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論文

Numerical reproduction of dissolved U concentrations in a PO$$_{4}$$-treated column study of Hanford 300 area sediment using a simple ion exchange and immobile domain model

齋藤 龍郎; 佐藤 和彦; 山澤 弘実*

Journal of Environmental Radioactivity, 237, p.106708_1 - 106708_9, 2021/10

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

ハンフォード300エリアの堆積物を用いたリン酸処理カラム実験における溶存U濃度の数値再現に成功した。我々はダルシー速度を変動させた条件下での溶存U濃度推移曲線を、以下のパラメータの最適化によって、本研究の数値モデルにより再現することに成功した。(i)初期濃度を規定している流水に晒される土壌表面(流動領域)のウラン量と、深層土壌に分離された孤立領域の沈殿として残ったウラン量(ii)濃度の最終的な回復曲線に適合するための、流動領域と孤立領域間の混合比、及び(iii)シミュレートされた土壌表面($$Zp$$)でのUO$$_{2}$$$$^{2+}$$とH$$^{+}$$との交換反応の陽イオン交換容量(CEC$$_{Zp}$$)と平衡定数(k$$_{Zp}$$)、これらは過渡平衡濃度に適合し、バスタブ曲線の極小値を形成していた。

論文

Technical investigation on small water leakage incident occurrence in mercury target of J-PARC

羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 高田 弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.160 - 168, 2018/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:56.63(Nuclear Science & Technology)

J-PARCの核破砕中性子源で稼働中の水銀ターゲット容器は、水冷却流路を有する保護容器で水銀容器を覆う薄肉の多重容器構造であり、ステンレス316L鋼を材料に用いている。2015年、陽子ビーム出力500kWで運転中に保護容器から冷却水が滲出する事象が発生したため、原因究明の調査を行った。目視検査、模擬体による試験や解析評価の結果から、製作過程において水銀容器と保護容器を締結するボルト頭部の溶接で生じた大きな熱応力により隣接する拡散接合に欠陥が生じ、更にビーム運転中のビームトリップ毎に付加される繰り返し熱応力による熱疲労で、シール溶接部に欠陥が生じたことが原因と考えられた。このことから、製作過程における溶接部の初期欠陥を排除し、溶接構造部の堅牢性と信頼性を確保する重要性が改めて認識された。次の水銀ターゲット容器は、ワイヤー放電加工による一体構造の部品を多用し、溶接個所を低減するとともに、初期欠陥を排除すべく試験検査を強化するなど大幅な改良を施し製作された。この水銀ターゲット容器のビーム運転は2017年10月から開始される予定である。

論文

Development of the severe accident evaluation method on second coolant leakages from the PHTS in a loop-type sodium-cooled fast reactor

山田 文昭; 今泉 悠也; 西村 正弘; 深野 義隆; 有川 晃弘*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07

ループタイプ・ナトリウム冷却高速原型炉の設計基準事故(DBA)を超える除熱機能喪失の一つとして、2箇所の1次冷却材漏えいによる原子炉容器液位確保機能喪失(LORL)のシビアアクシデント(SA)評価手法を開発した。2ヶ所の1次冷却材漏えいは、DBAの出力運転中の1ヶ所の1次冷却材漏えいに伴う原子炉停止後の低温停止中に、別ループの1次冷却系配管において2ヶ所目の漏えいが発生し、過度に原子炉容器(RV)液位が低下し、LORLに至る可能性がある。本論文では、想定される漏えい部位の組合せから、厳しいRV液位となる代表事故シーケンスの選定、RVへの冷却材ナトリウムの汲み上げ、1次主冷却系のサイフォンブレークによるRV内冷却材ナトリウムの汲み出し停止の液位確保策、RV液位を過度計算するプログラム、液位計算プログラムを用いた代表事故シーケンスのRV液位挙動を示した。評価の結果、DBAを超える2ヶ所の1次冷却材漏えいに対して、2ヶ所目漏えいに対する液位確保策により崩壊熱除去運転に必要なRV液位が確保され、除熱機能喪失を防止できることを明らかにした。

報告書

燃料集合体配置及び燃焼度による軽水炉炉心からの漏洩中性子束スペクトルへの影響(共同研究)

