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論文

Analytical study of SPERT-CDC test 859 using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS

谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05

 被引用回数:0

The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.

論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

 被引用回数:0

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

論文

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

報告書

OSCAARコードパッケージの使用マニュアル

安全研究センター リスク評価研究ディビジョン 放射線安全・防災研究グループ

JAEA-Testing 2020-001, 65 Pages, 2020/03

JAEA-Testing-2020-001.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構安全研究センターは、原子炉事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を進めている。OSCAARは、レベル2PRAで得られたソースタームを基に、様々な気象条件に対し、環境に放出された後に拡散・沈着した放射性物質から公衆が受ける被ばく線量、防護措置による被ばく低減効果を考慮した上で、それに起因する健康影響等を確率論的に評価する計算コードである。このOSCAARを基に、Windows上にて、OSCAARの解析実行に加え、入力データファイルの作成、出力データファイルの後処理まで効率良く実施できるOSCAARコードパッケージを整備した。本報告は、OSCAARコードパッケージの使用方法を示したマニュアルである。

報告書

安定ヨウ素剤服用による甲状腺被ばく低減係数データベースの開発(受託研究)

木村 仁宣; 宗像 雅広; 波戸 真治*; 菅野 光大*

JAEA-Data/Code 2020-002, 38 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2020-002.pdf:3.23MB

原子力事故に対する緊急時計画策定のための技術的知見を得るため、原子力機構が開発した確率論的事故影響評価(レベル3PRA)コードOSCAARを用いて、様々な事故シナリオに対し、様々な早期防護措置の実施による被ばく低減効果の評価を進めている。放射性ヨウ素の吸入による甲状腺被ばく線量を低減させるため、安定ヨウ素剤服用は有効な早期防護措置である。安定ヨウ素剤の効果を最大限にするためには服用時期が重要であり、そのため、緊急時計画策定にあたり安定ヨウ素剤服用の最も効果的な実施方法をあらかじめ検討しておく必要がある。本研究では、安定ヨウ素剤の服用による甲状腺負荷量を評価できるヨウ素代謝モデル(Johnsonモデル)に、国際放射線防護委員会(ICRP)Publ.66の呼吸気道モデル及びPubl.30の胃腸管モデルを取り入れることで、安定ヨウ素剤の服用効果を考慮した、より現実的な甲状腺の内部被ばく線量評価を行うことができるヨウ素代謝モデルを新たに開発した。さらに、OSCAARコードの評価に用いるため、開発したヨウ素代謝モデルを用いて安定ヨウ素剤の服用時期に応じた甲状腺被ばく低減係数のデータベースを整備した。

論文

Experimental and analytical investigation of formation and cooling phenomena in high temperature debris bed

堀田 亮年*; 秋葉 美幸*; 森田 彰伸*; Konovalenko, A.*; Vilanueva, W.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; Thakre, S.*; Hoseyni, S. M.*; Sk$"o$ld, P.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3-4), p.353 - 369, 2020/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Key phenomena in the cooling states of debris beds under wet cavity conditions were classified into several groups based on the complicated geometry, nonhomogeneous porosity and volumetric heat of debris beds. These configurations may change due to the molten jet breakup, droplet agglomeration, anisotropic melt spreading, two-phase flow in a debris bed, particle self-leveling and penetration of molten metals into a particle bed. The modular code system THERMOS was designed for evaluating the cooling states of underwater debris beds. Three additional tests, DEFOR-A, PULiMS and REMCOD were employed to validate implemented models. This paper summarizes the entire test plan and representative data trends prior to starting individual data analyses and validations of specific models that are planned to be performed in the later phases. It also tries to report research questions to be answered in future works, such as various scales of melt-coolant interactions observed in the PULiMS tests.

