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論文

Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 $$^{circ}$$C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

 被引用回数:0

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 $$^{circ}$$C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of H$$_{2}$$O/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO$$_{2}$$ scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO$$_{2}$$ formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO$$_{2}$$ but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO$$_{2}$$ formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO$$_{2}$$ formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

報告書

アメリシウム含有燃料の熱伝導率評価

横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 矢野 康英; 所 大志郎*; 菅田 博正*; 加藤 正人*

JAEA-Research 2025-002, 18 Pages, 2025/05

JAEA-Research-2025-002.pdf:1.73MB

高速炉の開発目標の1つとして「高レベル放射性廃棄物量減容・潜在的有害度低減のため、マイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、燃料として利用できるようにすること。」が示されている。これに向けて、MAを添加したMOX燃料を高速炉で燃焼する燃料サイクルが提唱されている。MAを添加したMOX燃料を高速炉で使用するには、燃料設計や照射挙動の解析に向けて熱伝導率等の熱物性を把握することが重要である。しかし、MAを添加した燃料の熱物性は、報告例がわずかであり、MA添加濃度や酸素不定比性の影響を含めて十分に把握されていない。そこで本研究では、MAの1つであるAmがMOX燃料の熱伝導率に与える影響を評価することを目的として、化学量論組成近傍における15%までのAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を測定した。また、Am含有MOX燃料の照射挙動評価に資するため、Amを含有したUO$$_{2}$$燃料の熱伝導率を測定し、Am含有MOX燃料のものと比較評価を実施した。本研究では、Pu含有率を30%とし、Am含有率が5%、10%及び15%と異なる3種類のMOX燃料と、Am含有率が15%のUO$$_{2}$$燃料を用いた。熱伝導率は、レーザーフラッシュ法を用いて測定した熱拡散率に試料密度及び比熱を乗じて求めた。熱拡散率の測定においては、測定雰囲気の酸素分圧を調整することで試料の酸素・金属原子数比(O/M比)を制御した。すべての試料の熱伝導率は、温度及びAm含有率の増加と共に低下し、特に、1,173K以下で顕著な低下が見られた。また、得られた熱伝導率に対して古典的フォノン散乱モデルによる解析を行った結果、熱抵抗率の変化については、Am添加によって生じるイオン半径差に起因した格子ひずみの影響が大きく、MOX及びUO$$_{2}$$の両者で同程度の影響であることがわかった。

論文

Oxygen potential measurement of U$$_{0.85}$$Am$$_{0.15}$$O$$_{2}$$ at 1473, 1573, and 1673 K

渡部 雅; 横山 佳祐; Vauchy, R.; 加藤 正人; 菅田 博正*; 関 崇行*; 日野 哲士*

Journal of Nuclear Materials, 599, p.155232_1 - 155232_5, 2024/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.80(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では熱重量法を用いて1473、1573及び1673KにおけるU$$_{0.85}$$Am$$_{0.15}$$O$$_{2-x}$$の新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。同じy及びO/M比で比較した場合、U$$_{1-y}$$Am$$_{y}$$O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルは、U$$_{1-y}$$Pu$$_{y}$$O$$_{2-x}$$よりも高いことがわかった。また、hypostoichiometric領域のカチオン価数はNd含有UO$$_{2}$$と類似しており、定比組成では、Am$$^{3+}$$, U$$^{4+}$$, and U$$^{5+}$$となると推定された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。

