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論文

Ion beam induced luminescence of complexes formed in adsorbent for MA recovery process

渡部 創; 片井 雄也*; 松浦 治明*; 加田 渉*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*; 新井 剛*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 450, p.61 - 65, 2019/07

Ion-beam induced luminescence (IBIL) analysis on MA recovery adsorbent was performed to give chemical states of complexes formed in the adsorbent as fundamental information for process design, and EXAFS analysis was also carried out to support discussions. The IBIL spectra of the binary extractants system seemed to be superposition of individual ones, however it has also original peaks. As intensities of those peaks rapidly decreased with iteration time of measurements and the original peaks were not observed for the adsorbent without charging Eu(III), they were attributed to complexes of Eu(III) with organic compounds. Contributions of CMPO and HDEHP extractants for Eu(III) extraction must be not only individual ones but also cooperative.

報告書

冷却系機器開発試験施設・ナトリウム試験装置(マザーループ)の製作

今村 弘章; 鈴木 将*; 下山 一仁; 宮越 博幸

JAEA-Technology 2019-005, 163 Pages, 2019/06

JAEA-Technology-2019-005.pdf:25.24MB

高速炉開発における安全性強化や技術実証の確立を目指した研究開発に向けて、冷却系機器開発試験施設(AtheNa施設)の整備を進めており、この一環として、このたびナトリウム試験装置(マザーループ)の製作・設置を完遂させた。本装置は、世界最大級の約240tの大容量ナトリウムを保有し、純度管理された高温ナトリウムを、大型機器開発やシステム開発等の技術実証のための各試験部へ安定して供給できるものであり、今後の国際協力を含めた研究開発として大いに期待されるものである。本報は今後の研究開発に資することを狙いに、ナトリウム試験装置(マザーループ)の設計仕様や製作・設置状況、及び機能確認結果の記録をとりまとめたものである。

報告書

平成30年度研究開発・評価報告書; 評価課題「高速炉サイクル技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2019-004, 47 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-004.pdf:2.32MB
JAEA-Evaluation-2019-004-appendix(CD-ROM).zip:14.87MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及びこの大綱的指針を受けて作成された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」等に基づき、平成30年9月21日に第3期中長期計画における「高速炉サイクル技術の研究開発」に関する中間評価を、高速炉サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構の平成27年度から平成30年度までの4年間における「高速炉サイクル技術の研究開発」の進捗状況や成果等に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき中間評価を実施した。そして、中間評価の結果は、評価理由及び意見・提言を含めて整理された報告書(答申書)にまとめられた。本報告書は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」に基づき、研究開発評価の評価情報の国民への積極的な発信を目的として発行するものであり、高速炉サイクル研究開発・評価委員会の構成、審議経過、評価項目について記載し、同委員会により提出された中間評価の報告書(答申書)を添付した。

論文

Visualizing an ignition process of hydrogen jets containing sodium mist by high-speed imaging

土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉*; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.521 - 532, 2019/06

In severe accident scenarios for sodium-cooled fast reactors, it is desirable to gradually consume hydrogen generated by various ex-vessel phenomena without posting a challenge to containment integrity. An effective means is combustion of hydrogen jets containing sodium vapor and mist, but previous studies have been limited to determining ignition thresholds experimentally. The aim of this study was to visualize the ignition process in detail to investigate the ignition mechanism of hydrogen-sodium mixed jets. The ignition experiments of the hydrogen jet containing sodium mist were carried out under a condition of little turbulence. The ignition process was measured with an optical measurement system comprised of a high-speed camera and an image intensifier, and a spatial distribution of luminance was analyzed by image processing. Detail observation revealed that sodium mist particles burned as scattering sparks inside the jet and that hydrogen ignited around the mist particles. Additionally, the experimental results and a simple heat balance calculation indicated that the combustion heat of sodium mist particles could ignite the hydrogen as the heterogeneous ignition source in the fuel temperature range where the mist particle formation was promoted.

