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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2024-014, 76 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-014.pdf:4.0MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:SB-PV-03)が2002年11月19日に行われた。ROSA/LSTFSB-PV-03実験では、加圧水型原子炉(PWR)の0.2%圧力容器底部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両蒸気発生器(SG)二次側減圧を安全注入設備信号発信後10分に一次系減圧率55K/hを目標として開始し、その後継続した。さらに、AM策から少し遅れて両SG二次側への30分間の補助給水を開始した。ACCタンクから一次系への窒素ガスの流入開始まで、AM策は一次系減圧に対して有効であった。ACC系から両低温側配管への間欠的な冷却材注入により、炉心水位は振動しながら回復した。このため、炉心水位は小さな低下にとどまった。窒素ガスの流入後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。窒素ガス流入下におけるSG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(908K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、ECCSである低圧注入(LPI)系から両低温側配管への冷却材注入により、全炉心はクエンチした。LPI系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTFSB-PV-03実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2021-006, 61 Pages, 2021/04
JAEA-Data-Code-2021-006.pdf:2.78MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: SB-PV-09)が2005年11月17日に行われた。ROSA/LSTF SB-PV-09実験では、加圧水型原子炉(PWR)の1.9%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。アクシデントマネジメント(AM)策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで、このAM策は一次系減圧に対して有効とならなかった。一方、炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(958K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮により両ループのループシールクリアリング(LSC)が誘発された。LSC後、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF SB-PV-09実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
甲斐 哲也; 内田 敏嗣; 木下 秀孝; 関 正和; 大井 元貴; 涌井 隆; 羽賀 勝洋; 春日井 好己; 高田 弘
Journal of Physics; Conference Series, 1021(1), p.012042_1 - 012042_4, 2018/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)At J-PARC an Off-gas processing system has been utilized to a purging process before the target vessel replacement and an air-flow control procedure to minimize radioactivity release during the replacement. In 2011 the first replacement was carried out after a 500 MWh operation, and the tritium release was measured. It was suggested that the tritium release must be less than that measured at the replacement in 2011 even at the nominal operation of 5,000 MWh. Some procedures of an air-flow control and a rubber plug insertion have been introduced from the replacements in 2013, resulting that the amount of tritium release could be reduced to less than that released in 2011 at the nominal operation.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2018-003, 60 Pages, 2018/03
JAEA-Data-Code-2018-003.pdf:3.68MB
LSTFを用いた実験(実験番号:SB-PV-07)が2005年6月9日に行われた。SB-PV-07実験では、PWRの1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入(HPI)系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。一番目のアクシデントマネジメント(AM)策として、手動による両ループのHPI系から低温側配管への冷却材の注入を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、燃料棒表面温度は大きく上昇した。AM策に従い、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。また、二番目のAM策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を一次系圧力が4MPaに低下した時点で開始したが、SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで一次系減圧に対して有効とならなかった。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。本報告書は、SB-PV-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
