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論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Cryogenic sample environments shared at the MLF, J-PARC

河村 聖子; 高橋 竜太*; 石角 元志*; 山内 康弘*; 中村 雅俊*; 大内 啓一*; 吉良 弘*; 神原 理*; 青山 和弘*; 坂口 佳史*; et al.

Journal of Neutron Research, 21(1-2), p.17 - 22, 2019/05

MLF試料環境チーム低温・マグネットグループは、J-PARC MLFにおいて、利用者の実験のための冷凍機やマグネットの運用を行っている。これまでトップローディング型$$^4$$He冷凍機、ボトムローディング型$$^3$$He冷凍機、希釈冷凍機インサート、超伝導マグネットを導入してきた。これらの機器の使用頻度は、ビーム出力、課題数の増加に伴い、ここ2年間で急激に高くなってきている。この状況に対応するために運用経験を加味しながら、これらの機器の性能向上作業を進めている。例えば、$$^3$$He冷凍機の制御ソフトには、自動の初期冷却および再凝縮のプログラムが備わっていたが、新たに、$$^3$$He potにヒーターを焚くことなくsorbの温度制御のみで$$^3$$He potを温調するプログラムも作成した。また2017年は、超伝導マグネット用に、揺動型ラジアルコリメーター付きのOVCテールを製作した。このラジアルコリメーターの導入によりデータの質は劇的に向上し、中性子非弾性散乱実験でも超伝導マグネットが使用できるようになった。

論文

Evaluation and modelling report of Task 9A based on comparisons and analyses of predictive modelling results for the REPRO WPDE experiments; Task 9 of SKB Task Force GWFTS - Increasing the realism in solute transport modelling based on the field experiments REPRO and LTDE-SD

Soler, J. M.*; Neretnieks, I.*; Moreno, L.*; Liu, L.*; Meng, S.*; Svensson, U.*; Trinchero, P.*; Iraola, A.*; Ebrahimi, H.*; Molinero, J.*; et al.

SKB R-17-10, 153 Pages, 2019/01

SKBタスクフォースは、亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関する国際フォーラムである。WPDE試験はフィンランドのオンカロ地下施設において実施された片麻岩中のマトリクス拡散試験である。複数の非収着性及び収着性のトレーサーを含む模擬地下水が試錐孔の試験区間に沿って注入された。タスク9Aは、WPDE試験で得られたトレーサー破過曲線に対する予測モデリングを行うことを目的とした。複数のチームが本タスクに参加し、異なるモデル化手法を用いた予測解析を行った。この予測解析の重要な結論は、試錐孔の開口部における地下水流動に関連する分散パラメータにモデル化結果が大きく影響されることである。マトリクス拡散及び収着に関連する破過曲線のテール部に着目すると、異なるチーム間の解析結果の差異は相対的に小さい結果となった。モデル化結果は、最終的に実測された破過曲線と比較された。

論文

Conceptual study of an experimental HTGR upgraded from HTTR

後藤 実; 深谷 裕司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

HTTRはJAEA大洗に建設された出力30MWのブロック型高温ガス炉である。1998年に初臨界を達成し、将来のHTGR設計に有用なデータが取得されている。HTTRは日本初の高温ガス炉のため、その設計においては大きな保守性が設定されたが、将来の高温ガス炉の設計においてはHTTRで取得されたデータを利用することで、保守性をより合理的に設定することが可能である。また、設計の改良や新しい技術の導入による炉心の高性能化も期待できる。本報では、核設計における保守性の合理化、設計の改良及び新しい技術の導入によりHTTRに比べて性能が向上した高温ガス試験炉の概念について述べる。

