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論文

Numerical analysis for FP speciation in VERDON-2 experiment; Chemical re-vaporization of iodine in air ingress condition

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 杉山 智之; 丸山 結

Annals of Nuclear Energy, 163, p.108587_1 - 108587_9, 2021/12

In the late phase of severe accident in light water reactor nuclear power station, re-mobilization of fission products (FPs) has a significant impact on the source term because most portion of FPs is retained in reactor coolant system and/or containment vessel. Recently, VERDON-2 experiment showed noticeable re-vaporization, which was one of the re-mobilization phenomena, of iodine under air ingress condition, but this mechanism has not been identified yet. The present study numerically investigated the FPs behaviors in VERDON-2 experiment with the mechanistic FPs transport analysis code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to further understand nature for FPs behavior, especially iodine re-vaporization under air ingress condition. Consequently, this analysis reproduced the deposition profile of cesium, one of important FPs in the source term, along the thermal gradient tube (TGT) in the experiment, which revealed that cesium was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ and Cs$$_{2}$$Te after the release of molybdenum and tellurium was activated. Regarding iodine as another important FP, formation of CsI was predicted in steam condition. The CsI was transported and partly deposited and condensed onto the TGTs and other components of the VERDON facility. Under the air ingress condition, the present analysis showed the agreement for iodine re-vaporization in the experiment and revealed its mechanism; the deposits of iodide were chemical re-vaporized as molecular iodine (I$$_{2}$$) gas by redox reaction with competitive elements such as molybdenum, chromium and tellurium.

論文

The Role of silicon on solute clustering and embrittlement in highly neutron-irradiated pressurized water reactor surveillance test specimens

高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12

原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。

論文

Coping with electrode polarization for development of DC-driven electrical impedance tomography

廣瀬 意育; 佐川 淳*; 柴本 泰照; 久木田 豊

Flow Measurement and Instrumentation, 81, p.102006_1 - 102006_9, 2021/10

An electrical impedance tomography (EIT) system design is proposed for imaging of phase distribution in gas-water two-phase flow from boundary measurement of electrical potentials in response to direct current (DC) injection. DC injection simplifies substantially the system design, but introduces problems due to polarization of injection electrodes. Electrode polarization means charge accumulation on the electrode-water interface causing a drift in the interfacial potential difference. The polarization problems are coped with by using dedicated electrodes for injection and potential measurement, and using a current source unaffected by the polarization of current-carrying electrodes (CCEs). Furthermore, the polarization of CCEs is controlled, to lessen the possible influence on the sensing electrodes (SEs), by using a short (milliseconds in width) pulse for injection with a charge balanced injection strategy. The impact of electrode polarization and the effectiveness of countermeasures introduced in the present design are discussed through comparisons of measured boundary potentials and of images reconstructed for a simple object simulating large bubbles in water.

論文

Flow regime and void fraction predictions in vertical rod bundle flow channels

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

International Journal of Heat and Mass Transfer, 178, p.121637_1 - 121637_24, 2021/10

 被引用回数:0

This paper studies the flow regimes, their transitions and the drift-flux correlations in upward gas-liquid two-phase flows in vertical rod bundle flow channels. The flows are classified into 5 flow regimes, namely, bubbly, finely dispersed bubbly, cap-bubbly, churn and annular flows according to their different flow characteristics. Transition criteria between the flow regimes are proposed mechanistically. Those criteria can correctly predict 83% of the existing experimental observation of the flow regime. The drift-flux correlations for the distribution parameter and the drift velocity are also improved. The void fractions predicted by those correlations are compared with the existing experimental data, showing satisfactory agreement with mean relative error of 8%.