論文

Melting behavior and thermal conductivity of solid sodium-concrete reaction product

河口 宗道; 宮原 信哉; 宇埜 正美*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.513 - 520, 2019/06

本研究はナトリウム-コンクリート反応(SCR)によって発生する生成物について、融点及び熱伝導率を明らかにしたものである。試料は次の2種類の方法で作製した。1つ目は加熱炉内でナトリウムとコンクリート粉末の混合物を加熱したものである。2つ目はSCR実験を行い、その堆積物をサンプリングしたものである。前者は、過去の実験からナトリウムとコンクリートの混合割合を決定しており、後者は温度履歴やナトリウムとコンクリートの分布等、より現実的な条件を模擬している。熱重量・示唆熱(TG-DTA)測定から、試料の融点は865-942$$^{circ}$$Cであることが示されたが、金属ナトリウムを含む試料の融点は明確には分からなかった。そこで、より現実的な2つの試料については加熱炉内におけるその圧縮成型体の観察を行った。その観察により軟化温度は800-840$$^{circ}$$C、融点は840-850$$^{circ}$$Cであることが分かった。融点はTG-DTAの結果から10-20$$^{circ}$$C低い温度となった。FactSage 7.2による熱力学計算から、融解が始まる温度はNa$$_{2}$$SiO$$_{3}$$やNa$$_{4}$$SiO$$_{4}$$等の構成物質の融解により起きることが分かった。反応生成物の熱伝導率は$$lambda$$=1-3W/m-Kとなった。これは、xNa$$_{2}$$O-1-xSiO$$_{2}$$ (x=0.5, 0.33, 0.25)の熱伝導率と同程度であった。700$$^{circ}$$Cにおけるこの熱伝導率は非架橋酸素数(NBO/T)の式によって説明されることが分かった。

論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。

論文

A Validation study of a neutronics design methodology for fast reactors using reaction rate distribution measurements in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳; 片桐 寛樹*; 羽様 平

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

In the fast breeder reactor prototype Monju, reaction rate distributions were measured by using activation foils during its system startup test. Reliability and usefulness of the measurements as a validation experiment were investigated through a comparison with a calculation using the latest neutronics design methodology developed in JAEA. As a basic calculation, a three-dimensional diffusion calculation with triangular meshes was performed using effective cross sections generated by a one-dimensional heterogeneous lattice model with the JENDL-4.0 nuclear data library. Best-estimate values of reaction rates were evaluated by considering correction factors such as transport correction factors, fine and ultra-fine energy group correction factors, anisotropic diffusion coefficient correction factors and subassembly heterogeneous factors. Through the comparison, it was confirmed that the both of experimental values and analysis results were agreed well in the core region.

論文

A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.

論文

Levelized cost of electricity evaluation of SFR system considering safety measures

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

均等化発電原価はエネルギーシステムの経済的競合性を測る上で重要な指標である。本報は、G4-ECONS及び発電コスト検証ワーキンググループが開発した解析ツール(CEWG-tool)を用い、福島第一原子力発電所事故後に特定された追加的な安全対策、及び社会的コストを考慮したナトリウム冷却高速炉(SFR)システムの均等化発電原価を推定した。安全性を強化したSFR(150万級ツインループ)にかかるG4-ECONSによる計算の結果、追加的な安全対策は約160%均等化発電原価を上昇させることが示された。また、CEWG-toolを用いた社会的コスト及び割引率(3%)を考慮した安全性強化SFR(120万級シングルループ)の計算の結果、均等化発電原価は84mills/kWhと評価された。この結果は同規模の軽水炉システムの均等化発電原価とほぼ同等であり、将来のSFRシステムの経済的競合性が示された。

論文

Impact of safety design enhancements on construction cost of the advanced sodium loop fast reactor in Japan

加藤 篤志; 向井田 恭子

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

革新技術に採用による建設費の削減を図った日本の先進ナトリウム冷却高速炉について、東電福島事故後の安全対策強化を図った概念を構築するとともに、その建設費への影響を評価したものである。加えて、商用フェーズにおける建設費について、他の公開文献で得られる実績値や評価地を元に、安全対策による建設品増加を考慮しても、軽水炉に比肩する経済性を確保できる可能性があることを示すものである。

論文

Routing study of above core structure with mock-up experiment for ASTRID

高野 和也; 阪本 善彦; 諸星 恭一*; 岡崎 仁*; 儀間 大充*; 寺前 卓真*; 碇本 岩男*; Botte, F.*; Dirat, J.-F.*; Dechelette, F.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDにおいては、炉心の状態監視のため集合体出口温度や破損燃料検出のための計測設備が設置される。これらの計測用配管は炉心燃料集合体上部に設置され、炉上部機構(Above Core Structure: ACS)にて集約される。本検討では、ASTRID (1500MWth)におけるACSを対象に熱電対用配管と破損燃料検出用配管のレイアウトを3Dモデリングで検討するとともに、得られたレイアウト及び製作手順について検証するためにモックアップ試験を実施した。また、モックアップ試験を通じて製作性の観点から抽出された課題に対し、対応策を検討した。本検討は、ACSについて製作側から設計側へのフィードバックを提示するものであり、今後のACSの設計と製作性に係る知見拡大に貢献する。

