※ 半角英数字
 年 ~ 
検索結果: 33 件中 1件目~20件目を表示


Initialising ...



Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...


Initialising ...



Criticality configuration design methodology applied to the design of fuel debris experiment in the new STACY

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:0 パーセンタイル:0.01(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$$_{eff}$$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$$_{rm eff}$$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。


Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

 被引用回数:14 パーセンタイル:93.36(Nuclear Science & Technology)

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O$$_{2}$$ matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10$$^{-6}$$ to 10$$^{-7}$$ per day), but the release processes are different.


Effect of quenching on molten core-concrete interaction product

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09


 被引用回数:6 パーセンタイル:58.93(Nuclear Science & Technology)

Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.


Knowledge obtained from dismantling of large-scale MCCI experiment products for decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

仲吉 彬; 池内 宏知; 北垣 徹; 鷲谷 忠博; Bouyer, V.*; Journeau, C.*; Piluso, P.*; Excoffier, E.*; David, C.*; Testud, V.*

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

A large-scale Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) test (VF-U1) under the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) conditions (core material composition, concrete, and decay heat) was conducted at the large MCCI test facility (VULCANO) owned by French Alternative Energies and Atomic Energy Commission (CEA) in France. About 50 kg of simulated debris was melted and brought into contact with concrete to erode concrete under 1F conditions. After cooling, the concrete test section (concrete and MCCI product) was dismantled. Main observations of the structure of solidified pool (crust, porosity, oxide/metal layer, etc.) and of the ablation are given. The technical results obtained herein are summarized, and they provide interesting knowledge that will help with the decommissioning of 1F.


Characterization of the VULCANO test products for fuel debris removal from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; Haquet, J.-F.*; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Piluso, P.*; 鷲谷 忠博

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.217 - 220, 2018/11

Characterization of the fuel debris is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this study, the VULCANO MCCI test, VBS-U4, was selected as 1F similar conditions and the characteristics of the samples were examined. In the molten pool sample, the round-edged corium-rich oxides region, with diameters of 1-10 mm, is surrounded by a concrete-rich oxide region. It shows convection of the molten pool. Other samples also show the features of the MCCI progression. The main chemical forms of the samples are SiO$$_{2}$$, (U,Zr)O$$_{2}$$, Fe and so on. The microstructure of the samples is heterogeneous structure composed of these phases. The difference in Vickers hardness between the metallic phases and the oxide phases is a distinctive characteristic. It can be noted that the heterogeneous distribution of metallic phases in 1F MCCI products interrupt with the removal operation such as by damaging the core-boring bit.


Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.85(Nuclear Science & Technology)

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%の$$^{235}$$U濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。


Thermodynamic evaluation of the solidification phase of molten core-concrete under estimated Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident conditions

北垣 徹; 矢野 公彦; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Materials, 486, p.206 - 215, 2017/04


 被引用回数:26 パーセンタイル:94.46(Materials Science, Multidisciplinary)

The solidification phases of molten core-concrete under the estimated molten core-concrete interaction (MCCI) conditions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 1 were predicted using the thermodynamic equilibrium calculation tool in order to contribute toward the 1F decommissioning work and to understand the accident progression via the analytical results for the 1F MCCI products. We showed that most of the U and Zr in the molten core-concrete forms (U,Zr)O$$_{2}$$ and (Zr,U)SiO$$_{4}$$, and the formation of other phases with these elements is limited. However, the formation of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ requires a relatively long time. Therefore, the formation of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ is limited under quenching conditions. The solidification phenomenon of the crust under quenching conditions and that of the molten pool under thermodynamic equilibrium conditions in the 1F MCCI progression are discussed.


