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石角 元志*; 高橋 竜太*; 山内 康弘*; 中村 雅俊*; 石丸 宙*; 山内 沙羅*; 河村 聖子; 吉良 弘*; 坂口 佳史*; 渡辺 真朗; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 41, p.011010_1 - 011010_7, 2024/05
Recent status of cryogenic sample environment equipment at the Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) has been reported. We have reviewed the specifications and performance of cryogenic sample environment equipment and a newly installed Gifford-McMahon (GM) cryofurnace, which are mainly managed by the Cryogenic and Magnet group in the sample environment team at the MLF. Moreover, the recent maintenance and update of each piece of equipment, the improved temperature-control function, and the expansion of the usable beamline of the cryogenic sample environment equipment are described.
福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.478 - 497, 2024/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイドを含む超ウラン(Np, Pu, Pu, Am、およびAm)の酸化物サンプルを用いた反応度価値が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合を調整することで炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本論文では、超ウラン酸化物サンプルの反応度価値実験に関する実験手法の詳細とともに、最新の知見を反映して再評価した実験値及びその誤差評価を報告する。また、本積分実験を活用して、汎用評価済核データライブラリJENDL-5の積分評価も併せて報告する。
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 15 Pages, 2024/00
A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.
福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展
Nuclear Science and Engineering, 24 Pages, 2024/00
高富化度MOX燃料稠密格子の軽水炉を模擬した積分実験を高速炉臨界集合体(FCA)において実施した。中性子計算手法と核データの広範囲な中性子スペクトル場に対する予測精度を明らかにするため、減速材である発泡ポリスチレンの空隙率を変えた3つの実験体系を構築し、臨界度、減速材ボイド反応度値及び種々のサンプル反応度を系統的に測定した。また、高速炉解析用の決定論的計算コードとJENDL-4.0を用いた予備解析により、反応度価値の計算において概ね実験値を再現することを確認した。特に柔らかい中性子スペクトルの実験体系に対して、超微細エネルギー群の取扱いにより決定論的計算手法による反応度価値の予測精度が大幅に向上されることを明らかにした。更に、モンテカルロ計算コードMVP3を使用して実験体系を詳細にモデル化することで、決定論的手法の妥当性を確認した。
曽野 浩樹; 井澤 一彦; 頼経 勉; 須山 賢也; 外池 幸太郎
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 7 Pages, 2023/10
原子力機構にはこれまで9つの臨界実験装置が建設・運転され、2023年現在、4施設が解体済み、4施設が廃止措置に移行し、原子炉運転を前提に現存するのはSTACYのみである。STACYは「ウラン硝酸溶液燃料を用いる臨界実験装置」から「軽水減速材及びウラン棒状燃料を用いる臨界実験装置」に炉心改造され、2024年の運転再開を予定している。STACY更新炉では、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに向けた燃料デブリ臨界データ取得が当面の目的であるが、その後も次世代軽水炉開発ほか、その他教育訓練運転など様々な利用も見込まれる。これらの活動は、日本だけでなく、国際的な共同研究や共同利用にも役立つものである。
Zhang, H.*; 梅原 裕太郎*; 吉田 啓之; 森 昌司*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 211, p.124253_1 - 124253_13, 2023/09
被引用回数:3 パーセンタイル:81.78(Thermodynamics)In this study, the characteristics of disturbance waves, including velocity, longitudinal size, and frequency, are comprehensively investigated by conducting gas-liquid upward annular flow experiments in a 5 mm tube through the constant electric current method (CECM). The film thickness time trace is recorded concerning time, and the information on disturbance waves is subsequently extracted. The effect of liquid and gas flow rate, density ratio, and surface tension on the disturbance wave is quantitatively analyzed. A predictive model of the wave velocity based on the shear stress balance of the liquid film is proposed. A physical model for wave frequency prediction is derived on the basis of the mass conservation equation. A simple empirical model with good prediction accuracy of wave frequency is also derived. Compared with existing correlations available in the literature, the newly derived models show better performance under a wide range of flow conditions.
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05
The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.
