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論文

VEGA; An Experimental study of radionuclides release from fuel under severe accident conditions

工藤 保; 日高 昭秀*; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.883 - 889, 2005/10

VEGA計画を、日本原子力研究所において実施している。本計画では、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出に関する実験及び数値計算による実験後解析を行っている。雰囲気圧力,燃料温度,不活性または水蒸気雰囲気及びMOXに関して放出に対する影響を研究した。これらの影響は、高温及び高圧を含む実験実施の困難さからこれまでほとんど研究されてこなかった。加圧下におけるCsの放出は、大気圧下に比べて低下した。UO$$_{2}$$の融点より低く、燃料が泡状化するような温度領域においてCsの放出が促進された。水蒸気雰囲気においては、He不活性雰囲気に比べてCs及びRuの放出が増加した。2800K以上においてPuの放出量が、それまでの温度に比べて約3桁増加した。

論文

Radionuclide release from mixed-oxide fuel under high temperature at elevated pressure and influence on source terms

日高 昭秀; 工藤 保; 石川 淳; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.451 - 461, 2005/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.33(Nuclear Science & Technology)

VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験では、ATRふげんで照射されたMOX燃料を0.1及び1.0MPaのHe中で3123Kまで昇温した。その結果、Cs放出が2200K以下でUO$$_{2}$$燃料よりも増加すること,昇圧下の揮発性FPの放出はUO$$_{2}$$の場合と同様に減少すること,最終的なCsの放出割合は100%に達したが、低揮発性核種の放出は燃料溶融を経てもほとんど増加しないことを観測した。また、絶対量は小さいもののPu放出が2800K以上で増加することを観測したが、従来モデルではこれを予測できないため、測定データに基づいて実験式を作成した。VEGA実験の結果から、UO$$_{2}$$とMOX燃料では、PSAの観点から重要な放射性物質のインベントリ及び放出割合にほとんど差が無いことから、プルサーマル化により原子炉リスクは増加しないとの見通しを得た。

報告書

VICTORIA2.0コードを用いた燃料からの放射性物質放出に関するVEGA-1及び-3実験解析

日高 昭秀*; 工藤 保; 木田 美津子; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-001, 67 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2005-001.pdf:3.38MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質の放出を調べるVEGA計画では、昇温中のFPの放出及び移行沈着を把握するため、それらを機構論的モデルに基づいて評価できるVICTORIA2.0コードを用いて実験解析を実施することにしている。本報では、同コードのVEGA実験解析への適用性を調べるため、試験後分析を全て終了しているVEGA-1及び-3実験について、Csを対象とした解析結果について記述する。VEGA-1実験のCs放出履歴から求めた結晶粒内拡散に関する相関式は、最高温度の異なるVEGA-3実験のCs放出割合を適切に再現した。この相関式をVICTORIA2.0コードに適用して実験装置配管内へのCs沈着分布を評価したところ、沈着量及びフィルタ捕集量を過少評価した。その原因は、同コードはFPを起源とするエアロゾルのみしか考慮しておらず、エアロゾル化を過小評価するためであった。そこで、FP以外の微粒子を凝縮核とした不均質核形成によるエアロゾル化と粒成長を考慮することにより、同コードはVEGA実験におけるCs沈着分布を適切に予測できることを示した。

論文

Proposal of simplified model of radionuclide release from fuel under severe accident conditions considering pressure effect

日高 昭秀; 工藤 保; 石神 努; 石川 淳; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1192 - 1203, 2004/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.89(Nuclear Science & Technology)

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースターム高精度予測を目的として、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験を行っている。そのうち、圧力影響を調べた実験において、1.0MPaでは0.1MPaに比べCs放出が約30%減少することを観測した。この現象は、結晶粒内拡散に加え開気孔中ガス拡散を考慮した2段階拡散モデルにより説明できることを明らかにした。しかしながら、このモデルは計算時間がかかり、確率論的安全評価等で使用する際は現実的でない。このため、2段階拡散モデルに基づき、燃料表面における開気孔中のガス拡散流束の圧力依存性1/($sqrt{P}$)を、放出率速度係数を与える従来のCORSOR-Mに乗じる簡易モデルを導出した。さらに、この簡易モデルを原研のソースタームコードTHALES-2に組み込んで、BWRのTQUXシーケンスにおけるCsI放出を調べた所、格納容器が早期に破損する場合は、環境中放出割合がかえって増加する場合があることを明らかにした。今後、ソースターム計算において1/($sqrt{P}$) CORSOR-Mモデルの使用を提案する。

