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論文

Experimental study on local interfacial parameters in upward air-water bubbly flow in a vertical 6$$times$$6 rod bundle

Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 144, p.118696_1 - 118696_19, 2019/12

This paper presents a database of local flow parameters for upward adiabatic air-water two-phase flows in a vertical 6$$times$$6 rod bundle flow channel. The local void fraction, interfacial area concentration (IAC), bubble diameter and bubble velocity vector were measured by using a four-sensor optical probe. Based on an existing state-of-the-art four-sensor probe methodology with the characteristic to count small bubbles, IAC in this study was derived more reliably than those in the existing studies. In addition, bubble velocity vector could be measured by the methodology. Based on this database, flow characteristics were investigated. The area-averaged void fraction and IAC were compared with the predictions from the drift-flux model and the IAC correlations, respectively. The applicability of those to the rod bundle flow channel was evaluated.

論文

Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

論文

The Effect of nitride formation on the oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding under steam-air atmospheres at 1273-1573 K

Negyesi, M.; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Materials, 524, p.263 - 277, 2019/10

The study deals with the oxidation behavior of fuel cladding under mixed steam-air atmospheres. Oxidation tests of Zry-4 were carried out at temperatures of 1273-1573 K. Post-test weight gain measurement along with metallographic examination were conducted to study separately the kinetics of the region where nitrides formed and the nitride-free region. The weight gain coming from the nitride-free region was estimated employing one-dimensional finite difference oxygen diffusion model and measured thicknesses of the metallic part of the oxidized specimen, the columnar oxide and the oxygen stabilized $$alpha$$-Zr(O) as well as the fraction of the columnar oxide at the oxide/metal interface. Consequently, the weight gain related to the nitride formation has been assessed.

論文

A Simulation of radiolysis of chloride solutions containing ferrous ion

端 邦樹; 井上 博之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.842 - 850, 2019/09

希釈海水等の少量の塩分を含む水溶液中での鉄鋼材料の照射下腐食現象において、材料由来の成分がラジオリシスに及ぼす影響を評価するため、Cl$$^{-}$$イオンとFe$$^{2+}$$イオンが共存する系での水溶液の放射線分解シミュレーションを実施した。主要な水の放射線分解生成物であるH$$_{2}$$O$$_{2}$$, O$$_{2}$$, H$$_{2}$$はFe$$^{2+}$$イオンの存在により増加した。また、Cl$$^{-}$$イオンとFe$$^{2+}$$イオンが共存する系では、これら水分解生成物の発生量がさらに増加した。これは、Fe$$^{2+}$$イオンがOHラジカルにより酸化されて生じたFe$$^{3+}$$イオンが、水分子と反応して水酸化物となる際にプロトンを放出し、水溶液が酸性化するためであると考えられた。一方、鉄鋼材料の腐食に対しては、Fe$$^{2+}$$やCl$$^{-}$$の反応に由来するH$$_{2}$$O$$_{2}$$やO$$_{2}$$の効果より、FeOOHによる鉄の溶解等の別のプロセスが主に影響を与えているものと推察された。

論文

ステンレス鋼の亀裂先端における高温水中酸化に及ぼす荷重付与の影響

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 塙 悟史

材料と環境, 68(9), p.240 - 247, 2019/09

ステンレス鋼のBWR一次系水中環境助長割れ機構検討の一環として、荷重を付与したCT試験片を290$$^{circ}$$Cの高温水に浸漬し、疲労予亀裂先端近傍の酸化物を観察した。酸化物内層は、Fe, Ni, Crを含むスピネル構造の微細粒、外層はFe$$_{3}$$O$$_{4}$$の結晶粒であった。FEM解析によるCT試験片亀裂先端の応力、ひずみ分布との比較より、塑性変形に伴う転位と弾性ひずみの重畳によって酸化物内層の形成が促進されることが示唆された。

論文

Recent discussions toward regulatory implementation of the new occupational equivalent dose limit for the lens of the eye and related studies in Japan

横山 須美*; 浜田 信之*; 辻村 憲雄

International Journal of Radiation Biology, 95(8), p.1103 - 1112, 2019/08

In 2011, the ICRP recommended reducing an occupational equivalent dose limit for the lens of the eye. Since then, there have been extensive discussions toward regulatory implementation of such new occupational dose limit. In Japan, the Radiation Council established a Subcommittee in July 2017 to discuss the feasibility of implementing the new occupational lens dose limit. In March 2018, the Radiation Council requested all relevant government ministries and agencies to take necessary actions toward implementation of the new occupational dose limit, considering a series of discussions made by the Subcommittee. According to the currently available information, the new occupational lens dose limit will be implemented into regulations in Japan, most likely in April 2021. Epidemiological and biological studies on radiation effects on the lens and studies on lens dose measurements have been conducted in Japan, some of which have been funded by the Japanese Nuclear Regulation Authority. This paper provides an overview of the recent discussions toward regulatory implementation and the current status of the studies related to radiation exposure of the lens and its effect in Japan.