論文

Bayesian analysis of Japanese pressurized water reactor surveillance data for irradiation embrittlement prediction

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(5), p.051502_1 - 051502_8, 2021/10

 被引用回数:0

本研究では、照射脆化予測に取込むべき化学成分を特定し、原子炉圧力容器鋼の照射脆化予測の不確実性を評価した。日本の加圧水型原子炉の監視試験データに対してノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いた統計分析を行った。BNP法は入力データの複雑さと不確かさを考慮可能な機械学習手法である。脆化への影響が大きい入力変数の組合せを評価可能な統計的指標を導入し、中性子照射量, Cu, Ni, Si含有量の4つの変数の組合せが脆化予測に最も効果的であることを明らかにした。また、化学成分では脆化量に対してCu含有量の影響が最も大きく、Ni, Siの順番で影響が大きいことを示した。関連温度移行量($$Delta$$RT$$_{rm NDT}$$)をBNP法を用いて算出した結果、計算値と実測値の残差の標準偏差は8.4$$^{circ}$$Cであり、現行の国内脆化予測法(JEAC4201-2007(2013年追補))と同等かそれ以上の予測性有していることを確認した。BNP法によって計算された$$Delta$$RT$$_{rm NDT}$$の事後分布の95%確信区間(入力データの不確実性を考慮した場合にデータが存在し得る範囲)は国内脆化予測法のマージンと同等かそれよりも小さく、JEAC4201-2007(2013年追補)において、適切なマージンが設定されていることを定量的に示した。

論文

Effect of moderation condition on neutron multiplication factor distribution in $${1/f^beta}$$ random media

荒木 祥平; 山根 祐一; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Nuclear Science and Engineering, 195(10), p.1107 - 1117, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

燃料デブリのように乱雑な性状をもつ核燃料物質の臨界管理は事故後の安全対策において重要な課題のひとつである。様々な乱雑で管理されていない自然現象を$$1/f^beta$$ノイズを用いて記述できることから、乱雑な性状をもつ核燃料物質についても$$1/f^beta$$スペクトル分布を持つモデルが適用可能と考えた。本研究では、$$1/f^beta$$モデルで表現される核燃料物質について、中性子実効増倍率と減速条件の関係を検討した。減速条件の指標としてコンクリートと核燃料物質の体積比を定めた上で、乱雑化ワイエルストラス関数(RWF)に基づく$$1/f^beta$$スペクトル分布を持つモデルから多数の乱雑性状を生成した。生成された各々の乱雑性状について、2群エネルギーモンテカルロ計算により増倍率を計算し、結果を分散,歪み度,尖り度を用いて整理した。これらの統計量は最適減速条件において極値を持つことが見出された。また、$$1/f^beta$$モデルで表現される核燃料物質について、増倍率の分布範囲、分布の歪み、外れ値の出現を推定できる可能性が示唆された。