論文

Radionuclide release from mixed-oxide fuel under severe accident conditions

日高 昭秀; 工藤 保; 更田 豊志

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.499 - 500, 2004/12

VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験ではATRふげんで照射されたMOX燃料を大気圧下で燃料の融点を超える3123Kまで昇温し、放射性物質の放出挙動を、$$gamma$$線計測,ICP-AES,$$alpha$$線計測により評価した。その結果、被ばく評価上、重要な核種であるセシウムがUO$$_{2}$$燃料よりも低温の1,000K前後から放出し始め、3,123Kでほぼ全放出となることが明らかになった。また、他の核種も含めた放出挙動について、UO$$_{2}$$燃料実験に基づくORNL-Boothモデルで評価した結果、2200K以下のCs放出は若干過小評価となるものの、ほぼ予測可能であることが明らかになった。U-235とPu-239の収率の差と、実験で得られた放出割合から予測されるUO$$_{2}$$燃料とMOX燃料からの放出量はほぼ同等であることから、原子炉のリスクに影響を与えるシビアアクシデント時のMOX燃料からの放射性物質放出挙動は、UO$$_{2}$$燃料の場合と比べてほとんど差が無いと考えられる。今後は、実験結果をもとに放出モデルを作成し、原研のソースターム解析コードTHALES-2に組み込んでソースタームへの影響を系統的に調べる。

報告書

放射性物質を含む酸性溶液からのCs分離法の検討及びICP-AESを用いた元素分析

金沢 徹*; 日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Tech 2004-050, 53 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-050.pdf:4.35MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験では、放出量評価の一環として、実験後に装置配管を酸洗浄した溶液を$$gamma$$線計測し、燃料からの放出量と装置内への沈着量のマスバランスを求めている。しかしながら、照射後数年間冷却した燃料を用いた場合、短半減期核種や微量元素の定量化が不可能である。そこで、これらの放出及び移行評価を目的として、誘導結合プラズマ原子発光分光分析(ICP-AES)を用いて酸洗液中の元素分析を実施することにしている。分析に際しては、装置の汚染防止及び被曝量低減の観点から、主な$$gamma$$線源であるCsを事前に溶液から除去しておく必要がある。アンモニウムモリブドリン酸(AMP)を用いるイオン交換分離法について、分離試験を実施した結果、Csを99.9%以上分離できること、また、錯化剤を併用することによって、一旦分離されたSbも回収可能であることが明らかになった。また、AMP法でCs分離したVEGA-3実験の酸洗液を、ICP-AESにより試験的に元素分析した結果、U, Sr, Zrの定量化に成功した。今後、Cs分離法として沈殿分離法も併用しつつ、ICP-AESを用いて、放出,移行挙動を明らかにしてゆく予定である。

論文

軽水炉シビアアクシデント影響の更なる高精度予測を目指して

日高 昭秀

日本原子力学会誌, 45(8), p.493 - 496, 2003/08

軽水炉シビアアクシデント時の炉心状態を模擬するため、世界最高温度,圧力条件を達成する実験装置VEGAを設計,製作し、雰囲気圧力が照射済燃料からの放射性物質の放出挙動に及ぼす影響を初めて実験的に定量化した。また、その結果に基づいて、圧力の影響を説明するモデルを提案した。これらの成果に対し、第35回(平成14年度)日本原子力学会賞論文賞が授与された。本稿では、受賞対象となった研究との出会い,思い入れ,苦労した点,今後の展開等について紹介する。

報告書

高温・高圧下におけるNSRR再照射燃料からの放射性物質放出挙動; VEGA-5実験の$$gamma$$線計測結果

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 金沢 徹; 木内 敏男; 上塚 寛

JAERI-Tech 2003-009, 30 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-009.pdf:1.73MB