論文

燃料被覆管用改良合金の照射成長挙動

垣内 一雄; 天谷 政樹

日本原子力学会和文論文誌, 19(1), p.24 - 33, 2020/03

原子力事業者は、既存の発電用軽水炉のさらなる有効活用と安全性向上等のため、軽水炉燃料被覆管の組成を従来の材料から変更することで外表面腐食量や水素吸収量の抑制を図った改良型Zr燃料被覆管合金の開発を進めてきている。この改良合金Zr試料を対象として、試験用原子炉(ノルウェー・ハルデン炉)を用いた照射成長試験を実施した。種々の組成を有する改良合金Zr燃料被覆管からクーポン状の試験片を作製し、照射試験リグに装荷して、ハルデン炉の水ループ内で約8$$times$$10$$^{21}$$(n/cm$$^{2}$$、E$$>$$1MeV)まで照射した。照射温度は240, 300及び320$$^{circ}$$Cであり、照射温度300及び320$$^{circ}$$Cにおける水化学条件は商用PWR条件を模擬したもの、また照射温度240$$^{circ}$$Cについてはハルデン炉の冷却材条件であった。原子炉の停止期間中及び照射試験終了時には試験片の外観観察並びに試験片の長さ及び重量測定を行った。長さの変化量から求めた照射成長量は、照射温度、被覆管の製造時熱処理条件、製造時に添加した水素量等の条件が同じ場合、合金組成によらず同程度であった。また、照射成長量と照射欠陥の蓄積及び回復挙動との関係が改良合金においても示唆された。

論文

Effects of oxidation and secondary hydriding during simulated Loss-Of-Coolant-Accident tests on the bending strength of Zircaloy-4 fuel cladding tube

岡田 裕史; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 136, p.107028_1 - 107028_9, 2020/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

In order to evaluate the fracture resistance of fuel rods against a seismic loading following a Loss-Of-Coolant-Accident (LOCA), the bending strength of fuel cladding which experienced a simulated LOCA has been investigated since the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident. In this study, four-point-bending-tests were performed using Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a simulated LOCA sequence in order to investigate the effects of oxidation and secondary hydriding occurring during a LOCA on the bending strength of fuel cladding. According to the obtained results, it was suggested that the maximum bending stress would be affected by the oxygen concentration in the prior-beta layer as well as the thickness of prior-beta layer. It was considered that the decrease in maximum bending stress by secondary hydriding is probably expressed by multiplying a factor of 0.37 by the maximum bending stress which solely takes account of the effect of oxidation.

論文

Evaluation of the effects of differences in building models on the seismic response of a nuclear power plant structure

崔 炳賢; 西田 明美; 村松 健*; 高田 毅士*

日本地震工学会論文集(インターネット), 20(2), p.2_1 - 2_16, 2020/02

本研究では、原子力施設の確率論的地震リスク評価の信頼性向上に資するため、原子炉建屋の地震応答解析結果におけるモデル化手法の違いによる影響を評価し、フラジリティ評価における認識論的不確実さを定量化することを目的としている。入力地震動として、偶然的不確実さを考慮するため、ハザード適合地震波を用いた。現実的な応答を得るため、原子炉建屋の3次元詳細モデルによる地震応答解析を実施し、建屋の壁および床の最大加速度について、中央値と対数標準偏差により統計的評価を行った。本研究により、建屋の上層部や床の開口部周辺において面外変形などの3次元効果が現れることが分かった。

論文

A New probabilistic evaluation model for weld residual stress

真野 晃宏; 勝山 仁哉; 宮本 裕平*; 山口 義仁; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 179, p.103945_1 - 103945_6, 2020/01

溶接残留応力(WRS)は、確率論的破壊力学(PFM)に基づく亀裂を有する配管溶接部の破損確率評価において最も重要な影響因子の一つであるとともに、大きな不確実さを有する。既存のPFM解析コードにおけるWRSの確率論的評価モデルでは、有限要素解析から得られる板厚内の複数の離散点におけるWRS値の不確実さが考慮されるが、板厚方向のWRSの分布形状が考慮されないため、板厚内におけるWRS値の相関関係や力のつり合いに関する複雑でユーザー依存の追加処理を行う必要がある。本研究では、より合理的なWRSの確率論的評価モデルとして、有限要素解析に基づくWRS解析結果をフーリエ余弦級数で表現し、WRS分布の不確実さをフーリエ余弦級数の係数の確率分布を用いて表現する確率論的評価モデルを提案した。フーリエ余弦級数の係数は、板厚内の特定位置におけるWRS値の大きさと板厚方向におけるWRSの分布形状の両方を同時に考慮して決定されるため、板厚内におけるWRS値の相関関係や力のつり合いが考慮されている。提案したWRS評価モデルは、解析コードのユーザー依存性がなく、簡単かつ合理的にWRSの不確実さを考慮できるため、PFM解析において有用であると結論した。

