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成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.650 - 660, 2019/07
To evaluate the oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam, laboratory-scale isothermal oxidation tests were conducted using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of up to 85 GWd/t: M-MDA
, low-tin ZIRLO, M5
, and Zircaloy-2 (LK3). These oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s, and the oxidation kinetics was evaluated. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens estimated by assuming the parabolic rate law was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens reported in a previous study. It is considered that the protective effect of the corrosion layer hindered oxidation. Furthermore, no increase in the oxidation kinetics because of the pre-hydriding was observed. The onset times of the breakaway oxidations of these cladding tube specimens were comparable to those of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes reported in previous studies. Therefore, it is considered that the burnup extension up to 85 GWd/t and the use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly increase the oxidation kinetics and do not significantly reduce the onset time of the breakaway oxidation.
植木 太郎
Nuclear Science and Engineering, 193, p.776 - 789, 2019/07
相関を伴うモンテカルロ計算タリーの統計誤差を、標準化時系列とブラウン橋の統計を組み合わせて評価できることは、オペレーションズ・リサーチで知られている事実である。本論文では、標準化時系列を確率微分方程式に基づいてブラウン運動に収束する統計量に変換し、統計誤差評価・確率的分布収束の判定を、近似なしで、タリーを格納することなしに実行する手法について報告する。手法の妥当性検証に関しては、強相関下の臨界性問題、原子炉の全炉心計算、動特性パラメータ評価を例として報告する。
安全研究センター
JAEA-Evaluation 2019-001, 138 Pages, 2019/06
JAEA-Evaluation-2019-001.pdf:9.54MB
日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)、この大綱的指針を受けて策定された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成30年3月29日改正)等に基づき、平成30年12月26日に「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」に関する中間評価を安全研究・評価委員会(以下、「評価委員会」という。)に諮問した。評価委員会は、平成30年12月27日に機構側から研究開発の実績に関する口頭説明を受けた上で、評価委員会において定めた方法に従って評価を実施し、答申書を取りまとめた。機構は、答申書に記載された評価委員会からの要望や改善点に関する意見に対し、その対処方針を策定し、機構の措置として取りまとめた。本報告書は、評価委員会から提出された評価結果(答申書)、機構の措置及び評価委員会に提出した資料をまとめたものである。
宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた解析コードである。主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたFEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。
長谷川 邦夫; Li, Y.; Kim, Y.-J.*; Lacroix, V.*; Strnadel, B.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 141(3), p.031201_1 - 031201_5, 2019/06
2個の欠陥が近接して存在する場合は、これらの欠陥は1つの欠陥に合体される。この合体評価は多くの国の維持規格に採用されているが、具体的な合体クライテリアは異なっている。一方、2個の周方向欠陥を有するステンレス鋼配管の曲げ試験が行われており、塑性崩壊荷重は求められている。また、解析的な式も導かれている。本研究では、これらの実験と解析結果から得られる塑性崩壊応力を合体クライテリアから導かれる塑性崩壊応力と比較した。その結果、合体クライテリアを用いた塑性崩壊応力は、実験や解析結果と極めて異なることが分かった。
吉田 一雄; 玉置 等史; 吉田 尚生; 吉田 涼一朗; 天野 祐希; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.69 - 80, 2019/06
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。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。本報では、硝酸-水混合蒸気系の雰囲気でのNOx系の化学種の化学変化をレビューし、それに基づき再処理施設の高レベル廃液の蒸発乾固事故での建屋区画内での熱流動及び各化学種の濃度変化の解析モデルを提案し、実規模体系での解析を試行した結果を示す。その結果を基にRuの施設外への移行量評価の高度化に向けた課題を提言する。
孫 昊旻; 柴本 泰照; 岡垣 百合亜; 与能本 泰介
Science and Technology of Nuclear Installations, 2019, p.1743982_1 - 1743982_15, 2019/06
Because a pool scrubbing is important for reducing radioactive aerosols to the environment for a nuclear reactor in a severe accident situation, many researches have been performed. However, decontamination factor (DF) dependence on aerosol concentration was seldom considered. DF dependence in the pool scrubbing with 2.4 m water submergence was investigated by light scattering aerosol spectrometers. It was observed that DF increased monotonically as decreasing particle number concentration in a constant thermohydraulic condition. Two validation experiments were conducted to confirm the observed DF dependence. In addition, characteristics of the DF dependence in different water submergences were investigated experimentally. It was found the DF dependence became more significant in higher water submergence.