原研では、原子炉のシビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質の放出機構解明とソースターム予測精度向上を目的としてVEGA計画を進めている。その第5回目のVEGA-5実験は、高圧のVEGA-2実験で観測された圧力効果の再現性を確認するとともに、短半減期放射性物質の放出挙動を調べることを目的とし、2002年1月に行った。試験燃料は、事前に研究炉(NSRR)で8時間、再照射した後、被覆管を取り除いた燃焼度47GWd/tU(約8.2年冷却)のPWR燃料ペレット2個(約10.9g)であり、1.0MPa,He不活性雰囲気条件で約2,900Kまで昇温した。実験では、高圧条件下におけるCsの放出抑制現象を再確認するとともに、これまでの再照射無しのVEGA実験では観測することができなかったRu-103,Ba-140等の短半減期核種の放出データを$$gamma$$線計測により取得した。

報告書

燃料安全研究2001

上塚 寛

JAERI-Review 2002-027, 147 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-027.pdf:9.54MB

燃料安全研究室では、原研における水炉燃料の安全性に関するほとんどの研究課題を担当しており、原研が有する原子炉施設,すなわちNSRR,JMTR,JRR-3及び燃料試験施設などを利用してさまざまな実験を実施している。これらの中では、高燃焼度燃料及びMOX燃料の事故時における安全性の確認研究が中心課題である。多岐に渡る実験研究,解析研究を行っている。2001年に実施した研究では、NSRRにおけるBWR出力振動試験の成功,水素吸収被覆管のLOCA急冷時耐破断特性を調べる実験の進展,シビアアクシデントの炉心雰囲気を模擬した水蒸気雰囲気下での放射性物質放出を評価するVEGA実験の成功等、有用な成果が得られた。本報告書は、燃料安全研究室が2001年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。

論文

Decrease of cesium release from irradiated UO$$_{2}$$ fuel in helium atmosphere under elevated pressure of 1.0MPa at temperature up to 2,773K

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.759 - 770, 2002/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.4(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出は、ほとんどの場合、高温高圧下で起きると考えられる。放出挙動に対する温度の影響は既存の実験で数多く調べられてきたが、圧力の影響は実験の困難さのためにほとんど調べられてこなかった。そこで、原研のVEGA実験計画では、圧力の影響を調べるため、圧力を0.1MPaと1.0MPaとする以外はほぼ同じ条件で照射済UO$$_{2}$$燃料を不活性ヘリウム雰囲気下で2,773Kまで昇温する実験を2回行った。その結果、1.0MPaの加圧雰囲気下では、燃料からのセシウム放出割合が0.1MPa下におけるそれと比べて、測定した全ての温度域で約30%減少することを世界で初めて観測した。本報では、それらの実験の概要,測定結果について述べるとともに、試験後にホットセルで行った種々の解析結果について記述する。また、観測された圧力の影響を説明する機構及び計算モデルについて議論する。

論文

Enhancement of cesium release from irradiated fuel at temperature above 2,800K

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.273 - 275, 2002/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.33(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画では、第3回目実験を2000年10月に行った。試験燃料は、被覆管を取り除いた燃焼度47GWd/tUのPWR燃料ペレット2個であり、大気圧,He雰囲気条件下で3,123Kまで昇温した。燃料溶融により、揮発性セシウム(Cs)の放出は促進され、最終的な放出割合は約100%に達したが、低揮発性のRuとEuのそれはゼロであった。燃料溶融時のCsの放出率速度係数は、燃料の融点以下の測定データから求めた放出率速度係数をアレニウス式に従って外挿した場合と比較して1桁近く増加した。このことは、燃料溶融時の放出挙動のモデル化にあたっては、UO$$_{2}$$結晶格子を常に健全と仮定するCORSOR型モデルや結晶粒内の拡散モデルなどの従来法からの外挿とは違ったアプローチが必要であることを示している。

報告書

シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動; VEGA-1実験の結果

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-055, 48 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-055.pdf:3.9MB

シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA計画の第1回目実験であるVEGA-1を1999年9月に行った。試験燃料は、燃焼度47GWd/tUのPWR燃料ペレット2個(被覆管無し)であり、大気圧,He雰囲気条件で2773Kまで昇温した。Csは1650K以上で放出し始め、最終的な放出割合は約85%に達した。Ruの最終的な放出割合は4.7%,CeとEuのそれはゼロであった。実験後に行った研究燃料に対するミクロ組織観察では、FPガス放出に伴って生じたと考えられる直径数$$mu$$mの気泡が多数観測された。Cs放出に関して既存の放出モデルを用いて評価した結果、燃料と被覆管の共晶反応が生じる高温域で計算は実験より過大となった。Cs放出データをUO$$_{2}$$結晶粒内の拡散係数で整理すると、アレニウス型にほぼ従うことから、Cs放出は粒内拡散が律速であったと考えられる。