論文

Fracture behavior of recrystallized and stress-relieved Zircaloy-4 cladding under biaxial stress conditions

三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(8), p.724 - 730, 2019/08

Pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) under reactivity-initiated accident conditions may lead to failure of high-burnup fuel rods. Zircaloy cladding tubes are subjected to biaxial stress states induced by PCMI loading. This type of stress state, specific to PCMI, presumably makes the tubes more susceptible to failure. To clarify the influence of the anisotropic mechanical properties of Zircaloy cladding tubes on their fracture behavior under biaxial stress conditions, biaxial tensile tests were performed, and the measured stresses and strains were converted to reduced parameters such as equivalent strain, equivalent stress, and stress triaxiality by using the anisotropic constants of the Hill yield function derived in our previous study. The minimum fracture strains for recrystallized (RX) and stress-relieved (SR) specimens were located where the stress ratio of axial to circumferential is 0.75 in the measured range. The equivalent plastic fracture strains tended to decrease monotonously with increasing stress triaxiality, which is a typical trend observed in ductile fracture, in the range of 0.65-0.78 for both specimens. In the case of SR specimens, however, the analysis with stress triaxiality did not reduce the fracture strains well to a single trend curve, showing that the anisotropic constants used in the present work or Hill yield function itself is not enough to describe the whole anisotropy involved in the fracture process of SR material.

論文

Assessment of internal doses from environmental medias contaminated by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident; Absorption fraction of Cs-137 from contaminated wild boars lived in Fukushima prefecture

高原 省五; Pratama, M. A.*; 池上 麻衣子*; 福谷 哲*

KURNS Progress Report 2018, P. 240, 2019/08

本報告書は平成30年度京都大学原子炉実験所共同利用の成果報告書である。本共同利用は福島第一原子力発電所事故後の住民の内部被ばく線量評価に資することを目的として実施するものであり、具体的には、福島事故によって汚染されたイノシシ肉に含まれるCs-137の胃腸管吸収率を評価した。

論文

Evaluation of local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by soft missile

西田 明美; Kang, Z.; 永井 穣*; 坪田 張二; Li, Y.

Nuclear Engineering and Design, 350, p.116 - 127, 2019/08

剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部破壊については、その破壊様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、実験結果およびシミュレーション結果に基づき斜め衝突に対する評価式を提案することを目的とする。本論文では、既往の衝撃実験結果のシミュレーション解析により妥当性が確認されたシミュレーション手法を用いて、柔飛翔体の斜め衝突を受ける鉄筋コンクリート版の局部損傷シミュレーションを実施し、衝突角度と衝突速度の違いによる局部損傷の低減効果やエネルギー分担率の違い等について得られた知見を示す。

論文

Analysis for the accident at unit 1 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.72 - 82, 2019/08

原子力機構では、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に加え、格納容器の破損として、ベント弁が完全に閉まらなかったために引き起こされるベントラインからの継続的な漏洩をモデル化した1号機の3週間にわたる解析結果について紹介する。本仮定に基づく解析では、原子炉冷却系や格納容器の圧力履歴を再現できており、解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約6%及び約1%であった。

論文

Analysis for the accident at unit 2 of the Fukushima Daiichi NPS with THALES2/KICHE code in BSAF2 project

玉置 等史; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.100 - 111, 2019/08

JAEAでは、BSAF2計画に参加し、THALES2/KICHEコードを用いた福島第一原子力発電所の事故解析結果を提供した。THALES2/KICHEコードの重要な特徴の一つとして、液相における速度論に基づくヨウ素化学をモデル化している。本報告では、BSAF2計画における共通の境界条件や仮定に基づいた3週間にわたる2号機の解析結果、特にBSAF2計画では、2号機の事故進展に関し、3月14日の20時から15日2時の間に観測された3つの圧力容器内圧力ピークの生じた理由に着目しており、この時期の事故進展挙動を含め紹介する。また、本解析では、圧力抑制室の下部に破損を仮定し、水の漏洩を含め、格納容器圧力挙動を再現した。解析期間の3週間で環境に放出されたヨウ素及びセシウムの初期インベントリに対する割合は、各々約3%及び約0.1%であった。