論文

Fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.68 - 78, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). In total eight integral thermal shock tests were performed for these specimens, simulating LOCA conditions including ballooning and rupture, oxidation, hydriding, and quenching. During the tests, the specimens were oxidized to 10% - 30% equivalent cladding reacted (ECR) at approximately 1473 K and were quenched under axial restraint load of approximately 520 - 530 N. The effects of burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes on the ballooning and rupture, oxidation, and hydriding under LOCA conditions were inconsiderable. Further, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture in the ECR values equal to or lower than the fracture limits of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube reported in previous studies. Therefore, it can be concluded that the fracture limit of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to approximately 85 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it slightly decreases with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Liquid film behavior and heat-transfer mechanism near the rewetting front in a single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.100 - 113, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The rewetting front propagation may occur when the fuel rod is cooled by the liquid film flow after it is dried out under accident conditions for BWR cores. Our previous study has revealed importance of precursory cooling, defined as a rapid cooling just before the rewetting, which has a significant effect on the propagation velocity. To understand the mechanism of the precursory cooling, we conducted heat transfer experiments using a single heater rod contained inside the transparent glass pipe to measure heat transfer behavior with simultaneous observation using a high-speed camera. The results showed characteristic effects of the wall temperature on the liquid film flow and liquid droplets formation at the rewetting front, i.e. sputtering. Even when the liquid film flows in rivulets under adiabatic condition, horizontally uniformed rewetting front was observed with increasing wall temperature due to enhanced flow resistance by sputtering. This sputtering effect was also confirmed from observations of the liquid film thickness, which increased with approaching the rewetting front. Heat transfer coefficients were predicted roughly well with a single-phase heat transfer correlation with entrance effects, suggesting the thinner thermal boundary layer downstream of the rewetting front may be one of the precursory cooling mechanisms.

論文

Rapid clogging of high-efficiency particulate air filters during in-cell solvent fires at reprocessing facilities

大野 卓也; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 阿部 仁

Nuclear Technology, 206(1), p.40 - 47, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

再処理施設におけるセル内溶媒火災事故は、近年の日本の規制基準において注目されている事象である。本研究では、再処理施設の換気系を模した試験系でリン酸トリブチル/ドデカン混合溶媒を燃焼させ、発生したエアロゾルをHEPAフィルタに負荷させた。その結果、ドデカンが混合溶媒中から焼失した後にフィルタ差圧が急激に上昇する現象が確認された。我々は、この現象を急速目詰まりと呼び、ドデカン焼失に起因する現象であると考えている。急速目詰まりとドデカン焼失の関係を把握することは、再処理施設における規制基準の構築にとって有用であると思われる。また、エアロゾルの分析結果からは、急速目詰まりが生じている間に生成されたエアロゾルは、粒径が大きく、未燃溶媒成分に富んでいることが明らかになった。これらの結果より、急速目詰まりの原因は、未燃溶媒の放出又は未燃溶媒蒸気と煤煙の相互作用によるものであると考えられる。総じて、この研究が示唆するところによると、火災事故時においてはこれまで予想されてきたよりも急速に換気系フィルタの目詰まりが進行する可能性があるといえる。

論文

Development of an external radiation dose estimation model for children returning to their homes in areas affected by the Fukushima Nuclear Accident

森 愛理; 高原 省五; 吉田 浩子*; 眞田 幸尚; 宗像 雅広

Health Physics, 117(6), p.606 - 617, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

