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報告書

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB

HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。

論文

Development of experimental and analytical technologies for fission product chemistry under LWR severe accident condition

宮原 直哉; 三輪 周平; 中島 邦久; 逢坂 正彦

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

本発表は、核分裂生成物(FP)の化学挙動データベースを作成するために必要な、FPの放出移行挙動を再現するための実験装置と、その実験結果を解析するための解析ツールを開発したことを報告するものである。開発した実験装置(TeRRa)を用いてFPの放出移行挙動を再現できることを確認するため、CsIを用いた性能確認試験を実施した。その結果、エアロゾルの生成、成長、沈着といった代表的な放出移行挙動が良く再現できることを確認した。解析ツールはCFDコードであるANSYS-FLUENTをベースに、いくつかのモデルを追加することにより開発した。開発した解析ツールの性能を確認するため、水蒸気雰囲気でのCsI加熱実験を模擬した試解析を実施した結果、追加したモデルが適切に機能していることを確認した。

論文

Release of radioactive materials from high active liquid waste in small-scale hot test for boiling accident in reprocessing plant

山根 祐一; 天野 祐希; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 吉田 一雄; 石川 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(6), p.783 - 789, 2016/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:57.46(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃液(HALW)から放出される放射性物質の放出挙動について、沸騰事故条件での実験研究を行った。実験室規模の再処理で得られたHALWを用いた実験で、Ru, $$^{99}$$Tc, Cs, Sr, Nd, Mo, RhなどのFP核種と$$^{242}$$Cm及び$$^{241}$$Amなどのアクチニドの放出割合を測定した。結果として、Ruの放出割合は0.20、FP核種やアクチニドの放出割合は1$$times$$$$10^{-4}$$であった。Ruは気相中にミスト及びガスとして放出された。Ruの放出量の、試料溶液中のRuの初期濃度に対する依存性は弱かった。FP核種とアクチニドは非揮発性で、気相中にミストとして放出された。その放出量は、試料溶液中の初期濃度が大きいほど多かった。Ruの放出割合とNOx濃度は試料溶液の温度の上昇に合わせて増加した。RuとNOxの多くは200から300$$^{circ}$$Cの間の、互いにほぼ同じ温度において放出された。ミストその他の粒子状物質の粒径分布を測定したところ、150$$^{circ}$$C以下と200$$^{circ}$$C以上で、互いに異なった分布が得られた。

報告書

Boron release kinetics from mixed melts of boron carbide, stainless steel and Zircaloy; A Literature review on the behavior of control rod materials under severe accidents

Di Lemma, F. G.; 三輪 周平; 逢坂 正彦

JAEA-Review 2016-007, 27 Pages, 2016/03

JAEA-Review-2016-007.pdf:1.88MB

原子炉のシビアアクシデント時の炉心において、制御材と被覆材の相互作用によりホウ素を含む溶融体が形成する可能性がある。この現象はソースターム評価に大きな影響を与える。そこで、炭化ホウ素/ステンレス鋼/ジルカロイ(B$$_{4}$$C/SS/Zry)溶融体に係る既往研究の結果をレビューして課題を抽出し、研究内容策定のためのニーズを調査した。レビューの結果より、B$$_{4}$$C/SS/Zry溶融体挙動の物理モデルは限定的であり、燃料崩落挙動は解析により再現できていないことから、B$$_{4}$$C/SS/Zry溶融体挙動に係るデータベースの改良が必要であることがわかった。このレビュー結果をもとに、B$$_{4}$$C/SS/Zry溶融体挙動に係る熱力学的及び速度論的モデルを改良するための実験研究計画を策定した。成果は、SA解析コードにおけるホウ素挙動モデルの改良やホウ素の核分裂生成物挙動に与える影響評価に反映していく予定である。

報告書

FORNAX-Aの応用

相原 純; 植田 祥平; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2015-040, 32 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-040.pdf:0.83MB

本来のFORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aのプログラムに軽微な変更を施すことによりどのような計算が可能になるか述べたものである。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

論文

Prediction of fuel performance and fission gas release behavior during normal operation of the High Temperature Engineering Test Reactor by JAERI and FZJ modeling approach

沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; Verfondern, K.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.411 - 419, 2001/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:35.4(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。

論文

Quick look of first VEGA test and fabrication study of thoria components

中村 武彦; 日高 昭秀; 工藤 保; 林田 烈*; 大友 隆; 中村 仁一; 上塚 寛

JAERI-Conf 2000-015, p.201 - 209, 2000/11

最初のFP放出実験VEGA-1を1999年9月9日に実施した。実験では燃焼度47GWd/tDのPWR燃料約10gを2500$$^{circ}$$Cで10分間加熱した。実験雰囲気は、0.1MPaヘリウムで、FP放出挙動は燃料、エアロゾルフィルター、コンデンサー、希ガストラップに設置した$$gamma$$線検出器によって測定された。Cs-134及びCs-137が支配的な燃料$$gamma$$線強度は、1350$$^{circ}$$Cの調整段階から1727$$^{circ}$$Cの温度プラトーに向けて昇温を開始すると同時に減少を始めた。これに続き、加熱炉から約2.5m下流のフィルターの$$gamma$$線強度が上昇し始め、同時に希カズトラップのKr-85強度も増加を開始した。こうした$$gamma$$線強度の変化から、Cs-134, Cs-137, Ru-106, Eu-154等の放出率を予備的に評価した。酸化雰囲気で高温の実験を実施するために必要な、二酸化トリウム(トリア)構造物の製作を3種類の鋳込み方法で実施した。1999年度末には、試作品を用いた昇温実験を予定している。