報告書

液体鉛ビスマス共晶合金中の酸素濃度測定実験; 基礎試験とガンマー線照射の影響評価

菅原 隆徳; 北 智士*; 吉元 秀光*; 大久保 成彰

JAEA-Technology 2018-008, 26 Pages, 2018/09

JAEA-Technology-2018-008.pdf:10.35MB

液体鉛ビスマス共晶合金(LBE)を用いた加速器駆動核変換システム(ADS)やJ-PARC核変換実験施設(TEF)のADSターゲット試験施設(TEF-T)等のLBE試験ループにおけるLBE中酸素濃度測定に資するため、2つの基礎的な試験およびガンマー線照射の影響評価を行った。基礎的な試験では、触媒塗布範囲の影響評価およびフリーズシール構造の検討を行った。触媒塗布範囲については、塗布範囲が小さいほど、LBE温度が低い時の測定精度が悪いことが確認された。フリーズシール構造については、0.5MPaの圧力がかかった場合でも、LBE漏洩が防止できる設計を実現した。ガンマー線照射の影響評価については、ex-situの試験を実施し、1kGy/hで4000時間の照射(4MGy)を行っても、ガンマー線照射の影響はほとんどないことを確認した。

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

報告書

幌延深地層研究計画におけるオーバーパック腐食試験; 模擬オーバーパック、緩衝材およびヒーターの製作、設置

中山 雅

JAEA-Technology 2018-006, 43 Pages, 2018/08

JAEA-Technology-2018-006.pdf:5.32MB
JAEA-Technology-2018-006-appendix(CD-ROM).zip:29.19MB

幌延深地層研究計画は、堆積岩を対象に深地層の研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発を実施しており、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施している。平成26年度からは、第3段階の調査研究として、幌延URLの試験坑道3において、オーバーパック腐食試験を実施している。本試験は、幌延の地質環境を事例に再冠水までの過渡期を対象として、セメント影響を考慮した腐食現象を評価することを目的としている。オーバーパックは直径10cm、緩衝材は直径30cmの縮小スケールとし、試験孔には低アルカリ性コンクリート支保を設置した。ヒーターによりオーバーパック内部から加熱して試験を実施している。本報告では、オーバーパック腐食試験において、ヒーターによる加熱および計測開始までに実施した、試験孔の掘削、模擬オーバーパックの製作、コンクリート支保の設置、試験体の設置および各種計測センサーの設置について述べる。

論文

Diffusion behavior of methanol molecules confined in cross-linked phenolic resins studied using neutron scattering and molecular dynamics simulations

首藤 靖幸*; 和泉 篤士*; 萩田 克美*; 山田 武*; 柴田 薫; 柴山 充弘*

Macromolecules, 51(16), p.6334 - 6343, 2018/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:62.22(Polymer Science)

The dynamics of methanol confined in highly cross-linked phenolic resins was investigated using incoherent quasielastic neutron scattering (QENS) and atomistic molecular dynamics (MD) simulations. The QENS analysis for adeuterated phenolic resin and both deuterated and nondeuterated methanol indicated the presence of resin dynamics induced by methanol invasion and confined diffusion of the methanol molecules. QENS results suggested that methanol had a diffusion coefficient of 1.6 $$times$$ 10$$^{-6}$$ cm$$^{2}$$/s, which is 1 order of magnitude smaller than the bulk value (2.3 $$times$$ 10$$^{-5}$$ cm$$^{2}$$/s. The MD trajectories also showed that the methanol diffusion was limited by the resin network, consistent with QENS results in terms of the diffusion coefficient and diffusion-like behavior.

論文

Evaluation of heat removal during the failure of the core cooling for new critical assembly

江口 悠太; 菅原 隆徳; 西原 健司; 田澤 勇次郎; 辻本 和文

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

加速器駆動核変換システム(ADS)の基礎核特性研究のため、J-PARC計画において核変換物理実験施設(TEF-P)の建設が検討されている。本研究では、崩壊熱の大きなマイナーアクチノイド(MA)燃料を多く使用するTEF-Pにおいて、炉心冷却システムが停止した場合の自然冷却特性の評価、及びその際に炉心が損傷しない設計条件検討を行った。TEF-Pの炉心温度評価においては、炉心周辺部の空格子管領域が断熱層として大きく影響を及ぼすことから、空格子管領域の熱伝達特性を測定するモックアップ試験装置を製作して実験を行い、実験的な熱伝達率を得た。この結果を元に、TEF-P炉心の三次元伝熱解析を実施し、制限温度である327$$^{circ}$$Cを下回る294$$^{circ}$$Cという結果を得た。

