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山田 一夫*; 洞 秀幸*; 丸山 一平*; 粟飯原 はるか; 富田 さゆり*; 東條 安匡*; 渋谷 和俊*; 細川 佳史*; 五十嵐 豪*; 駒 義和
Proceedings of Waste Management Symposia 2024 (WM2024) (Internet), 7 Pages, 2024/03
Estimation of Cs and Sr contamination of concrete below the turbine pits after the Fukushima Daiichi NPP accident was carried out. Considerations were based on the type of cement and aggregate used, drying, carbonation and cracking of the concrete, and the contamination history, i.e. contact with contaminated water after a one-day immersion in seawater from the tsunami. The relationship between crack density and the amount of contaminated concrete was determined from the reproduction of crack density and the acquisition of apparent diffusion coefficients for cracked and uncracked areas from the immersion experiment with contamination history.
近藤 正聡*; 大久保 成彰; 入澤 恵理子; 小松 篤史; 石川 法人; 田中 照也*
Energy Procedia, 131, p.386 - 394, 2017/12
被引用回数：10 パーセンタイル：97.26(Energy & Fuels)鉛合金冷却高速炉の空気侵入事故におけるPb合金冷却材の化学的挙動を、種々の組成のPb合金の熱力学的考察および静的酸化実験によって調べた。鉛ビスマス(Pb-Bi)合金の性的酸化試験の結果、空気中の773KではPbOが優先的に形成され合金中からPbが減少したが、Biはこの酸化挙動には関与しなかった。その後Biが濃縮するとPb-Bi酸化物の他Bi
O
が形成された。合金の酸化速度は鋼の酸化速度よりもはるかに大きく、合金中のPb濃度が高いほど大きくなった。Pb-Bi合金とステンレス鋼との共存性は、合金中のPb濃度が低くなると悪化した。合金中のBi組成によって溶解タイプの腐食が促進されたためである。一方、Pb-Li合金は、LiPbOおよびLiCOを形成しながら酸化が進行し、合金からLiが減少した。冷却材のこれらの酸化物は、空気侵入事故時の原子炉冷却系の酸素濃度増加後に低温領域で生成すると考えられる。
島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Proceedings of the 1st International Symposium on Advanced Fluid Information (AFI-2001), p.227 - 232, 2001/10
核融合実験炉ITERの構成要素を約1/1600で模擬した試験装置を使って、冷却材侵入事象(ICE)下における沸騰二相流挙動を定量的に調べた、また、安全性評価解析コードTRAC-PF1を使って試験結果の検証計算を行い、プラズマチャンバー(PC)や真空容器(VV)に侵入した水の流動挙動を3次元的に把握した。本研究により次の成果を得た。(1)サプレッションタンク,リリーフ配管,ドレンタンク等から成るITER圧力抑制システムは圧力上昇の抑制に非常に有効であり、ITER圧力抑制システムの設計は妥当である。(2)圧力の上昇はPCやVVの内壁温度よりも侵入水温度の影響を強く受ける。(3)圧力抑制システムによる圧力上昇の抑制はリリーフ配管の断面積に依存する。(4)PC内に侵入した水の大部分はPCとサプレッションタンクの圧力が均圧するまでPC内に停滞する。その後PCの水はVVに停滞し、最終的にドレンタンクに移動する。(5)水浸入後300秒程度までの時間帯では、PC内の平均熱伝達率は水侵入とともに増大し水侵入終了時に最高値約1300W/m
Kを示し、その後は低下する。VVの平均熱伝達率は最高でも150W/mK程度である。一方、PC底部に位置するダイバータ部の平均熱伝達率は水侵入終了時から顕著に上昇し300秒時に約1500W/mKを示す。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 栗原 良一; 関 泰; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42, p.67 - 72, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.33(Nuclear Science & Technology)本論文は、国際熱核融合実験炉ITERの核融合熱流動安全性研究のうち、原研で実施されている真空容器内冷却材侵入事象(ICE:Ingress of Coolant Event)を調べるための予備試験装置を用いて最初に得られた実験結果についてその特徴をまとめたものである。実験は、容器内初期圧力が真空の場合と大気圧の空気で満たされた場合について、容器内圧力及び壁面温度の経時変化を測定し、安全性解析コードの性能・精度検査データとして提供することを目的とした。主な実験結果としては、容器内における圧力上昇は真空条件の方が初期1気圧条件に比べて格段に圧力上昇が小さいこと、及び冷却材衝突面での温度降下が極めて大きいことが明らかとなった。この原因として、容器内での比凝縮性ガスの存在、容器内へ噴出した水の蒸発形態及び容器に取り付けた各種ノズル・パイプ内での凝縮効果が指摘された。