小嶋 健介; 奥村 啓介; 小迫 和明*; 鳥居 和敬*

JAEA-Research 2015-019, 90 Pages, 2016/01

JAEA-Research-2015-019.pdf:1.95MB

軽水炉の廃止措置においては、格納容器や遮蔽体等の炉外構造物の放射化量の評価が重要である。これらの放射化量を決定する放射化部位における中性子束スペクトルが、燃料集合体配置及び燃焼度といった炉心の設定の違いに起因して変化する状況が考えられる。本研究の目的は、炉心設定の違いが放射化部位における中性子束スペクトルに与える影響を評価することである。この目的を達成するために、はじめに、具体的な燃料装荷パターンと燃焼度が異なる炉心を幾つか想定し、中性子拡散計算により炉心表面での部分中性子流スペクトルを求めた。次に、得られた炉心表面での部分中性子流を基に、炉外の放射化部位での中性子束スペクトルを中性子輸送計算により求め、炉心設定による影響を評価した。この結果、炉心設定による中性子束スペクトルの概形への影響は小さいことがわかった。ただし、炉心設定の違いにより中性子束の大きさが変化すること、及び、炉外周方向位置により中性子束スペクトル(大きさ、概形とも)が変化することに注意する必要があることがわかった。

論文

ROSA/LSTF experiment on accident management measures during a PWR station blackout transient with pump seal leakage and RELAP5 analyses

竹田 武司; 大津 巌

Journal of Energy and Power Sources, 2(7), p.274 - 290, 2015/07

An experiment on accident management (AM) measures during a PWR station blackout transient with leakage from primary coolant pump seals was conducted using the ROSA/LSTF under an assumption of non-condensable gas inflow to the primary system from accumulator tanks. The AM measures are steam generator (SG) secondary-side depressurization by fully opening safety valves (SVs) in both SGs and primary-side depressurization by fully opening SV in pressurizer with the start of core uncovery and coolant injection into the SG secondary-side at low pressures. The decrease was accelerated in the primary pressure when the SG primary-to-secondary heat removal resumed soon after the coolant injection into the SG secondary-side. The primary depressurization worsened due to the gas accumulation in the SG U-tubes after accumulator completion. Remaining problems in the RELAP5 code include the predictions of pressure difference between the primary and SG secondary sides after the gas inflow.

報告書

Hydrogen permeation measurement of the reduced activation ferritic steel F82H by the vacuum thermo-balance method

吉田 肇; 古作 泰雄*; 榎枝 幹男; 阿部 哲也; 秋場 真人

JAERI-Research 2005-003, 13 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-003.pdf:3.33MB

核融合炉におけるトリチウム漏洩量見積りの高精度化に資するため、低放射化フェライト鋼の水素透過速度を真空熱天秤法で測定した。本測定法では、水素ガスを封入した低放射化フェライト鋼F82H製の試料カプセルを用意し、試料カプセルを真空中で等温加熱して、試料カプセルを透過しカプセル表面から脱離する水素を以下の2つの独立した方法で測定する。すなわち、試料カプセルの正味の重量減少量と、試料カプセルからの水素脱離による排気ガス分析である。このような手法で測定の信頼性を増すことが可能である。本実験条件で、正味の重量減少量から求めた水素透過速度と排気ガス分析から求めた値の比は、1/4から1/1であった。本実験を通して、真空熱天秤法がF82Hの水素透過速度を評価するために有効な手段であることが示された。

論文

Leak-tightness characteristics concerning the containment structures of the HTTR

坂場 成昭; 飯垣 和彦; 近藤 雅明; 江森 恒一

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.135 - 145, 2004/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:36.97(Nuclear Science & Technology)

HTTRの原子炉格納施設は、原子炉格納容器,サービスエリア及び非常用空気浄化設備で構成され、減圧事故等におけるFPの原子炉外への放出を抑制させるものである。原子炉格納容器は、減圧事故時の圧力及び温度挙動に耐え、漏えい率が規定されている。また、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により負圧に保たれる。本論文では、原子炉格納施設の気密性能について、系統別総合機能試験等により評価した結果を示す。試験の結果、原子炉格納容器の漏えい率は、規定値0.1%/dを十分満たし、サービスエリアは、非常用空気浄化設備により規定の負圧が保たれること等が確認された。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