論文

Ultrasound measurement of upward liquid film flow in vertical pipe

和田 裕貴; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介; 佐川 淳*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4518 - 4531, 2019/08

原子力機構では、液膜のドライアウト・リウェットを液膜の有無を超音波液膜測定によって実現するための技術開発を実施している。原子力工学分野における従来研究では、使用する超音波の搬送周波数が5MHzと比較的低く、最小液膜厚さの限界値が実用的に0.1mm以上の厚い領域に限られていた。さらに、液膜厚さを評価する際の信号処理方法が生データと共に明確に示されておらず、それに伴う測定の不確かさにおける議論が充分ではない。そこで、本研究では15MHzの中心周波数を有する圧電素子と独自の駆動回路を用いた超音波液膜厚さ測定装置を開発した。本発表では、本装置における液膜測定の妥当性の検証結果、鉛直管内を流れる上昇環状液膜流を測定した結果及び管内測定に際する測定部の詳細設計について報告する。

論文

Experiment on density stratification behavior by containment venting using CIGMA Facility

石垣 将宏; 安部 諭; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.5927 - 5940, 2019/08

格納容器ベントシステムはシビアアクシデント時における格納容器の過圧を防止するための手段として適用される。ベント時に発生する現象の理解と最適な運用という観点から、格納容器ベント時の水素挙動に関する研究は十分ではない。そこで本研究では大型格納容器実験装置CIGMAを用いて格納容器ベントに関する基礎的な実験を実施した。特に、ベントによる水素輸送に対するベント流量及び初期ガス分布の影響について調査を行った。水素の代替ガスであるヘリウム,蒸気,空気を用いて、初期に容器内に成層を形成し、下部ベントラインからベントを実施した。ベントにより初期に容器下部に存在する蒸気・空気のみが排出され、ヘリウム成層が下方へと拡大していく挙動が観察された。この間、上部のヘリウム濃度は一定であった。最終的には容器内のガス濃度分布は均質化した。今回実施した実験条件では、ベントによる容器内のガスの顕著な混合は観察されなかった。また異なる初期濃度分布に対してもヘリウム成層の挙動に大きな差は見られなかった。

論文

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

論文

Impact assessment on local damage to reinforced concrete panels by different projectiles; Impact behavior for projectiles with hemispherical nose shape

Kang, Z.; 永井 穣*; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

剛飛翔体の衝突に伴う構造物の局部損傷については、その損傷様式に応じて多くの評価式が提案されている。既往の評価式は、構造物に対して垂直に衝突する実験から導かれた実験式が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、実験結果および解析結果に基づき飛翔体の斜め衝突に対する評価式を提案することを最終目的とする。これまでに、実験結果との比較により解析手法の妥当性を確認するとともに、妥当性が確認された解析手法を用いて、先端形状が円筒型の剛・柔飛翔体の衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板の局部損傷評価について検討してきた。本論文では、同解析手法を用いて、先端形状が半球型の剛・柔飛翔体によるRC板の斜め衝突解析を実施し、RC板の局部損傷、エネルギー分担率等について検討し、得られた知見について報告する。

論文

Uncertainty of different modeling methods of NPP building subject to seismic ground motions

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 村松 健*; 高田 毅士*

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2019/08

確率論的地震リスク評価(SPRA)における不確実さは、自然現象そのものに由来する偶然的不確実さと知識不足に由来する認識論的不確実さに分類される。SPRAの信頼性向上のためには、不確実さをなるべく低減させることが望ましい。偶然的不確実さの低減は困難であるが、認識論的不確実さは知識不足を補うことで低減されることが期待される。本研究では、認識論的不確実さの低減を最終目的とし、まずは認識論的不確実さの定量化を目的とする。入力としてハザード適合地震波を用い、従来の質点系モデルと3次元有限要素モデルの2種類のモデルによる耐震壁の最大加速度応答の違いに着目する。特に、各入力波の特性と両モデルの応答差との関係を調査し、得られた知見を報告する。

論文

Development of seismic counter measures against cliff edges for enhancement of comprehensive safety of nuclear power plants, 8; Identification and assessment of cliff edges of NPP structural system