論文

J-PARC Transmutation Experimental Facility Program

前川 藤夫; Transmutation Expeimental Facility Design Team

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505045_1 - 2505045_4, 2018/05

分離変換技術は、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための有望な可能性を有する。原子力機構では加速器駆動システム(ADS)による分離変換技術の開発を進めており、これを促進するためにJ-PARCの実験施設の1つとして核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、ADSターゲット試験施設(TEF-T)及び核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本講演では、J-PARC TEF建設に向けた施設設計と研究開発に関する最近の進展について述べる。

論文

Comparative study on prediction accuracy improvement methods with the use of integral experiments for neutronic characteristics of fast reactors

横山 賢治; 北田 孝典*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1221 - 1230, 2018/04

複数の積分実験データの情報を核データ(炉定数セット)に反映して設計予測精度向上を図る手法として、炉定数調整法(CA), 拡張炉定数調整法(EA), 最小分散不偏推定に基づく炉定数調整法(MRCA), 次元削減炉定数調整法(DRCA)がある。これらの手法をMARBLEシステムに実装し、実規模の問題に適用した。すなわち、原子力機構で整備してきた約500種類に及ぶ高速炉核設計用の積分実験データベースを使って、代表的な次世代高速炉の核設計予測精度を評価した。この結果、いずれの手法も実規模の問題に適用可能であることを確認した。EAを適用する際には、設計対象炉心の詳細な仕様を決定しておく必要があるので、設計段階に応じてCAとEAを使い分けることを推奨する。また、正規分布に従わないようなデータを利用する場合には、MRCAを使うべきである。一方で、DRCAは、実規模の問題に対しても、理論の示す通りCAとMRCAの両方の結果を再現できることを確認した。したがって、結論としては、CAを使う段階においては、DRCAを使えばよいことになる。また、DRCAにはいくつかオプションがあり、炉定数調整手法や結果を検討する目的にも利用することが可能である。

報告書

J-PARC核変換物理実験施設(TEF-P)安全設計書

原子力科学研究部門 原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビジョン

JAEA-Technology 2017-033, 383 Pages, 2018/02

JAEA-Technology-2017-033.pdf:28.16MB

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物の減容化及び有害度低減のための研究開発を推進している。このうち、加速器駆動システム(ADS)を用いた核変換に係る研究開発を促進するため、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の二期計画として、核変換実験施設(Transmutation Experimental Facility, TEF)の建設が計画されている。TEFは、大強度陽子ビームを液体鉛ビスマスターゲットに入射して核破砕ターゲットの技術開発及び材料の研究開発を行うADSターゲット試験施設(TEF-T)と、陽子ビームをマイナーアクチノイド装荷体系に導入して炉心の物理的特性探索とADSの運転制御経験を蓄積するための核変換物理実験施設(TEF-P)で構成される。本報告書は2つのTEF施設のうちTEF-Pについて、原子炉の設置許可申請のための安全設計についてまとめたものである。

報告書

J-PARC核変換実験施設・ADSターゲット試験施設における鉛ビスマス漏洩事象時の影響評価

岩元 大樹; 前川 藤夫; 松田 洋樹; 明午 伸一郎

JAEA-Technology 2017-029, 39 Pages, 2018/01

JAEA-Technology-2017-029.pdf:2.68MB

J-PARC核変換実験施設のADSターゲット試験施設において、250kW出力ビーム運転時に ターゲットとして使用される鉛ビスマスが鉛ビスマス循環系から漏洩し、放射性物質が排気筒か ら外部へ放出された場合の事業所境界における公衆が受ける被ばく線量について、様々な保守的 仮定を想定しながら評価した。その結果、事業所境界における被ばく量は約660$$mu$$Svであり、その大部分は鉛ビスマスから核破砕生成物として発生する水銀, 希ガスおよびヨウ素による寄与であることがわかった。保守的な事象想定にもかかわらず、被ばく量の合計は一般公衆が受ける年間被ばく量よりも低い値であり、本施設が放射性物質の漏洩に対して十分な安全裕度を持つことが示された。

