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論文

Computer code analysis of irradiation performance of axially heterogeneous mixed oxide fuel elements attaining high burnup in a fast reactor

上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*

Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04

高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。

報告書

Prototype fast breeder reactor Monju; Its history and achievements (Translated document)

光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟

JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB

高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。

報告書

Phase 1 code assessment of SIMMER-III; A Computer program for LMFR core disruptive accident analysis

近藤 悟; 飛田 吉春

JAEA-Research 2019-009, 382 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-009.pdf:22.82MB

日本原子力研究開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が開発したSIMMER-IIIは、2次元・多速度場・多成分流体力学を空間・時間依存の核動特性モデルと結合した計算コードであり、液体金属高速炉の炉心崩壊事故の解析に広く利用されている。コードの開発と並行して、包括的なコード検証プログラムを、第1期(流体力学個別モデルのverification)及び第2期(炉心崩壊事故における複雑かつ重要な現象についてのvalidation)の2段階に分けて実施してきた。SIMMER-III検証プログラムには欧州の研究開発機関が参加し、第1期の成果は1996年に総合的にとりまとめられた。本報告書は元の1996年の非公式の文書を再生・改訂することにより、第1期検証の研究成果を再編集したものである。第1期検証プログラムでは、流体対流、境界面積及び運動量交換、熱伝達、溶融・固化、蒸発・凝縮の分野で計34のテスト問題の解析が参加機関により分担して実施された。第1期プログラムで明らかとなった課題についてはその後のモデル開発・改良及び第2期プログラムに反映した。本報告書は新たに得られた研究知見に基づいて改訂しているが、参加者による元の解析結果と結論は、批判的な内容を含めて、そのまま記載している。

論文

Improvement in flow-sheet of extraction chromatography for trivalent minor actinides recovery

渡部 創; 先崎 達也; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行; 中谷 清治*; 松浦 治明*; 堀内 勇輔*; 新井 剛*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(3), p.1273 - 1277, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

Extraction chromatography flow-sheet employing octyl(phenyl)-$$N,N$$-diisobutylcarbonoylmethylphosphine oxide (CMPO) and $$bis$$(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (HDEHP) extractants for trivalent minor actinide recovery was modified to improve column separation performance. Excellent trivalent minor actinides recovery performance was obtained by column separation experiments on nitric acid solution containing the trivalent minor actinides and representative fission product elements, i.e. recovery yields $$>$$ 93% with sufficient decontamination factors against the fission products. Those are the best performance which we have ever obtained by experiments inside hot cell.

論文

Extraction mechanism of lanthanide ions into silica-based microparticles studied by single microparticle manipulation and microspectroscopy

大高 稔紀*; 佐藤 辰巳*; 大野 真平; 名越 航平; 安倍 諒治*; 新井 剛*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 中谷 清治*

Analytical Sciences, 35(10), p.1129 - 1133, 2019/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

Single porous silica microparticles coated with styrene-divinylbenzene polymer (SDB) impregnated with octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphine oxide (CMPO) were injected into an aqueous 3 mol/L nitric acid solution containing trivalent lanthanide (Ln(III)), as a high-level liquid waste model, using the microcapillary manipulation-injection technique; and the extraction rate of Ln(III), as an Ln(III)-CMPO complex, into the single microparticles was measured by luminescence microspectroscopy. The extraction rate significantly depended on the Ln(III), CMPO, or NO$$_{3}$$$$^{-}$$ concentration, and was analyzed in terms of diffusion in the pores of the microparticles and complex formation of Ln(III). The results indicated that the rate-determining step in Ln(III) extraction was the diffusion in the pore solution of the microparticles.