Study of experimental core configuration of the modified STACY for reactivity worth measurement of MCCI products

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3927 - 3936, 2016/05

MCCI生成物を含む燃料デブリの臨界安全性は福島第一原子力発電所の廃炉に関して重要な課題のひとつである。燃料デブリの臨界あるいは未臨界状態はまだわからない。なぜならその組成、位置、中性子減速条件などがまだ確認できないからである。また、燃料デブリの臨界管理に冷却水中への中性子毒物が効果的かどうかもわからない。原子力機構による解析計算のデータベースは整備中である、これは燃料デブリがとりうる組成や中性子減速条件などを幅広くカバーして、燃料デブリのサンプルや条件がわかったときに、臨界特性を評価する助けとなる。解析計算もまた不確かさを持っているがこれは原子力機構が計画しているSTACYの更新と燃料デブリの組成を模擬したサンプルによる臨界試験によって明らかにされる。この報告では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度測定のための実験炉心構成の検討について紹介する。本研究でのサンプルの計算はモデルウラン酸化物燃料($$^{235}$$Uの濃縮度は3, 4, 5重量%)とコンクリートを含む。減速不足、過減速の双方の条件での測定が可能であることが結論付けられた。また、サンプルの必要量についても見積もられた。


Criticality characteristics of MCCI products possibly produced in reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09




成合 英樹*; 杉山 憲一郎*; 片岡 勲*; 三島 嘉一郎*; 菊地 義弘*; 門出 政則*; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 長坂 秀雄*; et al.

日本原子力学会誌, 39(9), p.739 - 752, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.16(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時の熱流動は、冷却材喪失事故(LOCA)などに見られる蒸気・水二相流現象に比べ、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気雰囲気中での核分裂生成物(FP,Fission Product)ガスやエアロゾル、可燃性ガス(水素)の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、重要なシビアアクシデント過程、及び主要な熱流動挙動について概説するとともに、圧力容器内の蒸気爆発、格納容器内の蒸気爆発、エアロゾル挙動、及び解析コードについて、熱流動の観点から詳述している。



杉本 純

伝熱研究, 34(133), p.52 - 59, 1995/04



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



Analyses of ACE MCCI test L6 with the CORCON/VANESA code

日高 昭秀; 早田 邦久; 杉本 純; 山野 憲洋; 丸山 結

KfK-5108; NEA/CSNI/R(92)10, p.211 - 225, 1992/00



Results of aerosol code comparisons with releases from ACE MCCI tests

Fink, J. K.*; Corradini, M.*; 日高 昭秀; Honta$~n$$'o$n, E.*; Mignanelli, M. A.*; Schr$"o$dl, E.*; Strizhov, V.*

KfK-5108; NEA/CSNI/R(92)10, p.533 - 546, 1992/00

米国EPRIが主催する先進格納容器実験ACE計画では、シビアアクシデントの影響評価とアクシデントマネジメント対策の検討に資するため、その一環として溶融炉心/コンクリート反応に関する実験と計算コードの比較を行った。計算コードの比較は、制御棒材を含むコリウム溶融物とケイ土系コンクリートとの相互作用を調べたL6実験に対するブラインド計算として行われ、英国,ドイツ,スペイン,日本,ロシア,米国がSOLGASMIX, VANESA1.01, CORCON2.04/VANESA1.01, CORCON.UW等の各コードを用いて参加した。日本からは、JAERIがVANESA1.01コードを用いて参加した。その結果、高揮発性のAg, In, Teについては、計算結果と実験結果の差が1桁以内でほぼ一致した。しかしながら、中揮発性のBa, Srでは1桁から3桁の差が生じ、低揮発性のMoでは約5桁の差が見られた。FP以外では、特にSiの放出において、Zr-Si間の化学反応を適切に考慮しているSOLGASMIXコードの方が、その一部しか考慮していないVANESAコードよりも実験結果との差が小さかった。


模擬MCCI生成物の調製と性状評価,1; アーク溶解による溶融固化試料中の生成相と微小硬さ

高野 公秀; 小野澤 淳; 須藤 彩子

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの取り出しに向けた性状把握研究の一環として、格納容器底部での炉心溶融物とコンクリートの反応(MCCI)を模擬した試料を調製し、生成する相とそれらの微小硬さを調べた。ステンレス鋼, 金属Zr, (U,Zr)O$$_{2}$$等の炉心溶融物構成成分とコンクリートの種々の組成の混合物を成型し、アルゴン雰囲気下でアーク溶解により溶融固化し、模擬MCCI生成物とした。生成する相は、還元剤として作用する金属Zrの初期含有率が大きく影響する点に着目し、セラミック相、コンクリート由来酸化物相、金属相に大別して生成相の傾向を整理した。マイクロビッカース硬度計による微小硬さの測定結果から、(U,Zr)O$$_{2}$$にコンクリート由来のCaOが固溶することで硬さが増すことを明らかにした。