菊地 啓修; 林 君夫; 福田 幸朔
JAERI-M 92-114, 20 Pages, 1992/08
本研究は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価において想定されている空気浸入事故に関連して、空気が十分に供給される極限状態での燃料の健全性および酸化挙動を実験的に把握することを目的とした空気酸化実験に関するものである。HTTR用燃料について、空気雰囲気中、900~1400
C、最大600時間(温度1300C)の加熱を行った。空気酸化後に測定したSiC層破損率は、製造時の破損率を超えない範囲にとどまり、加熱温度および加熱時間に対する依存性は見られなかった。また、空気酸化後のSiC層の表面には、酸化膜が形成されたことが走査型電子顕微鏡観察、レーザラマン分光分析、およびX線回折分析によって確認された。
中村 雅英*; 大橋 一孝*; 伊与久 達夫
FAPIG, 0(129), p.13 - 21, 1991/11
HTTRは炉心出口冷却材温度が定格時850C、高温試験運転時950Cと高いため、炉内には耐熱性に優れた多量の黒鉛材料を使用している。高温の黒鉛は空気あるいは水蒸気と反応するため、1次冷却系内へ空気あるいは水が侵入する事故が発生した場合、炉内の黒鉛構造物が酸化されて原子炉の安全性が損なわれないことを確認する必要がある。本報は、黒鉛酸化解析手法の概要とHTTRの空気侵入事故及び水侵入事故における黒鉛酸化量評価例を紹介する。
林 君夫; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 伊与久 達夫; 浅海 正延*; 菊地 孝行; 沢 和弘; 中川 繁昭; 鹿志村 悟; 菊地 啓修; et al.
JAERI-M 91-140, 61 Pages, 1991/09
高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価を行なうため、運転時の異常な過渡変化時及び事故時における燃料及び炉心の安全評価上の判断基準を検討した。異常な過渡変化時の判断基準は、炉心燃料については、「燃料最高温度が1600Cを超えないこと」とし、燃料限界照射試料については「試料温度が2500Cを超えないこと」とした。一方、事故時の判断基準は、(i)燃料要素が黒鉛ブロック内に留まっていること、(ii)サポートポスト及びポストシートが炉心を支持するのに十分な強度を有していること、とした。以上のように設定することの妥当性を燃料から見た代表的な異常事象における燃料の挙動を取り上げて示した。
岡本 太志*; 大橋 一孝*; 松木 靖夫*; 田部 裕*; 沢 和弘; 中川 繁昭; 國富 一彦
FAPIG, 0(127), p.11 - 19, 1991/03
高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor)は、現在日本原子力研究所で建設を進めている熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉であり、高温ガス炉技術の高度化及び高温に関する先端的研究を実施するための試験研究炉である。高温工学試験研究炉は、平成元年2月に設置許可申請を行い、平成2年11月に設置許可を取得した。本報では、高温工学試験研究炉の安全評価について、評価すべき事象の選定の考え方及び解析評価例について紹介する。
関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(11), p.857 - 864, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)低レベル放射性廃棄物の海洋処分に備えて、200l多重構造容器の安全性試験として、高水圧試験を行った。得られたデータから、水みちを通る水の進入状況をコンピュータによりシミュレートした。 以上の結果を確認するため、パッケージの吊り下し-回収試験を水深5,000mの範囲で行った。結果として、安全上問題となるような破損は認められなかった。
大杉 俊隆; 吉田 弘幸; 太田 文夫*
JAERI-M 7608, 110 Pages, 1978/03
ピン型燃料の1000MWeガス冷却高速部(GCFR)の非均質効果の検討を行なった。検討の対象とした炉特性は、臨界性、中性子スペクトル、中性子束分布、出力分布、増殖比、ドップラー効果、ヘリウム・ボイド効果および蒸気侵入効果である。セル計算は衝突確率法に基づいて行ない、方向依存拡散係数はBenoistの式により求めている。得られた結論は以下の通りである。(1)臨界性に対する比非均質効果は比較的大きく-0.46%
k/kであり燃焼と共に若干小さくなる。(2)蒸気侵入効果に対する非均質効果は非常に大きく、侵入した水の量0.01g/ccに対して0.05%k/k、0.03g/ccに対して0.12%k/k、0.05g/ccに対して0.14%k/kとなる。燃焼と共に若干大きくなる。(3)他の諸特性についての非均質効果は無視できる大きさである。(4)300MWeGCFRについても1000MWeGCFRと同様の結論が得られた。