論文

Development of prototype reactor maintenance, 3; Application to valves of sodium-cooled reactor prototype

近澤 佳隆; 高屋 茂; 田川 明広; 久保 重信

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 6 Pages, 2019/05

研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果を行った。本報告では提案した研開炉の保守管理の考え方に基づき、ナトリウム冷却高速炉の特有な機器であるナトリウム弁の保全計画(点検計画)を検討した例を示す。

論文

Study on optimizing microwave heating denitration method and powder characteristics of uranium trioxide

瀬川 智臣; 川口 浩一; 加藤 良幸; 石井 克典; 鈴木 政浩; 藤田 峻也*; 小林 昌平*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 湯淺 朋久*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から混合酸化物への転換において、マイクロ波加熱脱硝法が利用されている。マイクロ波加熱の効率性及び均質なUO$$_{3}$$粉末を製造するための加熱均一性の向上を目的とし、塩化カリウム寒天及び硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱試験、並びに数値シミュレーションによる解析を実施した。硝酸ウラニル溶液の誘電損失に調整した塩化カリウム寒天を用いたマイクロ波加熱試験により、マイクロ波加熱脱硝に最適なサポートテーブル高さは50mmとなることを確認した。また、断熱材を用いた硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱試験により、脱硝時間の短縮によるエネルギー利用効率の向上及び脱硝体の剥離性が改善による収率の向上を確認した。さらに複数のサンプリング位置において採取したUO$$_{3}$$について、いずれも粉末特性が改善し高密度のペレットが作製可能となることが明らかになった。断熱材を設置することで硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱の均一性が向上することが数値シミュレーションにより示された。

論文

Development of granulation system for simplified MOX pellet fabrication process

石井 克典; 瀬川 智臣; 川口 浩一; 鈴木 政浩

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 5 Pages, 2019/05

原子力機構は簡素化ペレット法MOX燃料製造プロセスの開発を実施している。簡素化法では、マイクロ波加熱脱硝法で製造したMOX粉末を焙焼・還元した後、湿式造粒法により流動性の改良を行っている。前報では、成型に適した造粒粉を効率的に製造するため、湿式造粒機と整粒機から構成される造粒システムが提案された。本研究では、湿式造粒機の改良を行うとともに、補助機器を追加することにより造粒システム試験装置を完成させ、WO$$_{3}$$粉を用いて装置の性能確認試験を実施し、原料粉が成型に適した粒径で流動性が良い造粒粉に転換できることを確認した。また5kgの粉末の処理に要した時間は約70分で、目標時間をほぼ満足することができた。

論文

Development of under sodium viewer for next generation sodium-cooled Fast reactor; Imaging test in sodium

相澤 康介; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 由井 正弘*; 神納 健太郎*; 平松 貴志*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却炉において、不透明な液体金属中の可視化技術は重要な課題である。障害物を検知する水平型ナトリウム中可視化装置及び画像化を可能とするナトリウム中可視化装置が各機関で研究開発が進められてきた。既往の研究開発では、受信センサとして圧電素子を用いていた。本研究では、高解像度が期待できる光受信方式を採用したナトリウム中可視化装置の実用化を目指す。光受信方式は、薄膜の振動変位をレーザにより検知するものである。今回は、受信センサの性能向上に着目した開発を行う。受信センサの性能向上の課題は、受信センサ内部での音響伝播が課題である。この課題を解決するため、水中及びナトリウム中での試作試験を実施した。また、改良した受信センサを用いて水中及びナトリウム中を実施した。画像化試験結果より、受信波形と再生画像の関係を確認した。

論文

Comparison of sodium fast reactor core assembly seismic evaluation using the Japanese JAEA/MFBR/MHI and French CEA simulation tools

山本 智彦; 松原 慎一郎*; 原田 英典*; Saunier, P.*; Martin, L.*; Gentet, D.*; Dirat, J.-F.*; Collignon, C.*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/05