西田 明美; 崔 炳賢; 山野 秀将; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2019/08

本研究では、リスク概念と深層防護の考え方に基づいて、様々なクリフエッジ状態を特定・定量化するトータルシステムにより原子力プラントの耐震安全性を評価し、クリフエッジ状態を回避する手法を開発することを目的としている。本論文では、原子力プラント構造システムに関して、免震導入による物理的クリフエッジの回避とともに、モデル化の違いに基づく知識起因クリフエッジの回避について検討し、得られた知見について述べる。応答解析は設計に用いられるスウェイ・ロッキング(SR)モデルと3次元詳細モデルを用いて実施し、耐震建屋の応答結果と比較することで免震導入建屋の免震効果を確認した。また、入力が過大となり免震導入建屋が擁壁と衝突する場合を想定して感度解析を実施し、衝突箇所のモデル化により建屋への影響が異なることを確認した。一方、SRモデルと3次元詳細モデルのモデル化手法の違いによる応答結果への影響を定量的に確認した。特に、3次元詳細モデルを用いて同一フロアの床応答のばらつきを定量的に評価し、建屋構造のフラジリティ評価への反映を検討した。本論文では、これらの解析や検討により得られた知見を述べる。

論文

Application of analysis for assembly of integrated components to steel member connections towards seismic safety assessment of plant structures

西田 明美; 村上 高宏*; 里田 啓*; 浅野 祐也*; Guo, Z.*; 松川 圭輔*; 大嶋 昌巳*; 中島 憲宏

Proceedings of 25th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-25) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2019/08

巨大地震に対する原子力プラント等の耐震安全評価に資するため、プラント構造の地震時挙動を把握し現実的応答評価を可能とすることは重要な課題となっている。プラント構造の地震時挙動に大きな影響を与える部位のひとつに接合部が挙げられる。特に部材接合部のモデル化は従来経験的手法に依存しており、ピンまたは剛とみなして保守的な評価がなされてきた。そこで本研究では、接合部の3次元詳細モデルを活用し、より現実的な挙動を再現するための接合部モデル化手法を開発することを最終目的とする。本論文では、その第一歩として、これまでに開発した3次元詳細解析技術を活用し、鉄骨部材からなるプラント構造の接合部を対象として、接合部の有する現実的な剛性等を把握することを目的とする。複雑に組み合わされた部材からなる接合部の3次元詳細モデルを作成し、パラメトリックスタディを行った結果、プラント構造の接合部仕様によっては半剛接合とみなせることを確認し、接合部の現実的な剛性評価のための見通しを得た。得られた成果を原子炉建屋の屋根トラスや排気塔等の鉄骨構造接合部のモデル化に適用することで、プラント耐震安全性の合理的評価が期待される。

論文

Quantitative estimation of exposure inhomogeneity in terms of eye lens and extremity monitoring for radiation workers in the nuclear industry

吉富 寛; 古渡 意彦; 萩原 雅之*; 長畔 誠司*; 中村 一*

Radiation Protection Dosimetry, 184(2), p.179 - 188, 2019/08

To manage the equivalent doses for radiation workers, exposure inhomogeneity is an important factor in the decision-making process related to protection measures and additional monitoring. Our previous study proposed the methodology to evaluate the inhomogeneity of exposure quantitatively. In this study, we applied proposed method to five different types of actual exposure situations in the nuclear industry. Two of them were conventionally characterized as homogeneous exposure, but the other three as inhomogeneous exposure. The evaluation of homogeneity exposure was conducted using Monte Carlo calculations with two simplified models, which were then verified with phantom experiments. Consequently, all of the evaluations reproduced the experimental results, implying that our proposed method would be applicable for actual work conditions in the nuclear industry. Furthermore, the two presumed homogeneous exposure situations were found to be rather inhomogeneous because of the contribution of positrons and the limited source region. The investigation also implies that obtaining the information on the most probable posture of the exposed worker, as well as the existence of the weekly penetrating radiation such as $${beta}^{pm}$$ ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.

報告書

SCHERN: 再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのNOxの化学的挙動解析プログラム

桧山 美奈*; 玉置 等史; 吉田 一雄

JAEA-Data/Code 2019-006, 17 Pages, 2019/07

JAEA-Data-Code-2019-006.pdf:1.84MB

再処理施設で想定される重大事故の一つに高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故がある。高レベル廃液には、再処理の過程で取り除かれた核分裂生成物の硝酸塩が含まれ、それらの崩壊熱で発熱するため常時冷却する必要がある。このため全電源の喪失などにより冷却機能が全喪失した状態が継続した場合、廃液が沸騰しいずれ乾固する。この間、ルテニウムの揮発性化学種が硝酸-水混合蒸気とともに気相へ移行し、施設外へ放出される可能性がある。乾固時には、廃液に含まれる硝酸塩の熱分解による脱硝反応が進行しNOxガスが発生する。NOxはルテニウムの施設内での移行挙動に大きく影響することが実験的に確認されており、硝酸及び水が共存する環境では気液各相で複雑に化学変化することが知られている。そこで建屋区画内での熱流動条件を境界条件として各化学種の濃度変化を解析する計算プログラムを開発した。

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