報告書

原子力災害対策重点区域に対する避難時間推計の日米の比較分析

嶋田 和真; 高原 省五

JAEA-Review 2021-013, 142 Pages, 2021/09

JAEA-Review-2021-013.pdf:4.74MB

米国では、原子力緊急事態に関する避難計画についてその有効性を確認するために避難時間推計(Evacuation Time Estimation: ETE)が行われ、原子力発電所の設置許可の要件や住民避難の意思決定に活用されている。本稿では、我が国における避難計画の実効性確保を目指したETEの活用に資するため、日本及び米国で実施されたETEの公開資料をレビューし、日本のETEの課題を検討した。日本のETEの公開資料は、2020年2月までの16の実施道府県の公開資料を入手した。米国のETEの公開資料は、2011年から2018年までの58のETEレポートを入手した。さらに、米国原子力規制委員会(U.S. Nuclear Regulatory Commission: NRC)のNUREG/CR-7002に基づいて、米国の原子力施設周辺の緊急時計画区域(Emergency Planning Zone: EPZ)に対するETEの概要を整理した。そして、内閣府(原子力防災担当)のETEのガイダンスに基づいて、予防的避難を準備する区域(Precautionary Action Zone: PAZ)及び緊急時防護措置を準備する区域(Urgent Protective Action Planning Zone: UPZ)に対する日本のETEの概要を整理し、米国のETEと比較した。日米のETEにおける避難準備時間を比較した結果、まず、日本のETEは施設敷地緊急事態(Site Area Emergency: SAE)から全面緊急事態(General Emergency: GE)までの間に住民の避難準備が完了していると仮定しているが、米国のETEにおける避難準備時間の長さの最大値は、鹿児島県のETE公開資料に記載されたSAEからGEまでの間の時間(3.5時間)を多くの米国のサイトで上回っていた。これより、日本のETEの課題として、PAZの住民の避難準備時間について、客観的な調査データに基づき確認することが挙げられる。次に、2011年に発行されたNRC及び米国連邦緊急事態管理庁(Federal Emergency Management Agency: FEMA)のNUREG-0654/FEMA-REP1, Rev.1 Supplement 3に基づいて、緊急事態における日本のETEの活用を検討した結果、日本のETEは、避難範囲の90%の住民が避難を完了する時間と100%の住民が避難を完了する時間のどちらか一方しか示されていない場合が多く、ETEを緊急時の避難の意思決定に使用するためには、米国と同様にETEの入出力を統一する必要性がある。最後に、自主避難がETEに与える影響を比較した結果、米国よりも日本の方が自主避難の影響が大きいことが示唆された。

論文

A Numerical investigation on the heat transfer and turbulence production characteristics induced by a swirl spacer in a single-tube geometry under single-phase flow condition

安部 諭; 岡垣 百合亜; 佐藤 聡; 柴本 泰照

Annals of Nuclear Energy, 159, p.108321_1 - 108321_12, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

Heat transfer in the rod bundle is augmented by the mixing vanes on the spacer grid. We conducted a computational fluid dynamics (CFD) simulation with three isotropic turbulence models - standard $$kappa$$-epsilon, realizable $$kappa$$-epsilon, and SST $$kappa$$-omega models - to investigate the relationship between heat transfer and turbulence behaviors downstream a simulant spacer (with four vanes) in a single tube under single-phase flow conditions. Quantitatively, the predicted heat transfer coefficient (HTC), secondary flow intensity, and turbulence intensity with the SST $$kappa$$-omega model displayed a better agreement (than the other isotropic models) with the correlation based on previous studies. Furthermore, the turbulence production was localized in the near-spacer region (z/D $$<$$ 10, where D is the inner diameter), which corresponds with the HTC argumentation region. These results indicate that examining the turbulence production when discussing the HTC augmentation downstream the spacer is essential.

論文

The Dependence of pool scrubbing decontamination factor on particle number density; Modeling based on bubble mass and energy balances

孫 昊旻; 柴本 泰照; 廣瀬 意育; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1048 - 1057, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

以前のわれわれのプールスクラビング実験において、入口粒子数密度の上昇に伴って除染係数(DF)が減少する結果が得られており、その理由については過去の研究を含めて明らかにされていなかった。本研究では、現象の要因を粒子表面での水蒸気の凝縮による粒子成長であると仮定し、上昇気泡内の質量とエネルギーのバランスに基づく簡易評価モデルを構築し、同モデルを用いて評価した。粒子表面での水蒸気凝縮は、凝縮による気泡内の水蒸気濃度を低下させると同時に、凝縮潜熱放出による温度上昇効果をもたらし、気泡内蒸気過飽和度を減少させ、凝縮を抑制する。本効果は粒子数濃度に依存する。評価モデルでは、気泡の上昇距離の関数として粒子の成長と慣性DFを計算し、その結果、実験で観察されたDFの傾向を再現した。

論文

Penetration factor and indoor deposition rate of elementary and particulate iodine in a Japanese house for assessing the effectiveness of sheltering for radiation exposures

