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論文

ARKADIA; For the innovation of advanced nuclear reactor design

大島 宏之; 浅山 泰; 古川 智弘; 田中 正暁; 内堀 昭寛; 高田 孝; 関 暁之; 江沼 康弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.025001_1 - 025001_12, 2023/04

本論文は、安全性や経済性に関する要求、カーボンフリーエネルギー源としての要求に適合する革新的原子炉の設計を創出するためのARKADIAについて、概要及び開発計画をまとめたものである。ARKADIAは、安全設備を含めたプラント設計及び運転を最適化するための、人工知能(AI)を活用した数値解析を実現する。最先端の数値解析技術と、過去の研究開発プロジェクトで得たデータや知見を格納した知識ベースを、AIと融合させるシステムである。開発の第一フェーズでは、ナトリウム冷却高速炉を対象としてARKADIA-DesignとARKADIA-Safetyを個別に開発する。続く第二フェーズでは、既存の軽水炉に加え、コンセプト,冷却材,構造,出力の異なる多様な革新炉に適用可能な一つのシステムに統合する計画である。

論文

Validation of feedback reactivity evaluation models for plant dynamics analysis code during unprotected loss of heat sink event in sodium-cooled fast reactors

吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04

高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。

報告書

炉内ソースターム解析コードTRACER Version 2.4.1(マニュアル)

大野 雅広*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; 高田 孝*

JAEA-Testing 2022-004, 193 Pages, 2023/03

高速炉の燃料破損時にナトリウム中に放出される放射性物質の挙動は、燃料破損の速やかな検出によるプラント異常事象の拡大防止、保守時の被曝線量の低減、及び事故時に放出される放射性物質量評価等に関して重要である。このため、燃料破損時に冷却材中に放出され、一次冷却材を経由してカバーガス空間へ至る核分裂生成物(以下、FPと略す)の種類とその量(炉内ソースターム)をより現実的に評価することを目的として、これらの FP 移行過程で起こる物理的・化学的挙動を機構論的に取り扱う解析コードTRACER (Transport phenomena of Radionuclides for Accident Consequence Evaluation of Reactor)が開発されている。TRACERコードは、燃料ピンの破損に伴う冷却材へのFP放出から始まる、一連のFP移行挙動を解析する。解析は燃料ピン、一次冷却材及びカバーガスと炉内の範囲でのFP挙動を対象としている。具体的には、燃料ピンから放出されるFP、1次系冷却材中を移行するFP、冷却材中を輸送されるFPを含む希ガス気泡、カバーガスへ放出されるFP、カバーガスから炉外へ漏洩するFPといった一連の挙動である。本マニュアルはTRACER Version 2.3のマニュアルに対し、数式等の参考文献の追加、インプットファイル作成方法の解説の改善、TRACERコードへ加えたNUREG-0772モデルの改良に関して追記、Appendixで行ったサンプル解析の図の修正、サンプル解析の追加といった変更を加えたものである。

論文

9Crまたは12Cr系酸化物分散強化鋼の高温力学特性と微細組織

光原 昌寿*; 栗野 晃一*; 矢野 康英; 大塚 智史; 外山 健*; 大沼 正人*; 中島 英治*

鉄と鋼, 109(3), p.189 - 200, 2023/03

本研究では、高速炉通常運転時におけるODS鋼被覆管の使用環境に近い700または750$$^{circ}$$Cのクリープ試験と、事故時を模擬した900から1350$$^{circ}$$Cでの時効処理または高温引張試験での酸化物の成長挙動を確認した。9Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織では、初期状態と比較し、酸化物の成長や数密度の低下が無く、酸化物の分散強化がクリープ変形中に有効に機能していることが分かった。12Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織においては、亜粒界のような転位下部構造の発達はほとんど観察されず、粒内に可動転位が均一に観察された。転位密度は応力の増加とともに増える傾向であった。9Cr-ODS鋼の引張延性は、900から1100$$^{circ}$$Cまで温度上昇とともに低下したが、1200$$^{circ}$$Cで上昇し、1250$$^{circ}$$Cで劇的に低下し、1300$$^{circ}$$Cで再び増加する傾向を示した。12Cr-ODS鋼では、温度の上昇とともに減少する傾向を示した。9Cr-ODS鋼の1200から1300$$^{circ}$$Cにおける複雑な引張特性の変化にはデルタフェライト相の形成が影響していると推察される。なお、本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業JPMXD0219214482の助成を受けたものである。

報告書

MOX燃料製造設備の運転・保守経験を踏まえた「粉末秤量・均一化混合設備」の開発

川崎 浩平; 小野 高徳; 柴沼 公和; 後藤 健太; 會田 貴洋; 岡本 成利; 品田 健太; 市毛 秀和; 高瀬 龍弥; 逢坂 悠樹; et al.