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
BIO Web of Conferences (Internet), 14, p.03011_1 - 03011_2, 2019/05
線量係数は放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量であり、内部被ばくに対する線量評価や防護基準値の設定における基礎的な量である。本研究では、国際放射線防護委員会(ICRP)の2007年勧告に従う内部被ばく線量評価コードの開発の一環として、最新の線量評価用モデル・データを用いた線量係数計算機能を開発した。開発した機能の品質は、本機能による計算結果とICRPが公開している作業者に対する線量係数データベースの収録値を比較することにより検証した。本発表では、線量係数の比較結果や、今後の開発計画について報告する。
Li F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.432 - 439, 2019/05
パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)Hydride precipitates are considered to affect cladding integrity adversely during pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) in a reactivity-initiated accident (RIA). This study aims to clarify the role of hydride precipitates in cladding failure under the biaxial stress condition. The amount and distribution of hydride precipitates (hydride morphology) were evaluated quantitatively and hydrogen content was measured to assess its effect on the decrease in outer surface hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The decrease in failure strain of the hydrided samples was found to be more significant under lower strain ratios in the samples with shallower pre-crack. The failure strain of sample tended to be more sensitive to hydrogen content under the strain ratio with a higher axial component in the case of samples with hydrogen contents higher than ~150 wppm.
真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
国内の原子力発電所では、構造健全性の確保のため、日本機械学会維持規格等に従って配管溶接部の非破壊試験(NDE)が実施される。応力腐食割れ等の経年事象が想定されない溶接部において、一連のNDEは10年の間隔にわたって実施され、各間隔での試験程度は維持規格において要求される。試験対象の溶接線は、2つのサンプリング方式に基づいて試験程度を考慮して選択される。1つは前回の試験と同じ箇所を選択する定点サンプリングである。もう一つは、前回の試験とは異なる箇所を選択するランダムサンプリングである。NDEにおけるサンプリング方式の選択は、配管の構造健全性における重要な要素の1つと考えられる。確率論的破壊力学(PFM)解析は、構造健全性評価の合理的な手法の一つであり、NDEの影響を考慮して亀裂を有する機器の破損確率等の定量値を評価できる。本研究では、PFM解析に基づき原子炉配管の破損確率に及ぼすNDEのサンプリング方式の影響を評価し、その結果、PFM解析から得られた破損確率は、NDEのサンプリング方式を選択するための定量的な数値指標として有用であることを確認した。
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
This work deals with oxidation behavior of Zry-4 fuel cladding exposed to steam at 1273 K. The condition corresponds to LOCA. The effect of the specimen surface roughness and experimental setting on the oxidation behavior was investigated by employing two experimental techniques for oxidation tests and metallographic analysis along with hydrogen pick-up measurement. Slower heating rate under steam flow led to significantly slower oxidation rate during the subsequent isothermal exposure. As a consequence, the breakaway was delayed substantially. The effect of the specimen surface roughness on the oxidation behavior seemed to be rather minor under the investigated conditions. On the other hand, hydrogen uptake was found to be substantially affected by both the specimen surface roughness and the tested experimental setting.
Kang, Z.; 永井 穣*; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
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結果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)版の局部損傷評価について検討してきた。本稿では同様の解析手法を用いて、先端形状が半球型・円筒型の剛飛翔体の斜め衝突によるRC版の局部損傷評価結果を分析し、飛翔体の先端形状の違いによるRC版の局部損傷への影響評価について得られた知見を報告する。
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered as a promising methodology in the integrity assessment of structural components in a nuclear power plant since it can rationally represent the influence parameters in their inherent probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, a PFM analysis code called PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) has been developed by Japan Atomic Energy Agency, which can be used for structural integrity assessments of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Up till now, many efforts have been made on verifying the PASCAL4 code. Among them, a Japanese working group which is consisted of seven participants from industries, universities and institutes was established to conduct the verification studies. Based on verification activities during the past two years, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs were confirmed with great confidence. This paper summarizes the verification activities in this working group including the verification plan, analysis conditions and results.
永井 穣*; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究では柔飛翔体の斜め衝突に対する評価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)版の局部損傷評価について検討してきた。その1では、さらに先端形状が半球型の剛飛翔体の衝突を受けるRC版の局部損傷評価を実施し、円筒型の結果と比較した結果を報告している。その2では、同様の解析手法を用いて、先端形状が半球型・円筒型の柔飛翔体の斜め衝突によるRC版の局部損傷評価結果を分析し、飛翔体の先端形状の違いによるRC版の局部損傷への影響評価について得られた知見を報告する。半球型の柔飛翔体による斜め衝突の場合、円筒型の柔飛翔体による斜め衝突の場合よりも表面破壊深さが大きい等という結果を得ている。
奥野 浩; 岡本 明子; 海老根 典也; 早川 剛; 田中 忠夫
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 15 Pages, 2019/05
原子力事故時や放射線の緊急事態の際には、災害対策基本法に基づく指定公共機関である日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国及び地方公共団体を支援する役割を負っている。本論文では、(1)原子力施設の原子力事故時又は放射線緊急事態への準備及び対応のための指定公共機関としてのJAEAの役割を明らかにし、(2)2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の制御不能に起因する敷地外の放射線緊急事態におけるJAEAの防災業務計画に基づく緊急時対応活動の概要、さらに(3)国の防災基本計画及び都道府県の地域防災計画を踏まえ、国及び地方公共団体が実施する訓練への参加を中心に平常時の活動を報告する。
森 愛理; 石崎 梓; 普天間 章; 田辺 務; 和田 孝雄; 加藤 貢; 宗像 雅広
保健物理, 54(1), p.45 - 54, 2019/04
Large quantities of radionuclides were released as a result of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident. It is known that these radionuclides contaminated inside houses as well as outdoor environment. Considering the radiation protection of residents after a nuclear power station accident, it is important to know the influence of radionuclides inside houses to radiation dose to residents. In this study, we investigated removal factors and fractions of fixed contamination of various materials inside houses in Okuma Town, Futaba Town, and Namie Town to assess the contamination level inside house appropriately. Nine kinds of materials, fibers, woods (smooth), woods rough), glasses, concretes (smooth), concretes (rough), plastics, PVCs and metals, were used in examinations. The lowest and the highest removal factors were 23% - 16% of woods (rough) and 79% - 7.7% of glasses, respectively. Removal factors of all materials were higher than 10% which is recommended by Japanese Industrial Standard. The negative correlation was found between removal factors and fractions of fixed contamination. Using this correlation, the decontamination factor, which means the ratio of the activity removed from the surface by one smear sample to the activity of the total surface activity, was proposed. The air dose rate from the contamination inside house was calculated using obtained decontamination factors and removal factor of 10%. In the case using the removal factor of 10%, the air dose rate derived by indoor contamination was approximately 2 times higher than the case using obtained decontamination factors. We found that the air dose rate derived by indoor contamination was much lower than the air dose rate outside house, and the influence of indoor contamination on the external exposure was small.