廣内 淳; 高原 省五; 駒ヶ峯 弘志*; 加藤 伸之*; 松井 康人*; 米田 稔*

Journal of Radiological Protection, 41(3), p.S139 - S149, 2021/09

 被引用回数:0

屋内退避は原子力事故時の放射線被ばくに対する防護対策の一つである。屋内退避の効果は低減係数によって表される。本研究では、低減係数を屋内外の積算放射能濃度比または線量比で定義した。屋内濃度は主に空気交換率,浸透率及び室内沈着率によって支配される。浸透率と室内沈着率は表面材質と隙間材質に依存する。I$$_{2}$$と粒子のこれらのパラメータについて実験的に調査した。実験は2軒のアパート及び3軒の戸建て住宅に加えて、実験室のチャンバーで実施した。浸透率は、0.3$$sim$$1$$mu$$mの粒子で0.3$$sim$$1、I$$_{2}$$で0.15$$sim$$0.7であり、いずれも空気交換率に依存していた。室内沈着率は、0.3$$sim$$1$$mu$$mの粒子で0.007$$sim$$0.2h$$^{-1}$$、I$$_{2}$$で0.2$$sim$$1.5h$$^{-1}$$であり、いずれも床面材質に依存していた。

報告書

北朝鮮地下核実験対応のためのWSPEEDI-II自動計算システムの移管と運用

根本 美穂*; 海老根 典也; 岡本 明子; 保坂 泰久*; 都築 克紀; 寺田 宏明; 早川 剛; 外川 織彦

JAEA-Technology 2021-013, 41 Pages, 2021/08

JAEA-Technology-2021-013.pdf:2.52MB

北朝鮮が地下核実験を実施した際には、原子力緊急時支援・研修センター(支援・研修センター)は、原子力規制庁からの要請に基づき、国による対応への支援活動として、原子力基礎工学研究センター(基礎工センター)の協力を得て、WSPEEDI-IIを用いて放射性物質の大気拡散予測計算を実施し、予測結果を原子力規制庁に提出する。本報告書は、北朝鮮地下核実験対応に特化するために基礎工センターで開発され、平成25年(2013年)2月から平成29年(2017年)9月までに実施された3回の地下核実験対応に使用されたWSPEEDI-II自動計算システムの支援・研修センターへの移管と整備について記述する。また、移管・整備した自動計算システムに関するその後の保守と運用について説明するとともに、北朝鮮地下核実験対応における今後の課題について記述する。

報告書

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのNO$$_{rm x}$$の化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08

JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。

報告書

SCHERN-V2: 再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故での化学的挙動解析プログラム解説書

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Data/Code 2021-008, 35 Pages, 2021/08

JAEA-Data-Code-2021-008.pdf:3.68MB

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NO$$_{rm x}$$ガスが発生する。NO$$_{rm x}$$はルテニウムの施設内での移行挙動に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Ruを含む各化学種の濃度変化を解析する計算プログラム: SCHERNの開発を進めている。本報は、SCHERN-V2として新たに整備した解析モデルを含め、当該プログラムが解析対象とする事故の概要、解析モデル、連立微分方程式、使い方等を説明する解説書である。

論文

Mechanical failure of high-burnup fuel rods with stress-relieved annealed and recrystallized M-MDA cladding under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(8), p.872 - 885, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the effects of the hydride morphology and initial temperature of fuel cladding on the pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, RIA-simulated experiments were performed on high-burnup fuels with stress-relieved annealed (SR) and recrystallized (RX) M-MDA$$^{TM}$$ cladding at room and high ($$sim$$ 280$$^{circ}$$C) temperatures. The results demonstrated that the failure-limit trend of RX-cladded fuels being lower than that of SR-cladded fuels for a similar hydrogen content holds up to at least about 700 wtppm. The observation of the fracture surfaces of failed RX cladding suggests a contribution of radially-oriented hydrides to the crack formation and/or penetration, which coincides with the aforementioned failure-limit trend. The temperature effect, namely the failure-limit rise at a high temperature, is evident irrespective of the hydride morphology, while the degree of the temperature effect decreases as the hydrogen content increases.

論文

Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessel

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Engineering, Mechanical)

It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.

