presence of the density gradients. Hence, the Fifth International Benchmark Exercise, the cold-leg mixing Computational Fluid Dynamics (CFD) Benchmark, was conducted under the support of OECD/NEA. The experiment was designed for visualization of the mixing phenomena of two liquids with different densities. The heavy liquid was a simulant of cold water from ECCS, in a horizontal leg and downcomer. We used the Large-eddy Simulation (LES) to investigate the time fluctuation behaviors of velocity and liquid concentration. The CFD simulation was performed with two turbulence models and three different numerical meshes. We investigated the characteristics of the appearance frequency of the heavy liquid concentration with the statistical method. Based on our findings, we propose further experiments and numerical investigations to understand the fluid mixing phenomena related to PTS.

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