模擬MCCI生成物の調製と性状評価,2; コンクリートとの界面付近の性状

須藤 彩子; 小野澤 淳; 高野 公秀

no journal, , 

MCCI生成物の性状評価のため、コンクリート上でステンレス鋼, ZrO$$_{2}$$, Zr, (U,Zr)O$$_{2}$$等の炉心材料を局所集光加熱により溶融させ、コンクリートとの界面付近での反応生成物と熱劣化の状態を調べた。コンクリート上で(U$$_{0.5}$$Zr$$_{0.5}$$)O$$_{2}$$粉末の成型体を加熱したところ、先ず成型体の溶融が始まり、次いで伝熱により溶融したコンクリートと液相で混ざり合った。固化後に縦方向に切断し、断面を金属顕微鏡及びSEM/EDXで観察したところ、成型体部分は概ね元の形状を保っているものの、溶融固化した(U,Zr)O$$_{2}$$粒子とケイ酸ガラスの2相から成っていることがわかった。前者にはCaO及び微量のFe及びMg酸化物が固溶していた。後者のガラス中には少量のZrとUが溶け込んでいた。一方、元の成型体の下端に相当する部分は、(U,Zr)O$$_{2}$$の破砕粉は溶融していないものの、UとZrを含有したケイ酸ガラスが上部から下部へと下がってきていることを確認した。なお、コンクリートの溶融界面より下は、セメント部分の脱水により非常に脆くなっていた。



外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*

no journal, , 



燃料デブリの性状把握(27'A),7; TOLBIAC-ICBによる福島第一原子力発電所1号機のMCCIシミュレーション

北垣 徹; 矢野 公彦; 鷲谷 忠博; Haquet, J.-F.*; Boulin, A.*; Piluso, P.*

no journal, , 

Simulation of the MCCI phenomenon in a sump pit at Fukushima Daiichi NPP unit 1 was performed using the TOLBIAC-ICB. As the results, the concrete ablation rate on the bottom wall after 36 hours into the MCCI was estimated to become stable. Main components of the molten pool could be low-density and Fe, and those of the crust be dense oxides.


Characterization of fuel debris (27'A), 8; Characterization of MCCI test products for post severe accident

矢野 公彦; 北垣 徹; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博; Pascal, P.*; Jean-Fran$c{c}$ois, H.*; Patricia, C.*; Anne, B.*; Brissonneau, L.*; Brigitte, T.*; et al.

no journal, , 



Thermodynamic evaluation of molten-core concrete interaction

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博

no journal, , 

Solidification phenomena on the mixture of molten-core and concrete are discussed based on thermodynamic equilibrium calculation. Phase equilibria during solidification from melting temperature were calculated by FactSage 6.2 and NUCLEA database. In the equilibrium and low oxygen condition, (U,Zr)O$$_{2}$$, (Zr,U)SiO$$_{4}$$ and CaAl$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{8}$$ are formed in sequence from liquidus temperature. On the other hands, in the quench condition estimated by scheil cooling model, the amount of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ is limited. This indicates that ZrO$$_{2}$$ is separated from (U,Zr)O$$_{2}$$, it reacts with SiO$$_{2}$$ and (Zr,U)SiO$$_{4}$$ is produced. Moreover, in the high oxygen potential condition, thermodynamic calculation shows that (Zr,U)SiO$$_{4}$$ is immediately formed just below liquidus temperature. The formation behavior of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ and CaAl$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{8}$$ is the key factor on solidification phenomena and effects to the estimation of MCCI phenomena.

33 件中 1件目~20件目を表示