JAEA-Technology 2022-031, 91 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-031.pdf:6.57MB

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構が平成30年12月に公表したバックエンドロードマップにおいては、核燃料サイクル工学研究所内の施設の廃止措置に伴い、核燃料物質をプルトニウム燃料第三開発室(以下「Pu-3」)に集約し、長期的に安定・安全に貯蔵する計画である。核燃料物質の集約化の一環として、Pu-3において非密封のプルトニウム・ウラン混合酸化物(Mixed Oxide、以下「MOX」)粉末を熱処理ペレット化し、封入棒へ充填、密封し、集合体形状に組立て、集合体・保管体貯蔵設備に保管する「保管体化」を計画し、新規制基準を踏まえた保管体化に係る核燃料物質使用変更許可を取得した。この保管体化に当たっては、施設のリスク低減のため、ペレット製造工程内で取り扱うことができるプルトニウム量(熱処理ペレット以外の性状で蓋付きの粉末搬送容器に収納されていない状態の量)を50kgPu以下に制限することから、保管体化の処理の起点となる粉末の秤量及び均一化混合の工程を担う設備を小バッチサイズに対応させた「粉末秤量・均一化混合設備」を開発・設置し、下流の各工程設備での取扱量を小さくすることとした。粉末秤量・均一化混合設備の開発に当たっては、これまでのMOX燃料製造設備の運転・保守経験に基づく故障データを設計に反映し、信頼性・保守性をより向上させた。粉末秤量・均一化混合設備は、令和4年2月よりMOX粉末を使用した運転を開始し、約半年間の運転実績において故障データを反映した設計の妥当性が確認されている。本報告書は、粉末秤量・均一化混合設備の開発を通じて得られた知見と約半年間の運転実績を踏まえた設計の評価及び今後の設備開発における課題をまとめたものである。

論文

Breaking the hard-sphere model with fluorite and antifluorite solid solutions

Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 加藤 正人

Scientific Reports (Internet), 13, p.2217_1 - 2217_8, 2023/02

Using the hard-sphere model with the existing tabulated values of ionic radii to calculate the lattice parameters of minerals does not always match experimental data. An adaptation of this crystallographic model is proposed by considering the cations and anions as hard and soft spheres, respectively. We demonstrate the relevance of this hybrid model with fluorite and antifluorite-structured systems.

報告書

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の炉心出口部における高サイクル熱疲労の防止に関する実験研究; 炉上部構造下部における温度変動の特徴と温度変動緩和方策

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁

JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01

JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。

論文

A Quantitative method of eutectic reaction study between boron carbide and stainless steel

Hong, Z.*; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; Liao, H.*; Yang, H.*; 山野 秀将; 岡本 孝司*

Annals of Nuclear Energy, 180, p.109462_1 - 109462_9, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.18(Nuclear Science & Technology)

実機制御棒の模擬材として、B$$_{4}$$C材とSUS304を用いて一連の実験を実施した。1450K-1500Kの温度範囲で共晶反応速度定数を得た結果、本研究で得られた反応速度定数は参照値と一致した。また、反応面の微細構造を観察し、組成分析を行った。

論文

Oxygen potential, oxygen diffusion, and defect equilibria in UO$$_{2 pm x}$$

渡部 雅; 加藤 正人

Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 1, p.1082324_1 - 1082324_9, 2023/01

UO$$_{2}$$の酸素ポテンシャル及び酸素拡散係数は燃料性能に大きな影響を与えるため、多くの実験データが取得されてきた。しかしながら、1673 K以上の高温領域における酸素ポテンシャル及び酸素拡散係数のデータは非常に少ない。本研究ではこれらのデータを取得し、欠陥化学によって解析することを目的とした。1673-1873 Kにおける定比組成近傍のUO$$_{2}$$の酸素ポテンシャル及び酸素化学拡散係数を気相平衡法によって測定した。測定した酸素ポテンシャルと文献値のデータを欠陥化学により解析し、UO$$_{2}$$の酸素ポテンシャルを温度及びO/U比の関数として定式化した。本研究で得られた酸素化学拡散係数は文献値との比較から妥当な値と判断された。酸素ポテンシャルの測定結果から酸素化学拡散係数は酸素分圧依存性を有することが推測されたが、実験データから明確な依存性は確認できなかった。

論文

Oxygen diffusion in the fluorite-type oxides CeO$$_{2}$$, ThO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$, PuO$$_{2}$$, and (U, Pu)O$$_{2}$$

加藤 正人; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.

Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 1, p.1081473_1 - 1081473_10, 2023/01

This study evaluates oxygen self-diffusion and chemical diffusion coefficients of fluorite-type oxides CeO$$_{2}$$, ThO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$, PuO$$_{2}$$, and (U, Pu) O$$_{2}$$ using point defect concentration, oxygen vacancies, and interstitial oxygen. The self-diffusion coefficient changed in proportion to the 1/n power of oxygen partial pressure, which is similar to the oxygen partial pressure dependence of the defect concentration. All parameters used to represent the diffusion coefficients were determined, and the experimental data were accurately stated. The chemical diffusion coefficient was much higher at O/M = 2.00 than in low O/M oxides. In the reduction process, the chemical diffusion control rate was dominant, and a new phase with O/M = 2.00 was formed, and it expanded from the surface in the oxidation process from a low O/M ratio to O/M = 2.00.

論文

New approach for the detection of defects in the core support structure of SFRs using EMAT based on a Halbach magnet

山口 智彦; Mihalache, O.

Nuclear Engineering and Design, 401, p.112084_1 - 112084_14, 2023/01

 被引用回数:0

This paper investigated a new method based on a combination of electromagnetic and ultrasonic sensors for inspecting the core support structure of the reactor vessel in sodium-cooled fast reactors from a position located outside of the vessel. Using an electromagnetic acoustic transducer (EMAT) sensor with a Halbach magnet, the feasibility of the detection of the defects in the reactor core support structure was investigated via experimental measurements using a reduced half-scale mock-up model in a sodium-free environment. The amplitude of the signal from various small slits was enhanced using a combination of EMAT sensor geometry, Halbach magnet configuration, and signal processing methodology in view of increasing the signal-to-noise ratio when the EMAT continuously scanned the area of interest for defects deep inside the metallic structure.

論文

Influence of plutonium content in dissolver solutions derived from irradiated fast reactor fuels on plutonium stripping in multistage countercurrent liquid-liquid extraction with acid split flowsheet

中原 将海; 柴田 淳広

Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00

 被引用回数:0

高い核拡散抵抗性を有する酸分離法を開発するためPu逆抽出に及ぼす照射済高速炉燃料溶解液中のPu富化度の影響について実験と計算により評価した。溶解液中のPu富化度が増加するに従い、U/Pu及びUプロダクト中のPu富化度が増加した。また、計算においてPu逆抽出液の低温操作により、UプロダクトへのPuリークはある程度抑えられることが確認できた。

論文

MOX燃料ペレットの機械学習焼結密度予測モデル

加藤 正人; 中道 晋哉; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 村上 龍敏; 石井 克典

日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 8 Pages, 2023/00

高速炉燃料として使用されるウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)ペレットは、ボールミル,造粒,プレス,焼結などのプロセスを経て、機械的混合法によって製造されている。重要な燃料仕様の一つであるペレット密度を制御することは不可欠だが、製造工程における多くのパラメーター間の関係を理解することは困難である。日本での生産実績からMOX製造データベースを作成し、18種類の入力データを選定してデータセットを作成した。MOXペレットの焼結密度を予測するための機械学習モデルは、勾配ブーストリグレッサーによって導出され、測定された焼結密度をR$$^{2}$$=0.996の決定係数で表すことができた。

論文

Core and safety design for France-Japan common concept on sodium-cooled fast reactor

高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.

EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12

日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。

論文

Effect of nitrogen concentration on creep strength and microstructure of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steel

岡 弘*; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 橋本 直幸*

Journal of Nuclear Materials, 572, p.154032_1 - 154032_8, 2022/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:71.47(Materials Science, Multidisciplinary)

窒素濃度(0.0034-0.029 wt%)の異なる9Cr-ODS鋼について700$$^{circ}$$Cのクリープ特性とクリプ前後の組織変化について調査を行った。クリープ強度は、窒素濃度の増加に伴い顕著な低下が確認された。高窒素濃度材において変態フェライト領域と残留フェライト領域の境界にそってYリッチな粗大粒子が確認された。$$alpha$$$$gamma$$相では窒素の固溶度が異なることから、オーステナイト変態プロセスが生じる際に、窒素が$$gamma$$相に拡散・濃化し、逆変態時に残留フェライト相に吐き出され、両境界付近で窒素の濃化生じる。その結果として、熱力学的不安定を解消するために分散粒子の粗大化が生じると考えられる。窒素濃度が高いほど多数のクリープボイドが観察されたことから、粗大化した分散粒子を起点にクリープボイドが発達したことにより、早期破断が生じたと考えられる。

論文

Design of MA(III)/Ln(III) separation process of extraction chromatography technology

阿久澤 禎*; Kim, S.-Y.*; 久保田 真彦*; Wu, H.*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 331(12), p.5851 - 5858, 2022/12

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

In this work, we have examined Ln(III) and MA(III) separation conditions by the extraction chromatography using HONTA adsorbent to decide the Ln(III)/MA(III) separation process fow. From the research results, we found the simulated element of Am(III) for HONTA adsorbent and the conditions to use it. In addition, Ln(III) and Am(III) (simulated element) separation experiments were carried out using the HONTA adsorbent packed column, we have determined the column separation conditions for Am(III) such as order of fow solution and fow rate.

報告書

令和3年度研究開発・評価報告書 評価課題「高速炉・核燃料サイクル技術の研究開発」(事後評価・事前評価)

小西 賢介; 桾木 孝介

JAEA-Evaluation 2022-005, 106 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-005.pdf:3.06MB
JAEA-Evaluation-2022-005-appendix(CD-ROM).zip:30.93MB

国立研究開発法人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」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)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」(平成29年4月1日文部科学大臣決定)、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、令和2年4月22日改正)等に基づき、令和3年8月2日に「高速炉・核燃料サイクル技術の研究開発」に関する事後・事前評価を高速炉・核燃料サイクル研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、高速炉・核燃料サイクル研究開発・評価委員会は、原子力機構の第3期中長期目標期間(平成27年4月から令和4年3月まで)の7年間における「高速炉・核燃料サイクル技術の研究開発」の取組や成果等に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき事後評価を実施した。また、第4期中長期目標期間(令和4年4月から令和11年3月)における研究開発の取組の方針及び計画の策定状況に関する聴取・審議を行い、その結果に基づき事前評価を実施した。そして、事後評価及び事前評価の結果は、評価理由及び提言・意見を含めて整理された各々の報告書(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・核燃料サイクル研究開発・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事後評価及び事前評価の報告書(答申書)を添付した。

論文

Materials science and fuel technologies of uranium and plutonium mixed oxide

加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.

Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10

プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。

論文

Evaluation of fuel reactivity worth measurement in the prototype fast reactor Monju

大釜 和也; 竹越 淳*; 片桐 寛樹; 羽様 平

Nuclear Technology, 208(10), p.1619 - 1633, 2022/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

In the prototype fast breeder reactor Monju, fuel reactivity worth was measured at six positions as the reactivity corresponding to the differences of critical control rod positions between cores with and without a dummy fuel subassembly. In this paper, the measurements are evaluated in detail, and their reliability and usefulness as the validation data for fast reactor neutronics design methodologies are investigated through a comparison with calculations by using the latest methodology developed in Japan Atomic Energy Agency. Calculated-to-experiment values (C/Es) and their uncertainties of fuel reactivity worth were 0.97 to 1.02 and 4% to 6%. Through this study, the measurements and calculations were found consistent and reliable.

論文

Application of CFD code with debris-bed coolability assessment model to pool Type SFR

中村 博紀*; 早川 教*; 柴田 明裕*; 佐々 京平*; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 7 Pages, 2022/10

デブリベッドの長期冷却性評価のため、本研究ではデブリベッドモジュールと連成させた3次元解析手法を開発した。連成解析により、浸漬型直接炉心冷却熱交換が稼働後に、ホットプレナムとコールドプレナムの間で冷却材の自然循環が4つの中間熱交換器を通じて確立されることを示した。デブリベッドに接したコールドプールは継続的に冷却され、自然循環だけなく、ホットプールとコールドプールを隔てる分離板を通じた熱伝達により冷却される。デブリベッドの温度分布に対するコアキャッチャ周辺の3次元流れの影響は現在の計算条件では20$$^{circ}$$C程度であった。

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