論文

Thermophysical properties of molten stainless steel containing 5mass%B$$_{4}$$C

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1154 - 1163, 2019/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:29.85(Nuclear Science & Technology)

316Lステンレス鋼溶融物(SS316L)及び5mass%B$$_{4}$$C含有SS316Lの密度,表面張力,輻射率,熱容量及び熱伝導率を測定するために、静磁場印加電磁浮遊法を用いた。5mass%B$$_{4}$$CをSS316Lに加えることで、液相温度,密度,輻射率及び熱伝導率において、SS316Lの液相温度で、それぞれ111K, 6%, 19%, 6%減少した。熱容量は、この追加により5%まで増加した。表面張力に関して、5mass%B$$_{4}$$Cの追加による影響は明確には認められなかったが、SS316Lに溶解した硫黄により表面張力が大幅に減少した。

論文

Thermophysical properties of stainless steel containing 5 mass%B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1164 - 1174, 2019/09

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

This paper describes evaluation results of thermophysical properties of stainless steel (SS) containing 5 mass% boron carbide (B$$_{4}$$C) in its solid phase. First, the authors have synthesized SS-B$$_{4}$$C samples with emphasis on 5 mass%-B$$_{4}$$C and SS using a hot press method and then evaluated its homogeneity in several ways such as chemical composition analysis, metallographic structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). This study also evaluated the density, specific heat and thermal conductivity of the SS-B$$_{4}$$C sample and found that the density becomes lower and the temperature dependence of the density decreased as the temperature rose compared to that of grade type 316L stainless steel (SS316L) used as a reactor material. The specific heat became slightly higher than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1073 K. Unexpectedly, the thermal conductivity became lower than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1273 K.

論文

Technological development of the particle size adjustment of dry recovered powder

瀬川 智臣; 山本 和也; 牧野 崇義; 磯 秀敏; 川口 浩一; 石井 克典; 佐藤 寿人; 深澤 智典*; 福井 国博*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.738 - 745, 2019/09

核燃料物質の有効利用のため、MOX燃料製造プロセスにおいて混合酸化物ペレットの乾式粉砕技術の開発を進めてきた。乾式回収粉の粒径を250$$mu$$m以下の範囲で制御する技術を開発するために、粒度約500$$mu$$mの模擬粉末を用いて、石臼式粉砕機および衝突板式ジェットミル両方の性能を評価した。石臼式粉砕機においては砥石間のクリアランス、また衝突板式ジェットミルにおいては分級ゾーンのクリアランスと仰角を調整することにより、粒径を250$$mu$$m以下の範囲で制御できることが明らかとなった。さらに、衝突板式ジェットミルは分級機のパラメータを細かく調整することができるため、粒径制御に適していると考えられる。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Verification of detailed core-bowing analysis code ARKAS_cellule with IAEA benchmark problems

太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.30 - 39, 2019/09

A detailed core-bowing analysis code, ARKAS_cellule, has been developed. The detailed shell model applied to ARKAS_cellule was verified with a conventional beam model for the IAEA benchmark problems. As a result, ARKAS_cellule was properly verified for the thermal bowing analysis of the core. In addition, it was confirmed that ARKAS_cellule simulates the change in duct stiffness with the contact conditions.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 4; Effect of B$$_{4}$$C addition on viscosity of austenitic stainless steel in liquid state

太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 西 剛史*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.858 - 860, 2019/09

粘度計測装置を開発した。ステンレス鋼(SS)合金等の低粘度金属の取扱は難しいことから、高温溶融合金の粘度測定は難しいことが知られている。本研究では最初の段階として、溶融ニッケル(Ni)とステンレス鋼の粘度を、高温溶融合金の計測に適したるつぼ回転振動法により計測し、粘度計測装置の性能を確認している。溶融金属を入れたつるぼを吊るし、電磁的回転振動を与えたが、溶融金属の摩擦により、振動は弱まった。粘度は振動時間と対数減少から判断される。るつぼは、ミラーブロック,アルミ製の慣性ディスクに接続されており、全体は白金-ロジウム合金製のワイヤで吊られている。レーザー光線をミラーに照射し、その反射光を光センサで検知し、その後、溶融金属の対数減少を決定した。溶融Niと溶融SSの粘度は1823Kであった。この結果における溶融Ni及びSSの粘度数値は、溶融Ni及びSSの文献値に近く、この計測装置を使って溶融合金の粘度を計測する。溶融SS合金の粘度の濃度依存性は今後明らかにされる。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 3; Effect of B$$_{4}$$C addition on thermophysical properties of austenitic stainless steel in a liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.853 - 857, 2019/09