Mares, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 141(2), p.021203_1 - 021203_6, 2019/04
パーセンタイル：100(Engineering, Mechanical)周方向に内外表面亀裂を有する管の塑性崩壊応力は、米国機械学会のボイラーと圧力容器の規格のSection XIのAppendix Cで推定式が記載されている。このAppendix Cの推定式は欠陥形状が同じであれば内外表面亀裂の塑性崩壊応力は同じである。われわれは、管の平均半径を欠陥面と欠陥以外の面の2つの平均半径を考慮し、内外表面亀裂を有する管の塑性崩壊応力を導いた。その結果、外表面欠陥の塑性崩壊応力は、管の厚さが大きく亀裂が深くて長いとき、Appendix Cの推定式は大きく、非安全側になることが分かった。
千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹
JAEA-Technology 2019-002, 29 Pages, 2019/03
JAEA-Technology-2019-002.pdf:2.43MB
原子力災害対策特別措置法及び同法「計画等命令」の改正が、2017年10月30日に実施された。この改正への対応のため、楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力機構内原子力緊急事態支援組織として、対象となる機構各施設から選出された要員に対して緊急時対応用遠隔操作資機材の操作訓練を開始した。当該訓練は、偵察用ロボット(クローラベルト使用の走行ロボット・小型)、作業用ロボット(同前・大型、作業機構(腕状又は長尺トング)付)及び小型無線ヘリの3種の機材の操作訓練を一式とし、受講する要員の訓練経験及び熟練度に応じて初級, 中級及び上級の3段階に分けて実施することとした。本報告は、2018年度上期に実施した初級及び中級の訓練のため策定した要員育成プログラムについて述べたものである。
石崎 梓; 普天間 章; 田窪 一也*; 中西 千佳*; 宗像 雅広
JAEA-Data/Code 2018-022, 20 Pages, 2019/03
JAEA-Data-Code-2018-022.pdf:2.05MB
原子力災害発生時に、被ばく線量を低減するための手段として、屋内退避施設や家屋等の建屋への避難をする場合がある。被ばく線量をどの程度低減することができるかを評価するためには、避難対象施設を構成している建築材料の遮蔽能力を把握しておく必要がある。そこで、国内にて現在、建屋を建築する際に使用されている主な建築材料について、3種類のエネルギーの光子(X線及びガンマ線)照射試験を実施し、各建築材料の光子透過率を取得、整理した。その結果、木構造や鉄骨構造で多く使用されている複合壁や屋根の遮蔽性能が比較的低いことがわかった。また、複合壁や屋根に使用する材質が異なることによって、遮蔽性能が変化する結果となった。例えば、複合壁の場合、外壁が窯業系サイディング材の場合と比較すると、軽量コンクリートの場合では、透過率が低くなった。さらに、遮蔽性能が比較的低い建築材料については、遮蔽性能を強化するための追加対策として、遮蔽材を付加した場合の光子透過率についても測定を行い、その結果を取りまとめた。
Li, Y.; 東 喜三郎*; 長谷川 邦夫
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 171, p.305 - 310, 2019/03
Flaws due to stress corrosion cracking have been detected in piping systems in nuclear power plants. Failure bending moment of a ductile pipe containing a circumferential flaw is predicted using the net-section stress approach according to ASME Code Section XI as a limit load criterion. However, in the current code, the failure bending moment can only be adopted for a pipe containing a single circumferential flaw with constant depth. In this study, a failure estimation method for pipes containing multiple circumferential flaws with complicated shapes was proposed. Furthermore, failure experiments were performed for stainless steel pipes containing two circular circumferential flaws. The failure bending moments obtained from the experiments were compared with the estimated results. Based on the experimental results, it was concluded that the proposed failure estimation method satisfactorily represents the failure behavior of the pipes and can be applied in engineering application.