論文

Influence of pressure on cesium release from irradiated fuel at temperatures up to 2,773K

工藤 保; 日高 昭秀; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(10), p.910 - 911, 2001/10

本報告は、最高温度2,773Kは同様にして圧力だけ異なる最初の2回の照射済燃料からの放射性物質放出実験、VEGA-1及びVEGA-2で得られたセシウム放出における圧力の影響について述べたものである。1.0MPaの圧力で実施したVEGA-2でのセシウムの放出割合は、大気圧で実施したVEGA-1のそれより小さかった。圧力による両実験での放出速度の相違を定量化するために、セシウムの放出率係数を評価したところ、約1900K以上において、VEGA-1でのセシウムの放出率係数はVEGA-2実験のそれの約2.8倍であった。

報告書

照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験装置の運転・保守要領書

林田 烈*; 日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Tech 2001-029, 161 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-029.pdf:9.33MB

照射済燃料からの放射性物質放出(VEGA)実験計画は、原子炉のシビアアクシデント時のソースタームに関する予測精度をさらに向上させることを主目的として、1999年9月から本実験を開始した。これまでに3回のホット実験を行い、いずれもおおむね成功裡に終了したが、いくつかの問題点も明らかになった。特に、装置の試運転を兼ねた第1回目のVEGA-1実験では、高熱・溶融による流路閉塞やヒータ故障があったため、不良箇所の改造や設計変更等を行い、装置の改善を図った。また、装置は小さいながらも複雑な構造をしており、適切な運転を行うためには装置を熟知する必要がある。このため、装置の改良点を確認し、装置の運転・保守に対する考え方を新たにする必要がある。本報は、VEGA実験について、装置の概要、実験の流れ、運転及び保守の要領をまとめたものである。

報告書

燃料安全研究2000

上塚 寛

JAERI-Review 2001-013, 140 Pages, 2001/03

JAERI-Review-2001-013.pdf:9.71MB

燃料安全研究室が2000年に実施した研究で得られた成果を取りまとめた報告書である。1999年4月の安全性試験研究センター内組織の再編によって新設された燃料安全研究室では、国の原子炉施設等安全研究年次計画において策定された水炉燃料に関する研究課題に対応して、多岐にわたる実験研究,解析研究を行っている。研究対象分野に対応した研究体制として下記の5グループを設けている。(1)反応度事故時挙動研究グループ,(2)冷却材喪失事故時挙動グループ,(3)通常運転時挙動研究グループ,(4)燃料挙動解析研究グループ,(5)照射済燃料からのFP放出・移行挙動研究グループ。2000年に実施した研究では、NSRR実験における高燃焼度BWR燃料の破損例観察、水素添加ジルカロイ管を用いたLOCA時燃料挙動実験の進展、高圧条件及び高温条件で実施した2回のVEGA実験の成功等、有用な成果が得られた。

論文

Quick look of first VEGA test and fabrication study of thoria components

中村 武彦; 日高 昭秀; 工藤 保; 林田 烈*; 大友 隆; 中村 仁一; 上塚 寛

JAERI-Conf 2000-015, p.201 - 209, 2000/11

最初のFP放出実験VEGA-1を1999年9月9日に実施した。実験では燃焼度47GWd/tDのPWR燃料約10gを2500$$^{circ}$$Cで10分間加熱した。実験雰囲気は、0.1MPaヘリウムで、FP放出挙動は燃料、エアロゾルフィルター、コンデンサー、希ガストラップに設置した$$gamma$$線検出器によって測定された。Cs-134及びCs-137が支配的な燃料$$gamma$$線強度は、1350$$^{circ}$$Cの調整段階から1727$$^{circ}$$Cの温度プラトーに向けて昇温を開始すると同時に減少を始めた。これに続き、加熱炉から約2.5m下流のフィルターの$$gamma$$線強度が上昇し始め、同時に希カズトラップのKr-85強度も増加を開始した。こうした$$gamma$$線強度の変化から、Cs-134, Cs-137, Ru-106, Eu-154等の放出率を予備的に評価した。酸化雰囲気で高温の実験を実施するために必要な、二酸化トリウム(トリア)構造物の製作を3種類の鋳込み方法で実施した。1999年度末には、試作品を用いた昇温実験を予定している。