論文

An Approach toward evaluation of long-term fission product distributions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant after the severe accident

内田 俊介; 唐澤 英年; 木野 千晶*; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*; 逢坂 正彦

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111256_1 - 111256_19, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の廃炉措置の安全な遂行に当たっては、プラント全体にわたる燃料デブリのみでなく核分裂生成物(FP)の長期的な分布を把握することが必須である。廃炉作業は、飛散したFPによる過酷な環境下でプラントから燃料デブリを取り出し、それらを回収核原料物質あるいは最終廃棄体として安全に保管することにより収束する。事故発生後廃炉の収束までの長期間にわたるプラント内でのFP分布を求めるために、短/中/長期FP挙動解析手法を開発した。本解析手法は、プラントで測定されたデータを用いて修正され、それを踏まえて更新されたデータに基づき妥当性確認されるものである。精度が改善された評価手法は、廃炉措置の各段階におけるFP分布の評価に適用可能である。

論文

Conversion factors bridging radioactive fission product distributions in the primary containment vessel of Fukushima Daiichi NPP and dose rates measured by the containment atmosphere monitoring system

内田 俊介; Pellegrini, M.*; 内藤 正則*

Nuclear Engineering and Design, 380, p.111303_1 - 111303_11, 2021/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.09(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所(1F)の事故進展解析と同時に廃炉計画立案のためには、プラント全体にわたるFP分布の定量化が必須で、このために多期間FP挙動解析手法を開発している。この解析手法の妥当性は、プラントで測定されたデータに基づいて立証する必要がある。この妥当性立証の有効な手法のひとつがCAMSでの線量率測定データの適用である。しかし、FPの分布(kg, Bq)と線量率(Sv/h)という特性、単位次元の異なるデータを比較するためには、両者を適切につなぐ手段が必要となる。線量率解析が可能な、迅速で、取り扱いが容易で、かつトレーサブルな手法として、多くの線源位置、多核種に関しての線量率換算係数を求めた。この線量率換算係数を用いると、多期間FP挙動解析手法で求めたFP分布から容易に線量率が算出可能である。

報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の燃料結晶粒内ガス移行モデル改良

宇田川 豊; 田崎 雄大

JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07

JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB

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日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。

論文

熱流動とリスク評価,1; リスク評価における熱流動解析の役割

丸山 結; 吉田 一雄

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(7), p.517 - 522, 2021/07

確率論的リスク評価(PRA)は合理的かつ定量的にリスクを評価する強力な手法である。しかしながら、PRAを実践しつつ、得られた結果を分析し、様々な意思決定に活用する上では、多様な分野の専門的な知識や技術,経験を必要とする。原子力施設のリスク評価においては、シビアアクシデントに至る過程やその進展を評価することが不可欠であり、それらに強く関連する熱流動は、PRAにおける重要な専門分野の一つである。本稿では、軽水炉のレベル2PRAにおけるソースターム評価及び再処理施設のシビアアクシデント時ソースターム評価を中心に、リスク評価における熱流動解析の役割について概説する。

論文

Fracture toughness in postulated crack area of PTS evaluation in highly-neutron irradiated RPV steel

河 侑成; 下平 昌樹; 高見澤 悠; 飛田 徹; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

The semi-elliptical crack sized 10 mm in depth $$times$$ 60 mm in length shall be postulated near the inner surface of a reactor pressure vessel (RPV) in pressurized thermal shock events. We investigated the fracture toughness distribution in the postulated crack area under the PTS events of unirradiated and highly-neutron irradiated RPV steels. Vickers hardness in heat-affected zone (HAZ) due to stainless overlay cladding and 10 mm from the cladding were higher than that of a quarter thickness position, where the surveillance specimens are machined, for both unirradiated (E1) and irradiated (up to 1 $$times$$ 10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$, WIM) materials. Fracture toughness of HAZ and 10 mm from the cladding was higher for the above highly-neutron irradiated material. The same result was obtained in the unirradiated material. Therefore, it was confirmed that fracture toughness obtained from surveillance specimens can provide conservative assessment of structural integrity of RPV.

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