Evaluation of hydrogen behavior in sodium for sodium-water reaction detection of sodium-cooled fast reactor

山本 智彦; 加藤 篤志; 早川 雅人; 下山 一仁; 荒 邦章; 畠山 望*; 山内 和*; 江田 優平*; 由井 正弘*

Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 6 Pages, 2023/04

In the secondary cooling system of sodium-cooled fast reactor (SFR), a rapid detection of hydrogen explosion due to sodium-water reaction by water leakage from heat exchanger tube is steam generator (SG) is important in terms of safety and property protection. For the hydrogen detection, Ni-membrane hydrogen detectors using atomic transmission phenomenon were used in Japanese proto-type sodium-cooled fast reactor "Monju". However, during the plant operation, many alarms of water leakage were occurred without sodium-water reaction in relation to temperature up and down. The authors focus on the difference in composition of hydrogen and the difference between the background hydrogen under normal operation and the hydrogen generated by the sodium-water reaction and theoretically estimate the hydrogen behavior in liquid sodium by using ultra-accelerated quantum chemical molecular dynamics (UA-QCMD). As the results of theoretical estimation, dissolved H or NaH, rather than H, is the predominant form of the background hydrogen in liquid sodium, and hydrogen produced in large amounts by sodium-water reaction can exist stably as fine bubbles with a NaH layer on their surface. Currently, the authors study the new hydrogen detector system focusing on the difference between the background hydrogen (dissolved H) and the hydrogen by sodium-water reaction (fine bubbles H). This paper describes the comparison between the theoretical estimation and experimental results based on hydrogen form in sodium.

RELAP5 code study of ROSA/LSTF experiments on PWR safety system using steam generator secondary-side depressurization

竹田 武司; 大貫 晃*; 西 弘昭*

Journal of Energy and Power Engineering, 9(5), p.426 - 442, 2015/05

https://doi.org/10.17265/1934-8975/2015.05.002

RELAP5 code analyses were performed on two ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system that simulated cold leg small-break loss-of-coolant accidents with 8-in. or 4-in. diameter break using SG (steam generator) secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves in both SGs immediately after a safety injection signal. In the 8-in. break test, loop seal clearing occurred and then core uncovery and heatup took place. Core collapsed liquid level recovered after the initiation of accumulator coolant injection, and long-term core cooling was ensured by the actuation of low-pressure injection system. Adjustment of break discharge coefficient for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code overpredicted the peak cladding temperature because of underprediction of the core collapsed liquid level due to inadequate prediction of the accumulator flow rate in the 8-in. break case.

RELAP5 code study of ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system using SG secondary-side depressurization

竹田 武司; 大貫 晃*; 西 弘昭*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12

RELAP5 code post-test analyses were performed on two ROSA/LSTF validation tests for PWR safety system that simulated cold leg small-break LOCAs using SG secondary-side depressurization. The SG depressurization was initiated by fully opening the depressurization valves a little after a safety injection signal. In the 8-in. break test, core uncovery and heatup took place by boil-off. Core collapsed liquid level recovered after accumulator coolant injection. In the 4-in. break test, no core uncovery and heatup happened. Adjustment of break discharge coefficient for two-phase discharge flow predicted the break flow rate reasonably well. The code overpredicted the peak cladding temperature (PCT) because of underprediction of the core collapsed liquid level in the 8-in. break case. Sensitivity analyses indicated that a time delay for SG depressurization start and break discharge coefficient for two-phase discharge flow affect the PCT significantly in the 8-in. break case.

原研における二次元ZnS/LiFシンチレータ,MSGCガス検出器の開発

中村 龍也; 片桐 政樹; 山岸 秀志; 田中 浩基; 坂佐井 馨; 曽山 和彦

波紋, 15(1), p.67 - 73, 2005/01

https://doi.org/10.5611/hamon.15.67

本報では原研で開発を進めている高位置分解能二次元ZnS/LiFシンチレータ及びMSGCガス検出器に焦点を絞りこれまでの研究開発成果及び今後の展開について述べた。ZnS/LiFシンチレータ検出器の開発においては中性子有感シンチレータ/波長シフトファイバ構造の試作検出器により0.6, 0.7mm(各x,y)の位置分解能を有することを確認した。また、ガス検出器開発では独自開発した個別読み出し型検出器システムの動作確認をMWPC素子を用いて行った結果、本システムが位置分解能0.9, 1.4mm(各x,y),良好なn/弁別能を有することを確認した。

福島第二原子力発電所3号機シュラウドサンプル(2F3-H6a)に関する調査報告書(受託研究)

福島第二3号機シュラウドサンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-044, 92 Pages, 2004/05