報告書

Research program (VEGA) on the fission product release from irradiated fuel

中村 武彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 西野 泰治; 金澤 浩之; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Tech 99-036, 34 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-036.pdf:1.55MB

原子炉シビアアクシデント時のソースタームを評価するうえでは燃料からのFP放出挙動の評価が重要である。このため欧米で種々の実験が実施されてきた。しかしながら、これらの実験の回数及び実験条件は限られているため、短半減期FP、低揮発性FPの放出、及び燃料溶融を含む高温高圧条件の放出データを中心に大きな不確実性を含んでいる。これらの点を明確にするため、原研では国内の発電用原子炉で照射された燃料を用いてFPの放出挙動を調べるVEGA実験計画を開始した。同実験では、ホットセル内で短尺燃料を事故を模擬した高温まで誘導加熱する。この計画では、燃料を融点を超える高温まで、1.0MPaまでの高圧条件で加熱し、データの少ない低揮発性及び短半減期FPに注目してその放出及び移行挙動を調べる。

報告書

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出; ICF-51Hキャプセル照射試験

飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生

JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び$$gamma$$線測定を行った。SiC層破損粒子では、$$^{144}$$Ce、$$^{106}$$Ru及び$$^{125}$$Sbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs及び$$^{154}$$Euのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。

報告書

CORCON-Mod3 analysis of SURC experiments on molten core concrete interaction

J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純

JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12

JAERI-Tech-95-052.pdf:1.32MB

CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。

報告書

高温ガス炉ガスタービンプラントにおける銀の挙動の検討

沢 和弘; 田中 利幸

JAERI-Research 95-071, 23 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-071.pdf:0.53MB

将来の有望な高温ガス炉システムの一つであるガスタービン高温ガス炉の設計においては、ガスタービンの保守補修の観点から核分裂生成物、特に銀の挙動が重要であると考えられている。そこで、現在の知見に基づき、ガスタービン高温ガス炉の設計上銀がどの程度問題になりうるかを定量化するとともに、その対策と必要な研究課題を摘出するために、ガスタービン高温ガス炉における銀の挙動について検討を行った。検討は、生成量、燃料からの放出、1次系への沈着、線量率についてそれぞれ行った。本検討結果によると、原子炉停止後のガスタービン部の線量率の約半分が沈着している銀からのガンマ線によると予測された。今後、合理的な設計を行うためには、銀の放出挙動、沈着挙動に関し、HTTRを用いてより精度の高いデータを取得していく必要があると考えられる。

論文

Release of fission products from plate type fuel at elevated temperature

小森 芳廣; 清水 道雄; 岩井 孝; 齋藤 順市; 中川 哲也; 小山田 六郎; 斎藤 実

JAERI-M 93-016, 0, p.259 - 267, 1993/02

JMTRでは、1993年に濃縮度45%のUAl$$_{x}$$-Al燃料から濃縮度約20%のU$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al燃料に変更する予定であり、この変更に係る安全解析が実施された。安全解析において使用する核分裂生成物の燃料から1次冷却水への放出率を求めるため、U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al燃料を用いた炉外実験を行った。実験は、600~1100$$^{circ}$$Cの範囲で行われ、U$$_{3}$$Si$$_{1.5}$$-Al及びUAl$$_{x}$$-Al燃料も比較のために含まれた。実験の結果から、U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al燃料は、これまでJMTRで使用されてきたUAl$$_{x}$$-Al燃料とほぼ同等の核分裂生成物保持能力を有することが明らかにされた。

報告書

高温高圧ガスループ中のヨウ素沈着分布

松本 実喜夫; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄

JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-212.pdf:2.09MB

高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500$$^{circ}$$Cの場合、ヨウ素放出率は1300$$^{circ}$$Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。

論文

Release behavior of metallic fission products from HTGR fuel particles at 1600 to 1900$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 宮西 秀至; 角 重雄; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 202, p.47 - 53, 1993/00

 被引用回数:53 パーセンタイル:3.21(Materials Science, Multidisciplinary)

Triso被覆UO$$_{2}$$粒子からの金属核分裂生成物(FP)の放出挙動について、1600から1900$$^{circ}$$Cにおける照射後加熱試験および加熱後試験により調べた。加熱による被覆層の内圧破損は生じなかったことが、FPガスの放出の監視および加熱後試験から確認された。試料研磨面の観察から、SiC層のパラジウムによる腐食および熱解離は生じていないことが明らかになった。照射後加熱により、$$^{137}$$Cs,$$^{134}$$Cs,$$^{110m}$$Ag,$$^{154}$$Euおよび$$^{155}$$Euが被覆層を通して粒子から放出された。一重被覆を仮定した拡散モデルに基づき、$$^{137}$$CsのSiC中の拡散係数を放出曲線から評価した。$$^{110m}$$AgのSiC中の拡散係数は$$^{137}$$Csの拡散係数よりも大きいであろうことが放出率測定から示唆された。