On 1 April 2017, evacuation orders in large areas were lifted. To estimate external radiation doses to children after returning to these areas, a dose estimation model based on a probabilistic approach has been developed. Validation of the model in an area for which individual personal dosimetry measurements were available show that it is valid for infants, kindergarteners, 3rd to 6th grade elementary school students, and junior high school students. As a result of our estimations, 95th percentile doses to all age groups were less than 20 mSv y$$^{-1}$$ in period from 2017 to 2020 and in all areas. Doses in some areas were less than 1 mSv y$$^{-1}$$, which is the long-term dosimetric target set by Japanese government. It is noted that our results are preliminary. To estimate doses to the children precisely, further considerations for assumptions and limitations on the environmental contamination conditions and behavioral patterns of children will be needed.

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Thermodynamics)

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

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

Ion-induced irradiation hardening of the weld heat-affected zone in low alloy steel

河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史; 西山 裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 461, p.276 - 282, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

The microstructural distribution in the heat-affected zone (HAZ) under the stainless overlay cladding of low alloy steel was investigated by metallurgical observation and finite element analysis (FEA). The distribution of the coarse-grain (CG) HAZ and the fine-grain (FG) HAZ in low alloy steel by metallurgical observation agreed well with the FEA results. Base metal contained mixed bainite with ferrite, whereas the CGHAZ and the FGHAZ contained mixed lower bainite with martensite and mixed upper bainite with ferrite, respectively. Ferrite fraction in FGHAZ was higher than those other areas. After ion irradiation at a fluence of 0.5 dpa, irradiation hardening and the formation of solute clusters were observed at the base metal, FGHAZ, and the CGHAZ. Atom probe tomography analysis revealed that irradiation hardening increased with increasing volume fraction of clusters, although irradiation hardening at the FGHAZ was greater than that at the CGHAZ, which contained more clusters than the FGHAZ. This difference in irradiation hardening may be due to the differences in the amount of ferrite, carbide precipitates and so on in the different microstructures.

論文

The Effect of air fraction in steam on the embrittlement of Zry-4 fuel cladding oxidized at 1273-1573 K

Negyesi, M.; 天谷 政樹

Oxidation of Metals, 92(5-6), p.439 - 455, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

The paper deals with the effect of air fraction in steam on the embrittlement of Zry-4 fuel cladding exposed under steam-air atmospheres (air fractions of 10-100%) in the temperature range of 1273-1573 K. Ring compression tests were carried out in order to evaluate the embrittlement of fuel cladding. Furthermore, the microhardness of prior $$beta$$-phase was measured and fractured surfaces were observed under SEM. The degree of the embrittlement was discussed against the results of metallographic and hydrogen analyses. The microstructure and the hydrogen pick-up were substantially affected by nitride formation. Accelerated oxidation kinetics enhanced shrinking of the prior $$beta$$-region. The enhanced hydrogen absorption resulted in the increased microhardness of prior $$beta$$-phase. The degree of fuel cladding embrittlement, expressed by the plastic strain at failure and the maximum load, correlated well with the microhardness and the thickness of prior $$beta$$-phase.

報告書

平成30年度緊急時対応技術適用のためのバックグラウンド航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 古宮 友和; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作*; 松永 祐樹*; 河端 智樹*; 萩野谷 仁*; 平賀 祥吾*; 佐藤 一彦*; et al.

JAEA-Technology 2019-017, 95 Pages, 2019/11

JAEA-Technology-2019-017.pdf:12.09MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より放射性核種の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。今後も本モニタリング技術を原子力発電所事故時における緊急時モニタリングに活用し、そのモニタリング結果を迅速に提供することを目指している。そのために、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、空域情報等の情報を整備している。2018年度は島根原子力発電所および浜岡原子力発電所周辺について航空機モニタリングを実施した。本報告書は、その結果および実施によって抽出された技術的課題についてまとめたものである。

報告書

安全研究センター成果報告書(平成30年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2019-015, 147 Pages, 2019/11

JAEA-Review-2019-015.pdf:7.77MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、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を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)保障措置、(9)放射性廃棄物管理の安全性)について、平成30年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

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