横山 賢治
EPJ Web of Conferences, 281, p.00004_1 - 00004_10, 2023/03
我が国では、炉定数調整法に基づく高速炉のための調整核データライブラリの開発を1990年代前半から行ってきた。この調整ライブラリは統合炉定数と呼ばれている。最初のバージョンは1991年に開発され、ADJ91と呼ばれている。近年では、マイナーアクチノイドや高次化プルトニウムの装荷された炉心の予測精度を向上させるために積分実験データの更なる拡張が行われた。2017年からこれらの積分実験データを使った統合炉定数ADJ2017の開発を開始し、2022年には現在最新となる統合炉定数ADJ2017Rが完成した。ADJ2017RはJENDL-4.0をベースに開発されており、619個の積分実験データが利用されている。これまでの開発経緯とともにこの最新版の概要について紹介する。一方で、2021年にはJENDL-5が公開された。JENDL-5の開発では、ADJ2017Rで利用された積分実験データの一部が、核データ評価のために利用された。しかしながら、このことは共分散データには反映されていない。JENDL-5に基づく統合炉定数を開発する際には、この状況を考慮する必要がある。本研究では、感度解析によって簡易的に評価した計算値と実験値の比(C/E値)を使って、JENDL-5に基づく予備的な炉定数調整計算を行った。この予備解析の結果についても議論する。
Zhang, H.*; 森 昌司*; 久野 努*; 吉田 啓之
International Journal of Multiphase Flow, 159, p.104342_1 - 104342_15, 2023/02
被引用回数:5 パーセンタイル:60.05(Mechanics)At the gas-liquid interface, disturbance waves with various heights commonly arise. Because the thin liquid film between two successive disturbance waves leads to the dryout on the heating surface and limits the performance of the heating components, complete knowledge of the film thickness and disturbance waves is crucial. However, most existing experimental data and analysis are limited to near atmospheric conditions, and the liquid gas density ratio is much higher than in practical nuclear applications. In this study, we use nitrogen gas and water under the system pressures of 0.2 and 0.4 MPa and HFC134a gas and water under the system pressure of 0.7 MPa. The density ratio can be varied between 32 and 434. Based on experimental results, two models are proposed to predict the averaged film thickness and wave height, which are then compared with previous data.
孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1356 - 1369, 2022/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)PWRのシビアアクシデントシナリオにおいて、格納容器内エアロゾル状放射性物質の除去・保持のために、格納容器スプレイを用いることができる。そのために、高精度な除去効率の予測は安全評価上重要である。PWRの格納容器スプレイでは、84%-95%と高いスプレイカバー率が要求されるのに対して、既往研究では、そのような高いカバー率におけるエアロゾル除去実験はかなり限られている。本論文では、カバー率に着目し、スプレイによるエアロゾル除去現象の理解と除去効率評価モデル高度化のために、大型容器において実機相当のカバー率を有する体系のエアロゾル除去実験を実施し、詳細なエアロゾルと液滴特性の計測結果から除去特性を調査した。また、MELCORの除去モデルと実験結果を比較し、粒子径に対する除去効率の傾向が再現でき、大きい粒子径に対して過小評価となるものの、最小除去効率を有する小さい粒子径(0.52m)において良好な一致が得られることを示した。
土井 大輔
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
In sodium-cooled fast reactors (SFRs), hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium had been transiently detected in the gas space of the actual SFR plant. However, the chemical reactions that caused hydrogen generation, which involve several sodium compounds, have not been identified. Furthermore, the thermal behavior of these hydrogen release reactions has not been thoroughly investigated. In this study, the hydrogen release behavior of sodium hydride, which could be involved in all of these reactions, was clarified by two experimental methods dealing with different sample quantities. In the thermal analysis with a semi-micro sample of about 1mmol, the hydrogen generation was demonstrated by mass spectrometry as the sample mass decreased, suggesting thermal decomposition. A monomodal hydrogen release curve similar to the thermal analysis result was obtained in the heating experiment with a macro amount sample of about 1mol. These experimental results showed consistent activation energies within the standard error. Therefore, it was elucidated that the ideal reaction behavior obtained by thermal analysis could be sufficiently extrapolated to the reaction behavior occurring in a larger amount of sample. These findings provide fundamental insights into the thermal decomposition of sodium hydride and are indispensable for analyzing hydrogen release behavior in other hydrogen release reactions involving sodium hydride.
Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Keklinen, P.*; Hokr, M.*; ha, J.*; Vetenk, A.*; Reimitz, D.*; et al.
Geologica Acta, 20(7), 32 Pages, 2022/07
被引用回数:3 パーセンタイル:66.93(Geology)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SKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。
中村 詔司; 藤 暢輔; 木村 敦; 初川 雄一*; 原田 秀郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(7), p.851 - 865, 2022/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)本研究は、東京大学の高速中性子源炉「弥生」を用いて、評価済み核データライブラリーを検証するために放射化法によりIの積分実験を行った。Iと中性子束モニタを、弥生炉のグローリー孔にて照射した。反応率は、Iから放出されるガンマ線の収量から求めた。中性子束モニタの反応率の実験値と計算値との比較から、高速中性子スペクトルの確かさを確認した。Iの反応率の実験値を、評価済み核データライブラリーを用いて求めた計算値と比較した。本研究で、評価済みライブラリーJENDL-4.0に採用されている中性子エネルギー10keVから3MeV領域の中性子捕獲断面積データは、18%程、過大評価されていることが分かった。また、本研究の結果は、100keV以下では、Noguere等による報告データを支持した。
前川 藤夫; 武井 早憲
プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.206 - 210, 2022/05
加速器駆動核変換システム(ADS)の開発にあたっては、大強度陽子ビームに耐える材料の開発や陽子ビームで駆動される未臨界炉心の特性評価等、陽子ビームに関わる技術課題を解決する必要がある。そこで大強度陽子加速器施設J-PARCでは、実際に大強度の陽子ビームを利用した各種試験を行う核変換実験施設が検討されている。本稿では核変換実験施設の概要と今後の方向性について紹介する。
Gupta, S.*; Herranz, L. E.*; Lebel, L. S.*; Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Marchetto, C.*; 丸山 結; Dehbi, A.*; Suckow, D.*; Krkel, T.*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
Pool scrubbing is a major topic in water cooled nuclear reactor technology as it is one of the means for mitigating the source-term to the environment during a severe accident. Pool scrubbing phenomena include coupled interactions between bubble hydrodynamics, aerosols and gaseous radionuclides retention mechanisms under a broad range of thermal-hydraulic conditions as per accident scenarios. Modeling pool scrubbing in some relevant accident scenarios has shown to be affected by substantial uncertainties. In this context, IPRESCA (Integration of Pool scrubbing Research to Enhance Source-term CAlculations) project aims to promote a better integration of international research activities related to pool scrubbing by providing support in experimental research to broaden the current knowledge and database, and by supporting analytical research to facilitate systematic validation and model enhancement of the existing pool scrubbing codes. The project consortium includes more than 30 organisations from 15 countries involving research institutes, universities, TSOs, and industry. For IPRESCA activities, partners join the project with in-kind contributions. IPRESCA operates under NUGENIA Technical Area 2/SARNET (Severe Accident) - Sub Technical Area 2.4 (Source-term). The present paper provides an introduction and overview of the IPRESCA project, including its objectives, organizational structure and the main outcomes of completed activities. Furthermore, key activities currently ongoing or planned in the project framework are also discussed.