溶融混合物316Lステンレス鋼(SS316L)及び制御棒材の熱物性は、ナトリウム冷却高速炉を含む原子力プラントのシビアアクシデント時の炉心崩壊のメカニズムを示すコンピュータ模擬コードの開発に必要である。まず、示差走査熱量測定によりSS316LにB$$_{4}$$Cを追加した際の固相線温度及び液相温度を計測した。溶融316L及びB$$_{4}$$Cを含む溶融316Lの密度,表面張力,垂直分光放射率,比熱容量,熱伝導率の計測には静磁場での電磁浮上技術が用いられた。B$$_{4}$$C追加による物性への影響の研究は10mass%まで行われた。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 5; Validation of a multi-phase model for eutectic reaction between molten stainless steel and B$$_{4}$$C

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.47 - 51, 2019/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において、原子炉臨界は共晶反応後の反応度変化による影響を受けるため、共晶溶融反応の研究が重要となる。本研究は、高速炉安全評価コードSIMMER-III及びB$$_{4}$$Cを溶融ステンレス鋼(SS)プールに浸漬させる新しい実験を元に開発されたモデルを使った、検証解析の第一段階である。実験による模擬結果から、共晶材料再配置の全体挙動が明らかとなった。共晶反応では固体B$$_{4}$$C及び液体SSを消費し、その後、溶融SSが高温であることから反応の早い段階で液体共晶組成が生成された。溶融プール内で共晶材が動くことで、ホウ素が再分布した。プール内のホウ素濃度は、溶融SSが固体になった後に計測した。模擬結果は、ホウ素が溶融プール上部で堆積する傾向にあることを示しているが、これはプール内でより軽いホウ素に働く浮力によるものである。本研究では、共晶反応挙動の温度感度を調べるためB$$_{4}$$Cペレット及びSSの初期温度を変えて、パラメータ研究も行っている。

論文

Cross-section-induced uncertainty evaluation of MA sample irradiation test calculations with consideration of dosimeter data

杉野 和輝; 沼田 一幸*; 石川 眞; 竹田 敏一*

Annals of Nuclear Energy, 130, p.118 - 123, 2019/08

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

MAサンプル照射試験解析では、一般に解析精度向上のため、照射期間に渡る中性子照射量をドシメータデータによりスケーリングする。そのような場合、通常の一般化摂動論により得られる燃焼感度係数に対して、燃焼感度係数における相殺効果を考慮するための適切な補正が必要となる。それゆえに、中性子照射量のスケーリング効果を考慮するための、新しい燃焼感度係数の計算式を導出した。更に、得られた燃焼感度係数とJENDL-4.0に基づく断面積共分散データを用いて、断面積起因の不確かさ評価を行った。

論文

Comparative study on the thermal behavior of structural concretes of sodium-cooled fast reactor

菊地 晋; 古賀 信吉*; 山崎 淳司*

Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, 137(4), p.1211 - 1224, 2019/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:26.13(Thermodynamics)

本研究では、ナトリウム冷却高速炉構造コンクリートに類似した2種類のコンクリートを選定し、これらの熱的挙動の比較検討を実施した。室温から1900Kの温度範囲において、TG-DTAを用いた構造コンクリートの熱的挙動を検討した。コンクリートのセメント部の融解開始温度は1400から1600Kの温度範囲であることが分かった。また、CaCO$$_{3}$$とCa(OH)の存在比が異なる2種類のコンクリートのセメント部では、双方の融解温度の範囲に顕著な違いは見られなかった。一方、骨材の融解挙動は当初のシリカの含有量により直接影響を受けることが分かった。

論文

Experiments on gas entrainment phenomena due to free surface vortex induced by flow passing beside stagnation region

江連 俊樹; 伊藤 啓; 田中 正暁; 大島 宏之; 亀山 祐理*

Nuclear Engineering and Design, 350, p.90 - 97, 2019/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:29.85(Nuclear Science & Technology)