報告書

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; 配管部の振動解析と応力解析の結果

塙 悟史; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 石原 正博; 伊藤 治彦

JAERI-Tech 2003-064, 25 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-064.pdf:2.84MB

材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)は、第147サイクルの共同利用運転中に、一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管からの水漏れが確認されたため、12月10日に原子炉を手動停止した。当該圧力計導管については、充填ポンプが加振源となり圧力計導管が振動し、その繰り返し荷重によりき裂が発生・進展した可能性がある。このため、当該部の振動解析と応力解析を実施した。振動解析の結果、充填ポンプNo.1圧力計導管の固有振動数は53$$sim$$58Hz程度と推定され、共振周波数である50Hz(充填ポンプ回転数)に近い状態にあった。応力解析の結果、振動により当該圧力計導管に発生する応力は固有振動数53Hzで63MPa,58Hzで25MPaと求められた。振動による応力と、自重と内圧による応力の合計値を計算すると、固有振動数53Hzで112.2MPa,58Hzで74.2MPaになる。これらの発生応力は使用材料の疲れ限度に近い値であり、充填ポンプNo.1の圧力計導管に生じたき裂は、充填ポンプの振動に起因する疲労によるものと推測された。

報告書

JMTR計測用配管のき裂発生原因の調査報告書; JMTRホットラボにおける圧力計導管の検査に関するデータ集

き裂発生原因の調査ワーキンググループ

JAERI-Tech 2003-060, 183 Pages, 2003/07

JAERI-Tech-2003-060.pdf:55.37MB

日本原子力研究所大洗研究所の材料試験炉(JMTR)において、平成14年12月10日に一次冷却系統の精製系統充填ポンプNo.1の出口配管に取り付けられた圧力計導管に水漏れが確認された。また、水漏れ停止後に行った外観観察及び浸透探傷試験の結果、当該圧力計導管にき裂が確認された。このため、水漏れ発生の原因と対策及び安全管理への取組みについて検討するために、日本原子力研究所内外の専門家から構成する「JMTR計測用配管水漏れ調査検討委員会」が平成14年12月16日に設置された。これを受けて、当該圧力計導管におけるき裂発生の原因を調査するためのワーキンググループを材料試験炉部に設置し、圧力計導管とその溶接部分を含む試料を切り出し、ホットラボ施設において外観検査,破面観察,金属組織観察,硬さ測定等を実施した。本報告書は、これらのデータをまとめたものである。

報告書

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発(共同研究),2; 光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性の検討

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Tech 2003-041, 106 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-041.pdf:6.58MB

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の第2段階として、光ファイバ温度センサのHTTRへの適応性を検討した。光ファイバ温度センサは、漏えいしたヘリウムガスによる光ファイバの温度変化により漏えいの有無を検出する。本検討では、光ファイバ単体での検出方式に加えて、HTTRの高温機器用に保温材と一体となった検出方式の検討を行った。試験の結果、設定した目標時間2時間に対して、漏えい量が5.0~20.0cm$$^{3}$$/sでは、60分以内に漏えいを検知し、特に20.0cm$$^{3}$$/sの漏えいでは、より早い漏えい検知が可能であった。

報告書

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発,1; 漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術の調査(共同研究)

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Review 2002-041, 86 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2002-041.pdf:3.21MB

高温ガス炉において、ヘリウム漏えいに対する早期検知は、安全・安定運転のために非常に重要であるが、ヘリウムは無色透明の気体であるため、微小な漏えいが万が一発生した場合の漏えい箇所及び漏えい量の特定は一般的に困難である。本研究は、高温ガス炉に適用可能な高温環境下での高温ヘリウム漏えい箇所特定システムを開発することを目的とする。本システムにより、漏えい検知時間が従来の約1週間から数時間に短縮でき、また連続配置した光ファイバの温度変化によって漏えい箇所が容易に特定できるため、漏えい箇所同定までの時間が短いなどの利点がある。開発の第一段階として、光ファイバによる高温ヘリウム漏えい検知技術の適用可能性を調べるため、国内外における漏えい事故事例及びガス漏えい検知技術を調査した。

報告書

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発,3; 放射線センサの開発(共同研究)