伊藤 啓; 小泉 安郎; 大島 宏之; 河村 拓己*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 3(3), p.15-00671_1 - 15-00671_9, 2016/06
The authors are developing a high-precision CFD code with an interface tracking method to simulate the gas entrainment (GE) phenomena in sodium-cooled fast reactors (SFRs), which might be caused by a highly-intensified free surface vortex. To simulate the complicated GE phenomenon, the authors' CFD code has physics-basis algorithms which model accurately the interfacial dynamic behavior, the pressure jump condition at an interface and the surface tension. Several verification problems, e.g. the slotted-disk problem, have been already solved and the accuracy of each individual algorithm is confirmed. In this paper, a basic experiment of the GE is simulated to validate the developed CFD code. In the experiment, the entrained gas flow rate is measured by image processing with a high-speed video camera. The simulation result of the entrained flow rate shows comparable value to the experimental data, that is, our CFD code is considered applicable to the evaluation of the GE in SFRs.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01
JAEA-Data-Code-2015-022.pdf:3.31MB
LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
高田 弘; 直江 崇; 甲斐 哲也; 粉川 広行; 羽賀 勝洋
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerators (AccApp '15), p.297 - 304, 2016/00
J-PARCでは、パルス核破砕中性子源の水銀ターゲットを1MWの設計ビーム強度で運転するために継続的に様々な努力を行ってきた。1つの技術的な進歩は、3GeVの陽子ビームが25Hzの繰り返しで入射される際にターゲット容器の尖頭部に誘起されるキャビテーション損傷の低減である。水銀ターゲットへの微小気泡注入の性能を向上させた結果、300kWの陽子ビームで2050MWhの運転を行った後で、ターゲット容器の内側表面に顕著なキャビテーション損傷がないことを観測した。これとは別に、ターゲット容器を交換する際に放出される気体状の放射性物質、特にトリチウムの量を抑制においても進展があった。ターゲット容器交換の際、ターゲットシステムが開放されるときに、その内部の空気を気体廃棄物処理設備に引き込む手順を加えることによって、スタックからのトリチウム放出を抑制した。例えば、2050MWhの運転後の場合、放出されたトリチウム量は12.5GBqであり、これば予測値の5.4%に留まった。このような進展に基づき、2015年4月から核破砕中性子源の運転ビーム強度は500kWに増強された。
伊藤 啓; 小泉 安郎*; 大島 宏之; 河村 拓己*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
近年、過酷事故時の燃料溶融などの複雑現象を評価するため、高精度数値解析モデルの開発が進められている。著者らも、高速炉におけるガス巻込み現象評価のために、高精度界面追跡法に基づく数値解析コードの開発を進めている。評価対象のガス巻込み現象は渦流れによって誘起され、渦中心線に沿った自由界面の窪みとその先端から発生する気泡離脱によって特徴付けられる。この現象を解析するため、気液界面の動的変形挙動や界面における圧力条件や表面張力に関して物理的考察に基づく解析モデル開発を行っており、基本検証問題によって解析精度を確認している。本研究では、ガス巻込み基礎実験における気泡巻込み現象を対象とした解析を行うことで、解析コードの検証を実施する。解析の結果、実験結果と同様の気泡巻込み流量が得られており、解析による高速炉ガス巻込み現象評価の妥当性が示されている。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11
JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB
LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
小嶋 拓治
真空, 47(11), p.789 - 795, 2004/11
排煙や排ガスに電子ビームを照射すると、その主成分である空気中の窒素, 酸素, 水及び炭酸ガスなどから反応性に富んだ水酸化ラジカル, 活性酸素などの活性種が生成する。紫外線やプラズマ放電でも同様の反応を起こさせることが可能だが、放射線ではこれらの活性種を高密度に生成させることができるため、石炭/石油燃焼火力発電所排煙中の硫黄酸化物及び窒素酸化物, ごみ燃焼排煙中のダイオキシン類、及び換気ガス中の有害揮発性有機化合物(VOC)などと、それらが極微量であっても効率よく化学反応を起こさせて、それら環境汚染物質を分解または除去しやすい化学物質に変えることができる。ここでは、この原理に基づく電子ビームを用いた排煙・排ガスの浄化技術に関して日本原子力研究所における研究開発例を述べる。