2014年から実施している日仏ASTRID協力の一環として、日仏で炉心耐震評価を実施している。本研究では、日仏双方のシミュレーションツールを使用してASTRID炉心を対象とした地震時における炉心構成要素の水平挙動を評価した。評価の結果、日仏双方の結果がよく一致することを確認した。

論文

Validation study of initiating phase evaluation method for the core disruptive accident in an SFR

石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 10 Pages, 2019/05

高速炉の安全研究の分野では炉心損傷事故(CDA)が評価上重要な課題であるとして、当該事故に関する評価手法の研究開発が進められて来ている。その中でSAS4AはCDAの起因過程(IP)の事象進展を評価するために開発が進められている解析コードである。本研究ではSAS4Aの信頼性向上のため、PIRT手法を適用したSAS4Aの検証を行った。SAS4Aの検証は、(1) CDAの代表的な事象であるULOFに対する評価指標(FOM)の選択、(2) ULOFに関連する物理現象の抽出、(3)物理現象のランク付け、(4)評価マトリクスの構築、(5)評価マトリクスに基づく試験解析、という流れで実施し、これによりSAS4Aの信頼性向上を図ることができた。

論文

Activities of the GIF safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems

山野 秀将; Vasile, A.*; Kang, S.-H.*; Summer, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; Wang, J.*; Ashurko, I.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

第4世代炉に関する国際フォーラムは、次世代の原子力エネルギーシステムのための研究開発における国際協力を行うための組織である。第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の取り決めの中で、SFRの安全と運転(SO)に関するプロジェクトは、安全技術開発と原子炉運転技術開発の分野を取り扱う。SOプロジェクトの目的には、(1)安全アプローチの構築と具体的な安全設備の性能確認を裏付ける解析及び実験、(2)安全評価と施設の認可に使用される計算ツールの開発と検証及びモデルの妥当性確認、(3)運転中のSFRプラントでの経験と試験から広く得られる原子炉運転技術の取得を含む。SOのテーマに含まれるタスクは、以下の3つのワークパッケージ(WP)、すなわち、WP-SO-1「手法,モデル及びコード」、WP-SO-2「実験計画と運転経験」、及びWP-SO-3「革新的な設計と安全システムの研究」に分類される。本論文では、SOプロジェクトにおける最近の活動を報告する。

論文

Holding force tests of Curie Point Electro-Magnet in hot gas for passive shutdown system

松永 尚子*; 松原 慎一郎*; 加藤 篤志; 山野 秀将; D$"o$derlein, C.*; Guillemin, E.*; Hirn, J.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本論文では、日仏の協力のもとに行われているフランスのナトリウム冷却高速炉(ASTRID)開発プログラムに対する、受動的炉停止機構として設置されるキュリー点電磁石(CPEM)の設計について述べる。CPEMの妥当性を確認するために、日本における自己作動型炉停止機構(SASS)に関する過去の一連の総合試験に基づき、CPEMの認定プログラムが開発される。本論文の主な成果は、設計要求を満たす高温ガス中の保持力試験の結果である。また、数値磁界解析の結果は、保持力試験と同様の傾向を示した。

論文

Coolability evaluation of debris bed on core catcher in a sodium-cooled fast reactor

松尾 英治*; 佐々 京平*; 小山 和也*; 山野 秀将; 久保 重信; Hourcade, E.*; Bertrand, F.*; Marie, N.*; Bachrata, A.*; Dirat, J. F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

炉心損傷事故(CDA)時に炉心から排出される溶融燃料は、下部ナトリウムプレナムで燃料冷却材相互作用により固化した粒子デブリになり、そのデブリは、原子炉容器の下部にあるコアキャッチャー上にベッドを形成する可能性がある。デブリベッドの冷却性評価は、コアキャッチャーの設計に必要である。本研究の目的は、ASTRID設計のために、コアキャッチャー上のデブリベッドの冷却性を評価することである。この目的のための第一歩として、デブリベッドのみをモデル化することにより、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドの冷却性計算が実施された。したがって、コアキャッチャーの設計及び崩壊熱除去系の詳細は、本論文では述べていない。全ての計算において、デブリベッド近くの冷却材温度はパラメータである。計算ツールは、一次元プラント動特性解析コード、Super-COPDに組み込まれたデブリベッドモジュールである。その評価は、短期間及び後期の間に形成されたデブリベッドが、コールドプール中のコアキャッチャー近くの十分な冷却材流量を確保する設計により冷却可能となることを示している。

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