JAERI-Tech-2004-044.pdf:15.18MB

本報告は、福島第二原子力発電所3号機炉心シュラウド下部リングH6a溶接部外側から採取したき裂を含む材料サンプル(東京原子力株式会社が平成13年度に実施した調査の際に日本核燃料開発株式会社に保管した試料の一部)について、日本原子力研究所が第三者機関として東海研究所の照射後試験施設(ホットラボ等)において各種の検査・評価を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することにより、調査結果の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は溶接金属から約3~9mm離れた位置に3箇所観察され、最大深さは約8mmであった。(2)2箇所のき裂破面を観察した結果、き裂破面のほぼ全面が粒界割れであったが、き裂開口部には約300m範囲に粒内割れが観察された。(3)表面から約500m深さまで、最高Hv400を超える硬化層が形成されていた。また、溶接金属から約3mmまでの表面層には溶接熱影響による軟化が見られた。(4)き裂の内部には、開口部からき裂の先端までほぼ全体にわたり酸化物が観察され、その酸化物は主として鉄の酸化物であった。(5)合金中に主要元素濃度の揺らぎが見られたが、き裂との間に相関性は認められなかった。本調査の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は炉心シュラウド下部リング外表面の加工層において主として粒内型の応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

Analysis of pressure- and temperature- induced steam generator tube rupture during PWR severe accident initiated from station blackout

日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00

シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。

Statistics of magnetic noise in neutron star crusts

Kondratyev, V. N.

Physical Review Letters, 88(22), p.221101_1 - 221101_4, 2002/06

https://doi.org/10.1103/PhysRevLett.88.221101

中性子星磁場により、クラストに存在する原子核の磁化にステップ状の変化が起こり、そのためにクラストドメインになだれ的な磁化変化が生じる可能性が起こることを見いだした。それにより軟リピーターのバースト現象の統計的性質を理解できることが判明した。

二国間原子力協力協定およびそれに基づく国籍管理の現状と課題

坪井 裕; 神田 啓治*

日本原子力学会誌, 43(8), p.806 - 822, 2001/08

https://doi.org/10.3327/jaesj.43.806

現在、濃縮ウラン等の核物質を、多量かつ継続的に、国と国の間で移転が行われるような場合には、その二国間で原子力協力協定を締結し、移転された核物質やそれから生成された核物質等に対して、平和非爆発利用目的への限定、保障措置の適用、第3国移転の事前同意といった、さまざま規制を設定した上で行われることが一般的である。我が国は、現在、米、英、加、豪、仏及び中国の6ヶ国と、このような原子力協力協定を締結している。このような二国間協定に基づく規制を担保する上で、協定の対象となる、協定に基づき移転された核物質等に対して、二国間協定の相手国の国籍を立てて規制が行われている。本稿では、二国間協定の歴史、背景についての分析を行い、二国間協定で求められる規制の内容の整理を行うとともに、二国間協定が核不拡散に果たしている役割、核物質等の国籍管理にかかわる課題についての考察を行った。

2次元検出型マイクロストリップガスカウンタの中性子検出効率の計算評価

山岸 秀志; 曽山 和彦; 金子 純一; 池田 裕二郎

JAERI-Tech 2000-085, 21 Pages, 2001/02

JAERI-Tech-2000-085.pdf:1.73MB

大強度加速器の強力パルス中性子ビームを用いた種々の中性子散乱実験のために、高速、超高位置分解能を有する2次元中性子検出器の開発が強く望まれている。このため、ヘリウム-3混合ガスを用いたマイクロストリップガスカウンタ(MSGC)の開発を進めている。MSGCには高い中性子検出効率が求められるが、これを実現するにはヘリウム-3混合ガスを高圧で封入する必要がある。この結果、MSGC圧力容器には厚い金属製の中性子ウィンドウが必要になって、中性子を減衰させ、検出効率を低下させる。電極間ギャップの拡大はより高い検出効率を与えるが、中性子エネルギー分解能及び高計数率性能を低下させる。高い検出効率のMSGCを開発するため、MSGC圧力容器構造,ウィンドウ材料、電極間ギャップ及びヘリウム-3混合ガス圧力の最適設計と検出効率の計算評価を行った。この結果、中性子エネルギー0.1~25MeVの範囲において93%以上の高い検出効率が得られる見通しを得たので、MSGC圧力容器構造及び検出効率性能について報告する。

Thermal hydraulic research on next generation PWR's using ROSA/LSTF

与能本 泰介; 安濃田 良成

IAEA-TECDOC-1149, p.233 - 246, 2000/05

原研では、受動安全系に関する研究をROSA/LSTF装置を用いた進めている。これまで、おもに、蒸気発生器(SG)二次側自動減圧系(SADS)と重力注入系(GDIS)を組み合わせて使用する安全系の特性を検討している。この安全系では、SG二次側を除熱源とし自動循環冷却することにより一次系を減圧し、GDISにより長期炉心冠水を維持する。実験結果は、SADSのみで一次系圧力をGDIS作動圧力0.2MPaまで減圧でき、その後、安定した長期冷却が達成できることを示した。この間SG伝熱管群において非一様流動が見られたが、この効果はSG伝熱面積を実効的に減少させるものであるため、これを考慮しないRELAP5解析では、減圧速度を過大評価するとともに安定な低圧自然循環を再現できなかった。そこで、非一様効果の原因を検討し、自然循環挙動予測のための簡易計算手法を提案するとともに、その有効性を確認した。