土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(2), p.198 - 206, 2022/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)Non-premixed combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist reduces threats to reactor containment integrity in sodium-cooled fast reactors (SFRs) because it gradually consumes hydrogen gas generated mainly by a reaction between sodium and concrete. Previous studies have been limited to experimentally determining ignition thresholds on the jet temperature and the sodium concentration under specific gas concentrations. In this study, ignition experiments on hydrogen jets containing sodium mist were carried out at a specific jet temperature and sodium concentration under various gas concentration conditions (1-15vol% hydrogen and 3-21vol% oxygen). As a result, a stable sodium flame was observed in the jet and then formed a lifted hydrogen flame from a fuel nozzle outlet. An attached hydrogen flame on the outlet was also formed under high hydrogen concentration conditions. These flame structures seemed to be attributed to hydrogen flame propagation, which depends on the hydrogen concentration, jet temperature, and jet velocity. Additionally, the experimental results revealed ignition thresholds on the gas concentration and indicated a flammable region where the hydrogen-sodium jet combustion was more advantageous than an explosive premixed hydrogen combustion. Our study will enable the advancement of safety assessment technology in SRFs.
Mri, A.*; Mazurek, M.*; 太田 久仁雄; Siitari-Kauppi, M.*; Eichinger, F.*; Leuenberger, M.*
Minerals (Internet), 11(10), p.1072_1 - 1072_17, 2021/10
被引用回数:4 パーセンタイル:41.70(Geochemistry & Geophysics)The porosity and pore geometry of rock samples from a coherent granodioritic rock body at the Grimsel Test Site in Switzerland was characterised by different methods using injection techniques. Results from in situ and laboratory techniques are compared by applying in situ resin impregnation techniques as well as rock impregnation and mercury injection under laboratory conditions. In situ resin impregnation of the rock matrix shows an interconnected pore network throughout the rock body, providing an important reservoir for pore water and solutes, accessible by diffusion. Porosity and pore connectivity do not vary as a function of distance to brittle shear zones. In situ porosity is about half the porosity value that was determined on rock samples in the laboratory. This could be due to that such samples were affected by artefacts created since core recovery. The extrapolation of laboratory measurements to in situ conditions requires great care and may not be feasible in all cases.
Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Keklinen, P.*; Hokr, M.*; ha, J.*; Vetenk, A.*; Reimitz, D.*; et al.
SKB TR-20-17, 71 Pages, 2021/07
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SKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。
郡司 智; 外池 幸太郎; Clavel, J.-B.*; Duhamel, I.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.51 - 61, 2021/01
被引用回数:1 パーセンタイル:11.54(Nuclear Science & Technology)新しい臨界実験装置STACY更新炉は、燃料デブリに関連する臨界計算の検証に貢献することができ、原子力機構(JAEA)と仏IRSNの共同研究として実験炉心設計が進行中である。この論文では、燃料デブリの溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を模擬した模擬燃料デブリの臨界特性を測定するための新しいSTACYの炉心設計を最適化するために適用される方法を示す。炉心設計がコード検証に関連していることを確認するには、関心のある主要な同位体が持つ反応度価値と、断面積に対する実効増倍率kの感度を評価することが重要である。この研究で説明されている燃料デブリの場合、特にそのコンクリート組成では、ケイ素が断面に対するk感度が最も高くなる核種である。最適なアルゴリズムを使用して評価に最適な炉心設計を効率的に見つけ、ケイ素の捕獲断面積の高い感度を得るために、格子ピッチや炉心の寸法などのいくつかのパラメーターを調整した。これらの最適化手法の適用結果に基づいて、MCCIの興味深い感度フィードバックを得るための新しいSTACYでの燃料デブリの現実的な一連の実験を定義できた。この方法論は、新しいSTACYの他の実験条件を設計するのに役立てることができる。