Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2025.113098

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of HO/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114222

For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the -Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

Detection of beta-emitting radioactive hotspots inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using an optical fiber radiation sensor based on wavelength-resolving analysis

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 一場 雄太*

Radiation Measurements, 187, p.107486_1 - 107486_8, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2025.107486

We measured the distribution of beta-ray emitters inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a novel optical fiber-based position-sensitive radiation sensor designed for operation in high dose rate environments. Plastic scintillation fibers (PSFs) were installed inside the Unit 3 reactor building, where scintillation light generated through interactions between radiation and the PSFs was detected by a spectrometer to obtain the wavelength spectrum. By applying an unfolding method to the wavelength spectrum, we estimated the distribution of beta ray emitters along the PSFs. To isolate the beta ray contribution in a high gamma dose rate field, we compared measurements taken with and without a stainless steel tube serving as a beta ray shield. As a result, we identified a hotspot predominantly influenced by beta rays for the first time in the high dose rate area on the southern side of the first floor of the Unit 3 reactor building.

研究用原子炉を利用したRI製造; JRR-3における取り組み

木名瀬 政美

Radioisotopes, 74(2), p.233 - 238, 2025/07

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.740212

放射性同位元素(RI)は、その多くが研究用原子炉や加速器で製造され、工業分野や医療分野等への活用により国民生活の向上に大きく貢献している。今後も研究用原子炉を用いたRI製造・頒布は重要とされており、「もんじゅ」サイトに建設計画中の新試験研究炉でもRI製造が期待されている。本稿では、研究用原子炉JRR-3を利用したRI製造の取り組みを紹介する。

燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2025-001, 94 Pages, 2025/06

JAEA-Review-2025-001.pdf:6.21MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和元年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築及びプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和5年度は、各システムの検証とともに、模擬環境においてモニタリングプラットフォーム上の移動カメラから取得された画像を用いて立体復元モデルを生成し、可視化対象に対して最適視点からの映像提示が可能であることを、各研究項目協力のもと統合実験として実施した。

Steam Explosion Simulation Code JASMINE v.3 User's Guide; Revised for code version 3.3c

岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*

JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-001.pdf:9.71MB

水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。

Numerical simulation of coupled THM behaviour of full-scale EBS in backfilled experimental gallery in the Horonobe URL

杉田 裕; 大野 宏和; Beese, S.*; Pan, P.*; Kim, M.*; Lee, C.*; Jove-Colon, C.*; Lopez, C. M.*; Liang, S.-Y.*

Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100668_1 - 100668_21, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.gete.2025.100668

国際共同プロジェクトDECOVALEX-2023は、数値解析を使用してベントナイト系人工バリアの熱-水-応力(または熱-水)相互作用を研究するためのタスクDとして、幌延人工バリア性能確認試験を対象とした。このタスクは、モデル化のために、1つの実物大の原位置試験と、補完的な4つの室内試験が選択された。幌延人工バリア性能確認試験は、人工的な地下水注入と組み合わせた温度制御非等温の試験であり、加熱フェーズと冷却フェーズで構成されている。6つの研究チームが、さまざまなコンピューターコード、定式化、構成法則を使用して、熱-水-応力または熱-水(研究チームのアプローチによって異なる)数値解析を実行した。

Pressure-induced elongation of hydrogen-oxygen bond in sodium silicate melts

大橋 智典*; 坂巻 竜也*; 舟越 賢一*; Steinle-Neumann, G.*; 服部 高典; Yuan, L.*; 鈴木 昭夫*

Journal of Mineralogical and Petrological Sciences (Internet), 120(1), p.240926a_1 - 240926a_13, 2025/06

https://doi.org/10.2465/jmps.240926a

0-6GPa, 1000-1300Kのドライおよび含水NaSiO融体の構造と高温高圧から回収したガラスの構造をその場中性子回折及びX線回折により調べた。また、0-10GPa, 3000Kの融体の構造をab-initio分子動力学シミュレーションにより調べた。その場中性子実験から、-O-D-O-架橋種の形成によりD-O距離が圧縮とともに増加することが明らかになり、分子動力学シミュレーションでも再現された。圧力による-O-D-O-形成は、水素がより強固に取り込まれることを反映しており、実験的に観測されたケイ酸塩融体中の水の高い溶解度のメカニズムとして働く。一方、0-10GPa, 3000KにおけるドライNaSiOの圧縮は、Si-O-Si角の曲げに支配される。さらに、含水NaSiO融体の分子動力学シミュレーションから、圧力上昇とともに、2(Si-O + Na) Si-(O-Si-O) + 2NaおよびSi-O + Na + Si-OH Si-(O-H-O-Si) + Naで示される反応により、ナトリウムイオンがネットワーク修飾の役割を果たさなくなることを示唆している。

Estimation of the beam trip frequency of a proton linear accelerator for an accelerator-driven nuclear transmutation system and comparison with the allowable beam trip frequency

武井 早憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 45 Pages, 2025/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2523023

日本原子力研究開発機構では、マイナーアクチニドを効率的に核変換する加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。このシステムは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器(ADS用陽子加速器)の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発を困難にしている要因の一つは、熱サイクル疲労を誘因するビームトリップ事象であり、この事象によって未臨界炉の機器が損傷するからである。ADS用陽子加速器は大強度陽子加速器の一つであるJ-PARCリニアックと比べて電流比で32倍の差がある。従って、開発段階に応じてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と許容ビームトリップ頻度を比較することが必要になる。今回、J-PARCリニアックの運転データに基づく信頼度関数を使ったモンテカルロ法のプログラムを作成し、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。モンテカルロ法のプログラムにより、従来の解析手法では得られなかったビームトリップ事象の時間分布が得られた。その結果、許容ビームトリップ頻度を満足するには、ビームトリップ時間が5分以上のビームトリップ頻度を現状の27%に低減しなければならないことがわかった。

Experiments on central reaction rate ratios and fission distributions in the FCA-XXII-1 assembly simulating highly enriched MOX fueled tight lattice LWR cores

福島 昌宏; 安藤 真樹; 長家 康展

Nuclear Science and Engineering, 199(6), p.1029 - 1043, 2025/06

https://doi.org/10.1080/00295639.2024.2405668

A series of simulated experiments were conducted at the FCA to simulate a light water reactor core with a tight lattice cell containing highly enriched MOX fuel with a fissile Pu ratio 15%. The prediction accuracy of the neutron computation codes and nuclear data libraries in a wide range of neutron spectra was evaluated by constructing three experimental configurations of the FCA-XXII-1 assembly with different void fractions (45%, 65%, and 95%) of the moderator material. In a previous paper, we reported the criticality and reactivity worths measured in these experiments. This paper provides the experimental results for the central reaction rate ratios and fission distributions as follows. The fission rate ratios of U and Pu relative to U were measured at the core centers using three calibrated fission chambers, and the U capture reaction rate ratio relative to U fission was measured using depleted uranium foils. Reaction rate distributions were also obtained by traversing four micro fission chambers of HEU, NU, Pu, and Np through each core region in the radial and axial directions. The experimental analyses were performed using detailed models of the Monte Carlo code MVP3 with JENDL-4.0. Most calculation results agreed well with the experiments, whereas those for the fission rate ratio of Pu to U were underestimated by up to 6% with the softening neutron spectrum.