論文

Verification of fission product release model from High Temperature Engineering Test Reactor fuel

沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.842 - 850, 1992/09

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体は、燃料棒と六角柱状の黒鉛ブロックから構成される。燃料棒は、被覆燃料粒子と黒鉛粉末からなる燃料コンパクト及び黒鉛スリーブで構成される。燃料は、低濃縮二酸化ウランの燃料核を、内側から低密度熱分解炭素(PyC),高密度PyC層、炭化ケイ素層、高密度PyC層で被覆した被覆燃料粒子である。HTTR燃料体から放出される核分裂生成物の量を評価するために、解析モデルを開発した。希ガス及びヨウ素の放出割合は、破損燃料粒子照射試験で得られた$$^{88}$$Krの放出データを基に計算する。金属性核分裂生成物の燃料核、被覆層、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ中の移行は、拡散過程としてモデル化している。これらの解析モデルの妥当性を示すために、炉内試験において測定された放出割合と計算値の比較を行った。その結果、これらのモデルはHTTR燃料に十分適用できることが分かった。

論文

Release of fission products from silicide fuel at elevated temperatures

二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也

Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07

JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600$$^{circ}$$C~1100$$^{circ}$$Cまで100$$^{circ}$$C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。

報告書

高温工学試験研究炉の遮蔽設計における核分裂生成物線源評価

沢 和弘; 村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

JAERI-M 91-198, 58 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-198.pdf:1.58MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、主に被覆層が破損した燃料粒子から核分裂生成物(FP)が放出され、1次冷却材とともに1次冷却系を移行する。一方、1次冷却材としてヘリウムガスを用いており、冷却材自身の放射化、腐食生成物の発生がほとんど無い。そのため、FPからのガンマ線が遮蔽設計上考慮すべき主要な線源となる。HTTRの遮蔽設計においては、FP線源を2種類に分類している。一つは永久構造物である遮蔽体の設計に用いるため、十分な保守性を有するように評価を行ったもので、もう一つは保修計画立案のためにより現実的な考え方で評価を行ったものである。HTTRの1次冷却系内のガンマ線源を評価するために、FP放出割合、1次冷却材中濃度、系統内沈着分布の計算を行った。本報告書は、HTTRの遮蔽設計におけるFP線源評価方法及び結果を述べたものである。

報告書

高温工学試験研究炉の立地評価

沢 和弘; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 田沢 勇次郎*; 伊与久 達夫*; 山口 幸四郎*; 見上 寿*; 北野 匡四郎

JAERI-M 91-158, 69 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-158.pdf:1.85MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の立地評価のため重大事故及び仮想事故の評価を行った。これらの事故を評価する目的は、対象となる原子炉施設と周辺の公衆との隔離が適切に確保されていることを示すことである。HTTRは、燃料として被覆燃料粒子、減速材及び炉心構造材として黒鉛を用いた高温ガス炉であり、事故条件下においても急激な温度の上昇が無く、燃料粒子被覆層の瞬時大量破損は生じない。従って、立地評価事故の事象選定及び線量評価は、軽水型原子炉と異なる方法で行っている。HTTRの重大、仮想事故としては、1次冷却設備二重管破断事故を選定した。線量の評価にあたっては、HTTRの特徴を考慮して、炉心内に蓄積している核分裂生成物の時間遅れ(時間依存)放出を仮定した。本報は、HTTRの立地評価事故の事象選定の考え方、線量評価方法、評価結果について述べたものである。

論文

Release behavior of metallic fission products from pyrocarbon-coated uranium-dioxide particles at extremely high temperatures

林 君夫; 福田 幸朔

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(4), p.320 - 332, 1990/04

熱分解炭素(BISO)で被覆した二酸化ウラン燃料粒子を1300~1400$$^{circ}$$Cで約1%fimaの燃焼度まで照射した後、1600~2300$$^{circ}$$Cの温度において黒鉛ヒーター中で等時加熱および等温加熱を行った。$$^{137}$$Cs、$$^{155}$$Euおよび$$^{106}$$Ruの放出割合は、2000$$^{circ}$$C、2時間の加熱後には10$$^{-2}$$以上となった。これは、健全な炭化珪素(SiC)被覆を持つTRISO粒子からの放出割合が、この値より低いのと対照的であった。BISO粒子からの$$^{137}$$Csおよび$$^{144}$$Ceの放出は、高密度熱分解炭素(PyC)中の拡散に支配された。一方、$$^{155}$$Euおよび$$^{106}$$Ruの放出は、1800$$^{circ}$$C以上では燃料核中の拡散に支配された。これらの結果は、欠陥SiC層を持つTRISO粒子からの核分裂生成物の放出に関する参照用データとして用いることができる。

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