坂場 成昭; 中澤 利雄; 川崎 幸三; 浦上 正雄*; 最首 貞典*

JAERI-Research 2003-006, 65 Pages, 2003/03

JAERI-Research-2003-006.pdf:2.89MB

高温ヘリウム漏えい箇所特定システムの開発の最終段階として、小規模漏えい検知のための放射線センサを開発した。本研究では、漏えいしたヘリウムガス中に含まれるFPから漏えいを検知する方法に加え、微小な漏えいを検知するため、空気とヘリウムガスの放射線の阻止能差により漏えいを検出する新しい検出法(アクティブ検出法)を開発した。開発したアクティブ検出法では、微小漏えいとして想定した漏えい量0.2cm$$^{3}$$/sを、最短10分で検出可能であることが明らかとなった。

報告書

高燃焼度フルMOX PWR炉心の核的検討,2

久語 輝彦; 大久保 努; 島田 昭一郎*

JAERI-Research 99-057, p.29 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-057.pdf:1.77MB

将来型軽水炉の一つのオプションとして、既存軽水炉技術を用いて、平均取り出し燃焼度100GWd/tでサイクル長3年の高燃焼度フルMOX PWRの炉心概念の検討を進めている。本報告では、燃料棒の細径化によって減速材対燃料体積比(Vm/Vf)を増加させて、核的及び熱的性能の向上を試みることを目的として、燃料ピン間隔を現行炉心と同様の12.6mmとし、燃料棒を現行の9.5mmから8.3mmに細径化することによりVm/Vfを3.0に増加させた炉心を提案し、炉心核特性を評価し、炉心成立性を確認した。また、燃料棒径を現行と同様とし、かつ燃料ピン間隔を拡張したVm/Vf=2.6の炉心核特性と比較した結果、サイクル長が約9%減少することを除けば、核分裂性プルトニウム富化度を約0.3wt%節約でき、また減速材温度係数に余裕が増加するなど、むしろ良好な炉心特性を持つことが判明した。

報告書

Neutronic studies of bare targets for JAERI 5MW pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠*; 渡辺 昇*; 高田 弘; 中島 宏; 永尾 忠司*; 大山 幸夫; 小迫 和明*

JAERI-Research 99-010, 16 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-010.pdf:0.86MB

原研中性子科学研究計画で次世代短パルス核破砕中性子源の建設を目指しており、その第一歩として裸のターゲットから漏洩する中性子に関するニュートロニクス計算(ターゲット形状やターゲット材料等による)を行った。円筒形のターゲットに比べ扁平ターゲットは遙かに高い漏洩中性子束をモデレータに供給することができること、水銀ターゲットは鉛・ビスマスとも融体ターゲットに比べ高い漏洩中性子強度を与えることなどが明らかとなった。また、どの様なターゲットの形状が高い中性子強度を与えるのかなどに関して重要な知見を得た。しかしながら、正確に中性子性能を評価するためにターゲット・モデレータ・反射体系を含めた計算は不可避である。また、冷モデレータにおける核発熱の情報を得るために、ターゲットに近接(ターゲット表面から2cm)して置かれた軽水の核発熱分布を求めた。

報告書

アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉の1次冷却材漏えい及び熱交換器伝熱管の流体振動の監視装置の開発

橘 幸男; 國富 一彦; 古澤 孝之; 篠崎 正幸; 佐藤 善之*; 柳橋 実*

JAERI-Tech 98-045, 36 Pages, 1998/10

JAERI-Tech-98-045.pdf:1.36MB

アコースティック・エミッション法を用いた高温工学試験研究炉(HTTR)1次冷却設備二重管の1次冷却材(ヘリウム)漏えい及び熱交換器(中間熱交換器、1次加圧水冷却器、補助冷却器)の伝熱管の流体振動監視装置について検討し、HTTRに適用した。実機への適用に先立ち、1次冷却設備二重管の外管の1/4スケールの試験体を用いた炉外漏えい試験を実施し、検出可能な漏えい量、各種パラメータ(気体、圧力、漏えい箇所の形状、漏えい箇所からの距離)の影響について検討した。その結果、約5Ncc/secの漏えいを検知できることが明らかになった。HTTRの運転開始後に、ノイズ対策を実施する必要があると考えられるが、漏えい検知に有効な方法となる見通しを得た。