本論文では、よどみ領域周辺のせん断流により発生する自由表面渦型のガス巻込みに関する実験結果を報告する。実験では、水平方向流速および吸込み速度を数条件変化させ、液面のくぼみ形状と渦周囲の速度分布の関係を、可視化と粒子画像流速測定法により同時に把握し、液面直下と液面と吸込みノズル中間断面の速度分布から循環と鉛直速度勾配を評価した。ガス巻込みの評価手法開発の基礎的なデータとして、循環、鉛直速度勾配、およびガスコア長それぞれの時間発達の関係を定量的に取得した。その上で、渦モデルに基づくガス巻込み評価が有効であることを確認した。

論文

Study on muliti-dimensional core cooling behavior of sodium-cooled fast reactors under DRACS operating conditions

江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; 小林 順; 栗原 成計; 亀山 祐理*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.3355 - 3363, 2019/08

ナトリウム冷却炉の安全性強化の一環として、模擬炉心部として電気ヒータによる加熱チャンネル30体と非加熱チャンネル25体を有するPLANDTL2試験装置を用い、崩壊熱除去システム作動時を対象とする定常ナトリウム試験を実施した。本研究では、崩壊熱除去システムとして、上部プレナム内に設置した浸漬型直接熱交換器(DHX)を有する直接反応器補助冷却システム(DRACS)を用いた。本報では、主循環系統内を流動させずにDRACSを作動させた条件下で実施した予備試験結果について、DHX運転下における炉心プレナム間の相互作用および燃料集合体外側からの炉心冷却挙動を含めて報告する。

論文

Study on evaluation method for entrained gas flow rate by free surface vortex

伊藤 啓*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; 江連 俊樹; 松下 健太郎; 田中 正暁; 今井 康友*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6632 - 6642, 2019/08

本論文では、自由表面渦によるガス巻込み流量を評価するための力学モデルを提案する。本モデルは、ガスコアの非定常伸長に関する理論式とガスコアからの気泡離脱に係る臨界ガスコア長の実験式を含む。ガス巻込み流量は、単位時間当たりの臨界ガスコア長を超えた伸長分として、前述の2式に基づいて計算される。このモデルを単純な水試験体系に適用し、ガス巻込み流量を計算した結果、自由表面渦の強さを決定する作動流体(水)の流量がある閾値を超えると、ガス巻込み流量が急激に増加することを確認した。

論文

Establishment of guideline for credibility assessment of nuclear simulations in the Atomic Energy Society of Japan

田中 正暁; 工藤 義朗*; 中田 耕太郎*; 越塚 誠一*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1473 - 1484, 2019/08

現在、モデリング&シミュレーションにおける不確かさ評価を含む検証と妥当性確認(V&V)の重要性が注目されている。シミュレーションの信頼性を確保するためV&V及び予測解析のプロセスに対する標準化への要求の高まりから、日本原子力学会においてガイドライン策定に係る作業チームが設置された。10年間の議論を経て、「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン」(AESJ-SC-A008: 2015)が2016年7月に発行された。本論文では、ガイドラインの策定までの議論の経緯とガイドラインで規定される5つの要素等について概説するとともに、ガイドラインで示される基本的な考え方に沿ってわれわれが実施した適用例題について、その一例を示す。

論文

Two-phase flow structure in a particle bed packed in a confined channel

伊藤 大介*; 栗崎 達也*; 伊藤 啓*; 齊藤 泰司*; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.6430 - 6439, 2019/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故において、炉心に形成された燃料デブリの冷却は、燃料の炉容器内保持を達成する上での一つの重要な要素である。「インプレース冷却」と呼ばれるその冷却の性能を明らかにするためには、デブリベッドでの気液二相流の特性をよく把握することが必要である。ここで、デブリベッドは炉心の狭小流路中に形成され得るため、壁効果の影響を無視することができない。そのため、本研究では、粒子充填層で模擬したデブリベッド中の二相流への壁効果の影響を明らかにすることを目的とした。圧力損失を測定し従前のモデルによる結果と比較し、空隙率分布やボイド率分布をX線ラジオグラフィーで測定した。そして、圧力損失の評価モデルを修正し、それらのモデルの適用性について調査した。

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