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論文

Leaching behavior of prototypical Corium samples; A Step to understand the interactions between the fuel debris and water at the Fukushima Daiichi reactors

仲吉 彬; Jegou, C.*; De Windt, L.*; Perrin, S.*; 鷲谷 忠博

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110522_1 - 110522_18, 2020/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:84.6(Nuclear Science & Technology)

Simulated in-vessel and ex-vessel fuel debris, fabricated in the Colima experimental facility set up in the PLINIUS platform at CEA Cadarache, were selected and leaching experiments were carried out under oxidizing conditions. In parallel, geochemical modeling was performed to better understand the experimental concentrations, pH evolutions and secondary phase's formation. Finally, the Fractional Release Rates of the (U, Zr)O$$_{2}$$ matrix for the two kinds of samples (in-vessel and ex-vessel) were found to be close to or one order of magnitude lower than that of SF under oxidizing conditions (from 10$$^{-6}$$ to 10$$^{-7}$$ per day), but the release processes are different.

論文

Monte Carlo criticality analysis under material distribution uncertainty

植木 太郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(3), p.267 - 279, 2017/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.67(Nuclear Science & Technology)

過酷事故の炉心溶融の際に生成される二酸化ウラン・コンクリート混合物の臨界性評価に関連して、ワイエルシュトラス関数に基づく確率論的乱雑化モデルを構築し、モンテカルロ法臨界計算の不確かさを検討した。中性子実効増倍率の評価値には、無視できない揺らぎが生じることがわかった。

論文

Analysis of WITCH/LINER experiments on heat transfer between gas-agitated steel melt and vertical wall

丸山 結; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.914 - 922, 1999/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:29.56(Nuclear Science & Technology)

気体流入による攪拌を伴う溶融鋼と垂直壁との熱伝達特性を明らかにするため、WITCH/LINER実験の解析を実施した。溶融鋼の固化を考慮した一次元熱伝導数値解析により、気体攪拌を伴う流体を対象とした熱伝達相関式の評価を試みた。Konsetovの熱伝達相関式を改良し、解析に適用した。解析結果と実験との比較から、改良したKonsetovの熱伝達相関式を用いることにより、WITCH/LINER実験において観測された熱伝達特性を妥当な範囲で再現できること、及びこの熱伝達相関式が気体攪拌を伴う低プラントル数流体と垂直壁との熱伝達に適用され得ることが示唆された。

報告書

CORCON-Mod3 analysis of SURC experiments on molten core concrete interaction

J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純

JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12

JAERI-Tech-95-052.pdf:1.32MB

CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。

口頭

Phases and morphology in the simulated MCCI products prepared by arc melting method

高野 公秀; 小野澤 淳; 須藤 彩子

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生成した、炉心溶融物とコンクリートの反応生成物(MCCI生成物)の取出しに向けた性状把握のため、アーク溶解の手法により実験室規模で種々の模擬MCCI生成物を調製し、断面の生成相と凝固組織を観察・分析するとともに、各生成相の微小硬さデータを取得した。出発物質として、ステンレス鋼, 炭化ホウ素, 金属ジルコニウム, (U,Zr)O$$_{2}$$, 希土類酸化物, 白金族合金等の炉心成分とコンクリートの粉末を用いた。アーク溶解により、模擬MCCI生成物は酸化物部分と金属質部分に大きく分離する傾向を示し、生成する各相の傾向は、初期混合物中のコンクリート/Zr比で整理できることが分かった。これは、主要な酸化要因がコンクリートの熱分解で放出される水分である一方、金属ジルコニウムが強力な還元剤として作用するためである。各生成相の硬さは、コンクリート由来のケイ酸ガラスが7GPa程度、(U,Zr,Gd,Ca)O$$_{2}$$コリウムが13-15GPa程度であるのに対し、最も硬いのは、ホウ素が酸化されずに残存した際に金属質部分に析出するホウ化物で、最高で25GPa程度であった。

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