小嶋 拓治
触媒, 46(3), p.248 - 253, 2004/04
石炭/石油燃焼火力発電所排煙中の硫黄酸化物及び窒素酸化物の除去,ごみ燃焼排煙中のダイオキシン類の分解、及び換気ガス中の有害揮発性有機化合物の分解・除去など、環境汚染物質を含む排煙・排ガスの電子ビームを用いた浄化技術に関する研究開発について述べる。
峯尾 英章; 後藤 実; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 萩谷 弘通*; 内山 軍蔵
Separation Science and Technology, 38(9), p.1981 - 2001, 2003/05
被引用回数：26 パーセンタイル：66.38(Chemistry, Multidisciplinary)銀シリカゲル(以下Ag-Sと略)カラム内のヨウ素-129分布を予測する数学モデルの適用性を44,000MWdt
までの燃焼度の使用済燃料の溶解時に発生する実際のオフガスを用い検討した。モデルによって予測されたヨウ素-129の分布は実験で得られた分布とよく一致した。このモデルは使用済燃料溶解時のオフガス処理のため423Kで運転されるAg-Sカラムにおけるヨウ素分布予測に有効であることが示唆された。また、この予測で用いた有効拡散係数やラングミュア係数の値は、オフガス中のNO
濃度が1%程度まで使用可能であると考えられた。
峯尾 英章; 八木 知則; 高橋 昭*; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄
Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Mamagement and Environmental Remediation (ICEM '99)(CD-ROM), 3 Pages, 1999/00
高度化再処理プロセスPARCの重要な機能である、環境への影響低減化技術の1つとして、炭素-14を二酸化炭素として吸着する技術の開発を行っている。天然モルデナイト、水素化モルデナイト及び改質水素化モルデナイトの二酸化炭素吸着容量を破過曲線の測定により取得し比較した。使用した二酸化炭素の濃度は350ppmで、NO
ガスの濃度を0.05~1%に設定した。実験の結果、天然モルデナイトと2mol/l水酸化ナトリウム水溶液で改質した水素化モルデナイトが高い吸着容量を示すことがわかった。NOガスの濃度を1%までに増加させると、試験対象とした吸着材すべての吸着容量は減少した。
峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。
木原 武弘; 桜井 勉*; 中野 雄次*; 藤根 幸雄
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.830 - 837, 1998/00
燃料再処理行程でのヨウ素の挙動を調べるため、未照射のUOペレットの溶解試験を、NUCEF-BECKYの
・
セルにおいて行った。その結果、ヨウ素は、0.37%が溶解液中に残留し、また1.30%が不溶解性残滓中に留まった。ほとんど全てのヨウ素は溶解オフガスに移行し、74.06%からヨウ素吸着カラムで捕集され、11.33%がHEPAフィルターに、0.10%が溶解オフガス洗浄塔に、それぞれ捕集された。その他のヨウ素はオフガス配管の表面に蓄積したと考えられる。
中村 秀夫; 安濃田 良成; 久木田 豊
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, p.497 - 503, 1991/00
ROSA-IV/LSTFを用いて、原子炉停止後のミッドループオペレーション(1次系水位を低下させて各種メインテナンス作業)実施中の余熱除去(RHR)喪失事象を模擬した実験を実施した。ここでは、開口部やレグ閉鎖部の位置、蒸気発生器(SG)2次系冷却材の有無をパラメータとした3例の実験結果についてまとめた。実験では、いずれも炉心が沸騰して1次系が加圧され、その後連続的に、炉心露出を伴うループシール解除や長期間の炉心ボイルオフ等が観察された。その際2次系冷却材は、沸騰する炉心で生じる蒸気のSG細管内での蒸気凝縮を促進し、1次系冷却材の保持および圧力昇速度低下に有効となることが観察されたが、同時に事象発生時に1次系気相部を満たしていた非凝縮性ガス(空気)が、SG細管内での蒸気凝縮を強く防げる効果が有ることがわかった。
内山 軍蔵; 島飼 誠之*; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅
JAERI-M 90-016, 71 Pages, 1990/02
改良ボロキシデーションプロセス実験装置は核燃料再処理工程からの放射能放出低減化研究の一貫として、ボロキシデーション法のプロセス工学的な研究を実施するために設計・製作されたベンチスケール規模(処理量2kg-UO/バッチ)の実験装置である。本装置を用いて、軽水炉模擬使用済み燃料(酸化ウラン)の酸化一還元サイクル挙動、トリチウムなどの揮発性核分裂生成物の放出挙動および回転軸封部のシール性能などを把握することができた。ここでは、本装置の概要などについてまとめた。
の放出はあるか?佐藤 忠; 夏目 晴夫*
UTNL-R-0190, p.17 - 19, 1986/00
再処理オフガス中放射性物質の除去、固定に関する研究会(61年3月15日、東海)、(共同利用オフパイル、60F-5)で行なった講演「硝酸溶液からのRuの揮発挙動」(登録No.B-51065)およびその後の討論結果をまとめたものである。
佐藤 大輔; 矢野 公彦; 北脇 慎一; 佐野 雄一; 竹内 正行
no journal, ,
Analysis on fresh TEHDGA/SiO
-P and HONTA/SiO-P by using TG-MS was cleared that organic compounds were generated from impregnated extractants and copolymer of support by heating. Furthermore, it was found that both spent adsorbents could be treated by heat treatment with the conditions decided from the results of TG-MS.