報告書

幌延深地層研究計画における人工バリア性能確認試験; プラグコンクリートの配合検討

中山 雅; 丹生屋 純夫*; 三浦 律彦*; 竹田 宣典*

JAEA-Research 2017-016, 62 Pages, 2018/01

JAEA-Research-2017-016.pdf:19.99MB

幌延深地層研究計画では、堆積岩を対象に研究開発を実施するものであり、深地層の科学的研究、地層処分技術の信頼性向上や安全評価手法の高度化等に向けた基盤的な研究開発を実施している。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」および「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの段階に分けて実施している。平成22年度からは第3段階の調査研究を開始しており、平成26年度からは幌延URLの350m調査坑道(試験坑道4)において、人工バリア性能確認試験を実施している。本試験は、幌延の地質環境をひとつの事例に、処分孔竪置き方式を対象として実規模の人工バリアを設置し、実環境下において人工バリア定置後の再冠水までの過渡期におけるTHMC連成挙動の検証データを取得する事を目的としている。本報告は、プラグコンクリートの配合について、原位置での打設前に検討した配合について取りまとめたものである。配合の検討に際しては、原子力機構が開発し、幌延URLの試験坑道で施工試験を通じて施工実績のある、低アルカリ性セメントの配合を基本とし、プラグの要求性能を考慮して試験を行い、実機試験練り用の配合を決定した。

報告書

Proceedings of the 2016 Symposium on Nuclear Data; November 17-18, 2016, High Energy Accelerator Research Organization, Tsukuba, Ibaraki, Japan

佐波 俊哉*; 西尾 勝久; 萩原 雅之*; 岩瀬 広*; 国枝 賢; 中村 詔司

JAEA-Conf 2017-001, 222 Pages, 2018/01

JAEA-Conf-2017-001.pdf:30.89MB

2016年度核データ研究会は、2016年11月17-18日に、茨城県つくば市の高エネルギー加速器研究機構にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、高エネルギー加速器研究機構、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センターと原子力学会北関東支部が共催した。今回、チュートリアルとして「加速器の進化」を、講演・議論のセッションとして「ImPACTプログラム 核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な減容・資源化の概要」、「核データ測定を行う施設と実験」、「核データの測定から応用まで」、「中性子核データの測定と基礎・利用研究の進展」の4件を企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は65名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表10件、ポスター21件の論文をまとめている。

論文

Lead void reactivity worth in two critical assembly cores with differing uranium enrichments

福島 昌宏; Goda, J.*; Bounds, J.*; Cutler, T.*; Grove, T.*; Hutchinson, J.*; James, M.*; McKenzie, G.*; Sanchez, R.*; 大泉 昭人; et al.

Nuclear Science and Engineering, 189, p.93 - 99, 2018/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

鉛断面積の積分評価に資するため、米国National Criticality Experiments Research Center(NCERC)の臨界実験装置COMETを用いて、高濃縮ウラン/鉛系及び低濃縮ウラン/鉛系における鉛ボイド反応度価値に関する一連の積分実験を実施した。本実験体系は、鉛の散乱断面積に対して異なる感度を有する相補的なデータセットを提供するように設計された。高濃縮ウラン/鉛系と比較して、低濃縮ウラン/鉛系では$$^{238}$$Uの含有量が多いことから1MeV以上の中性子インポータンスが増加する特徴がある。このため、体系から鉛を除去することにより中性子スペクトルは高エネルギー側へシフトするため、高濃縮ウラン/鉛系で鉛ボイド反応度価値が負値となる一方で、低濃縮ウラン/鉛系では正値として観測された。この鉛ボイド反応度価値に対する実験解析を、モンテカルロコードMCNP6.1により核データJENDL-4.0及びENDF/B-VII.1を用いて実施した。その結果、いずれの核データにおいても、低濃縮ウラン/鉛系では実験値をよく再現する一方で、高濃縮ウラン/鉛系では過大評価することが判明した。