論文

Current status of VEGA program and a preliminary test with cesium iodide

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 林田 烈*; 中村 仁一; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Conf 2000-015, p.193 - 200, 2000/11

日本原子力研究所では、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}C$$の高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下における照射済燃料からの中・難揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。第1回目のVEGA-1実験の前に、非放射性で揮発性のCsI粉末を装置内で蒸発させ、装置の基本性能を確認するための実験を行った。その結果、エアロゾルフィルターの捕集効率は約98%であること、設計通りにフィルターの下流側に到達するCsIエアロゾル量は微量であること、しかしながら、わずかに形成されたI$$_{2}$$ガスはフィルターを通過し、コンデンサー前の低温配管へ凝縮することを明らかにした。

論文

日本の原子力発電の動向

神永 雅紀

日本機械学会誌, 103(981), p.42 - 43, 2000/08

1998年の日本の原子力発電の動向、軽水炉に関する安全性研究及び新型炉の開発状況について解説した。原子力発電は1999年12月末現在で、BWRが28基、PWRが23基とATRが1基あり、合計52基が稼働中である。3月には、中部電力浜岡5号機(ABWR)の建設が、8月には北陸電力志賀2号機(ABWR)の建設がそれぞれ着工された。1999年の設備利用率は80.6%であった。軽水炉に関する安全性研究は原研においてLSTFを用いた次世代型PWRの重力注入式ECCSに関する実証試験、VEGAによる超ウラン元素の放出挙動に関する研究等が実施された。高温工学試験研究炉(HTTR)は、1999年9月から出力上昇試験が開始された。臨界プラズマ試験装置(JT-60)を用いてITERの定常運転法の開発が進められ、「負磁気シアプラズマ方式」によりプラズマ電流を連続的に流す運転法が世界で初めて実証された。

報告書

燃料安全研究1999

上塚 寛

JAERI-Review 2000-010, 113 Pages, 2000/07

JAERI-Review-2000-010.pdf:7.16MB

1999年4月に、安全性試験研究センター内組織の再編が行われ、反応度安全研究室、燃料挙動安全研究室の2研究室に炉心損傷安全研究室の一部を加えて、「燃料安全研究室」が新設された。これにより原研におけるすべての燃料安全研究を一研究室で担当することとなった。燃料安全研究室では、原研が有する原子力施設、すなわちNSRR(Nucear Safety Research Reactor)、JMTR(Japan Material Testing Reactor)及びJRR-3(Japan Research Reactor 3)と照射後試験施設などを利用した多くの実験・解析研究を行っており、研究対象分野に対応した研究体制として下記の5グループを設けている。(1)反応度事故時挙動研究グループ(RIAグループ)、(2)冷却材喪失事故時挙動研究グループ(LOCAグループ)、(3)通常運転時挙動研究グループ(JMTR/BOCAグループ)、(4)燃料挙動解析研究グループ(FEMAXIグループ)、(5)照射済燃料からのFP放出・移行挙動研究グループ(VEGAグループ)。本報告書は、燃料安全研究室が1999年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。

論文

照射済燃料からの放射性物質放出挙動実験(VEGA)計画について

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保

原子力eye, 46(3), p.79 - 83, 2000/03

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースタームの予測精度向上のため、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画を開始した。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}C$$及び10気圧下における中・難揮発性FPやアクチニドの放出挙動をおもに調べる予定である。また、事前に試験燃料を再照射して短半減期FPを再生させてその放出挙動を調べたり、燃焼度や酸化・還元雰囲気の影響及びMOX燃料からの放射性物質の放出挙動についても調べる。VEGA実験装置は燃料試験施設内に設置され、平成11年2月に完成した。同年9月には、最高温度2500$$^{circ}C$$、不活性雰囲気、大気圧下における照射済PWR燃料からの放射性物質の放出挙動を調べる第1回目のVEGA-1実験が成功裡に終了した。本解説では、VEGA計画の概要及びVEGA-1実験結果の速報値について述べる。

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