報告書

事故時格納容器挙動試験(ALPHA); 装置設計報告書

山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 森山 清史; 伊藤 秀雄; 小森 慶一; 園部 久夫; 杉本 純

JAERI-Tech 98-019, 105 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-019.pdf:4.03MB

本報は軽水炉のシビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷、格納容器からのリーク及び格納容器内でのFPエアロゾル挙動を定量的に評価することを目的とした事故時格納容器挙動試験(ALPHA)計画の実験装置の設計について述べたものである。本試験計画では、シビアアクシデント時の格納容器内における主な事象のうち、溶融物冷却材相互作用、溶融物コンクリート相互作用、FPエアロゾル挙動及び格納容器貫通部からのリーク挙動を対象としている。試験装置の設計にあたってこれら諸現象を忠実に模擬できること、高温・高圧をはじめ、従来の研究で不十分だった範囲をカバーできること、アクシデントマネージメントの観点からも独自な試験が行えること等に配慮した。本報では、試験目的、方法等に基づいて決定された装置の仕様、テスト部の諸元等について詳述する。

報告書

放射光ビームラインハッチ表面からの散乱光子による漏洩線量評価

浅野 芳裕

JAERI-Research 97-058, 78 Pages, 1997/09

JAERI-Research-97-058.pdf:1.91MB

放射光ビームラインハッチ:コンクリート床からの散乱線(グランドシャイン)による漏洩線量を1回散乱評価コードG33-GR2により評価した。光子エネルギー範囲を30keVから2.5MeVとし、ハッチ内側床面に鉛板を敷設した場合、ハッチ外側床面に鉛板を敷設した場合及びハッチ壁を床に埋設した場合の3ケースについて解析した。またモンテカルロコードITS3.0コードを用いた計算結果と比較することにより、G33-GP2コードによる計算結果の妥当性を検証した。大型放射光施設の典型的なウイグラー、アンジュレータ、偏向電磁石ビームラインについて、グランドシャインによる漏洩線量を評価した。その結果、大型放射光施設のビームラインにおいては、グランドシャインによる漏洩線量は大きくなり、安全対策上重要な検討項目の一つであること等が明らかになった。

論文

Findings from ALPHA program in the context of required containment capability

杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結; 工藤 保; 早田 邦久

Safety Options for Future Pressurized Water Reactors, 0, 14 Pages, 1994/00

原研のALPHA計画では、シビアアクシデント時に格納容器に加わる負荷を評価し、リーク挙動を明らかにし、またアクシデントマネジメントの有効性を検討することを目的に、(1)溶融炉心冷却材相互作用試験、(2)電線貫通部リーク試験、(3)溶融炉心コンクリート相互作用試験、(4)エアロゾル挙動試験、を実施している。本論では、格納容器に求められる能力に関し、ALPHA計画でこれまでに得られた知見について述べている。溶融炉心冷却材相互作用試験では、水蒸気爆破の発生を抑制するのに溶融物分散板が有効であること、溶融物の上から注水することはアクシデントマネジメントとして一般に有効であることを確かめた。リーク試験では、圧力より温度負荷が支配的であること、多くのシビアアクシデントに対し電線貫通部は健全性を保ち得ることを確かめた。今後は、実炉へのスケーリング則及びアクシデントマネジメントの有効性確認が重要である。

論文

全面マスクの防護性能の評価に関する実験; サンプリング位置の決定と測定濃度の補正に関する検討

木内 伸幸; 泉 幸男; 池沢 芳夫

保健物理, 26, p.31 - 38, 1991/00

マスクマンテスト法の実際の作業現場への適用に関する問題点として、マスク内エアロゾル濃度のサンプリング方法、測定濃度の補正について検討した。(1)サンプリング用器具として、片路開閉型のマイクロカプラーを採用し、全面マスクに取り付けた。(2)試験エアロゾル(NaClエアロゾル)のマスク面体内部の濃度分布を実測することにより、サンプリング位置を呼吸域であるノーズカップ内から決定した。定量評価の可能性は、もれ位置が、サンプリング位置と同じ側の場合、約85%以上、反対側の場合、約30%以上である。(3)エアロゾル使用に伴い、粒子成長による沈着が予想され、検出器による測定濃度には、補正を必要とする。本実験では、補正係数は、1.5であった。

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