報告書

核変換物理実験施設用MA燃料被覆管を想定した被覆管破裂試験

菅原 隆徳; 辻本 和文

JAEA-Research 2017-011, 35 Pages, 2017/10

JAEA-Research-2017-011.pdf:4.88MB

J-PARCで建設を計画している核変換物理実験施設(TEF-P)では、崩壊熱の高いマイナーアクチノイド(MA)含有量の高い燃料を強制冷却風で冷却しながら使用することを検討している。冷却用の空気が停止した場合、MA燃料の崩壊熱により燃料の最高温度が数百$$^{circ}$$Cに達すると評価しているが、その際のMA燃料被覆管材料の健全性を評価するデータが存在しなかった。そこで、TEF-Pでの使用条件を考慮した条件で被覆管破裂試験を行い、あわせてクリープ破断時間の評価を行うことで暫定的な制限温度の設定を目指した。被覆管破裂試験およびクリープ破断時間の評価結果から、600$$^{circ}$$C以下であれば、TEF-P用MA燃料被覆管の破損を防ぐことが可能であることを示した。以上から、TEF-P炉心の事故時における暫定的な被覆管最高温度を600$$^{circ}$$Cと設定した。

論文

Validation of PHITS spallation models from the perspective of the shielding design of transmutation experimental facility

岩元 大樹; 明午 伸一郎

EPJ Web of Conferences (Internet), 153, p.01016_1 - 01016_9, 2017/09

 パーセンタイル:100

The impact of different spallation models implemented in the particle transport code PHITS on the shielding design of Transmutation Experimental Facility (TEF) was investigated. For 400-MeV proton incident on a lead-bismuth eutectic target. An effective dose rate at the end of a thick radiation shield (3-m-thick iron and 3-m-thick concrete) calculated by the Li${`e}$ge intranuclear cascade (INC) model version 4.6 (INCL4.6) coupled with the GEM code (INCL4.6/GEM) yields $$sim$$1.5 times higher than the Bertini INC model (Bertini/GEM). A comparison with experimental data for 500-MeV proton incident on a thick lead target shows that the INCL4.6/GEM is in fairly good agreement with the experiment, which suggest that the prediction accuracy of INCL4.6/GEM would be better than that of Bertini/GEM. In contrast, it is found that the dose rates in beam ducts in front of targets calculated by the INCL4.6/GEM are lower than those by the Bertini/GEM. Since both models underestimate the experimental results for neutron-production double-differential cross sections at 180$$^{circ}$$ for 140-MeV proton incident on carbon, iron, and gold targets, we conclude that it is necessary to allow for a margin of uncertainty caused by the spallation models, which is a factor of two, in estimating the dose rate induced by neutron streaming through a beam duct.

論文

J-PARC核変換実験施設計画と世界の情勢

前川 藤夫; 佐々 敏信

エネルギーレビュー, 37(9), p.15 - 18, 2017/09

放射性廃棄物の低減を目指す加速器核変換駆動システム(ADS)の開発に向けて、J-PARC核変換実験施設計画、および世界のADS開発の情勢について紹介する。

論文

Design of 250kW LBE spallation target for the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC)

佐々 敏信; 斎藤 滋; 大林 寛生; 菅原 隆徳; Wan, T.; 山口 和司*; 吉元 秀光

NEA/CSNI/R(2017)2 (Internet), p.111 - 116, 2017/06

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、加速器駆動システム(ADS)を用いた高レベル放射性廃棄物に起因する環境負荷の低減を提案している。ADSを実現するため、J-PARC計画の一環として、核変換実験施設(TEF)の計画している。JAEAが提案するADSは鉛ビスマス共晶合金(LBE)を未臨界炉心の冷却材及び核破砕ターゲットとして採用している。J-PARCのTEFを活用し、ADSの設計に必要なデータを収集し、LBE利用の技術課題の解決を図る。250kWのLBE核破砕ターゲットをTEFに設置し、材料照射データベースを構築する。TEFを建設するために必須な様々な技術開発として、酸素濃度制御技術、計測機器開発、遠隔操作によるターゲット保守技術とともにターゲットの詳細設計を実施している。250kW核破砕ターゲット最適化の最新の状況を報告する。

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