報告書

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日立GEニュークリア・エナジー*

JAEA-Review 2022-058, 191 Pages, 2023/02

JAEA-Review-2022-058.pdf:16.99MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究では、1Fの燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物の合理的な分別に資するため、廃棄物から核燃料物質をフッ化により分離する方法を開発することを目的とした。廃棄物として溶融炉心-コンクリート相互作用(MCCI)生成物を想定し、様々なMCCI生成物の成分に対してフッ化挙動を網羅的に評価するため、酸化還元条件を変えて複数の模擬廃棄物を調製し、フッ化試験によりフッ化挙動を評価した。また、実デブリのフッ化挙動を評価するため、MCCI生成物の成分を含むチェルノブイリ実デブリのフッ化試験も実施した。模擬廃棄物とチェルノブイリ実デブリはフッ素と良く反応して固体内部までフッ化され、UとPuの90%以上がフッ化揮発し、また、コンクリートの主要元素のSiもフッ化揮発することが示された。核燃料物質をフッ化揮発させて分離可能であることが示されたため、デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化による分別方法が成立する見通しを得た。

論文

Numerical simulation of annular dispersed flow in simplified subchannel of light water cooled fast reactor RBWR

吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.

報告書

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日立GEニュークリア・エナジー*

JAEA-Review 2022-003, 126 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-003.pdf:8.01MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。1Fの燃料デブリを取出す際に発生する廃棄物の合理的な分別に資するため、本研究では、廃棄物とフッ素を反応させて核燃料物質を選択的に分離する方法を開発する。模擬廃棄物とチェルノブイリ実デブリのフッ化挙動を実験により把握し、核燃料物質の分離可否を評価する。また、シミュレーションコードを作成し、フッ化プロセスを検討・構築する。上記を通じて、廃棄物を核燃料物質と核燃料物質が分離された廃棄物とに合理的に分別する方法を検討し、デブリ取出しで発生する廃棄物の管理容易化に資することを目的とする。令和2年度は、(1)フッ化試験(1.模擬廃棄物のフッ化試験、2.実デブリフッ化試験)、(2)フッ化反応解析、(3)模擬廃棄物調製試験、の業務項目を実施し所期の目標を達成した。

報告書

燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発(委託研究); 令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日立GEニュークリア・エナジー*

JAEA-Review 2020-034, 155 Pages, 2021/01

JAEA-Review-2020-034.pdf:10.77MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、「燃料デブリ取出しに伴い発生する廃棄物のフッ化技術を用いた分別方法の研究開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所(1F)の燃料デブリを取出す際に発生する廃棄物の合理的な分別に資するため、本研究では、廃棄物とフッ素を反応させて核燃料物質を選択的に分離する方法を開発する。模擬廃棄物とチェルノブイリ実デブリのフッ化挙動を実験により把握し、核燃料物質の分離可否を評価する。また、シミュレーションコードを作成し、フッ化プロセスを検討・構築する。上記を通じて、廃棄物を核燃料物質と核燃料物質が分離された廃棄物とに合理的に分別する方法を検討し、2021年以降のデブリ取出しで発生する廃棄物の管理容易化に資することを目的とする。

論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

論文

Development of instrumentation systems for severe accidents, 5; Basic properties of hydrogen sensor with solid electrolyte for safety measures of LWRs

大塚 紀彰; 松井 義典; 土谷 邦彦; 松井 哲也*; 有田 節男*; 和田 將平*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

東京電力福島第一原子力発電所で発生した事故を教訓に、過酷事故においても水位、水素濃度等を計測可能な機器の開発が求められている。特に、高温過酷環境においても使用可能な水素センサの開発は、水素爆発の防止の観点から必要不可欠である。本研究では、過酷環境下用計測機器の一環として、固体電解質を用いた水素濃度センサを開発し、過酷環境下における適用性の評価を目的とした特性試験を実施した。雰囲気温度400$$^{circ}$$Cにおける試験の結果、水素センサは水素濃度に応じた電圧を得られることを確認した。また雰囲気圧力0$$sim$$1MPaの環境においても、水素濃度及び圧力変化に応じた電圧を得たことから、過酷環境下用計測機器としての見通しを得た。

報告書

シビアアクシデント後の再臨界評価手法の高度化に関する研究(共同研究)

久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB

本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。

論文

Experimental investigation of void fraction characteristics for downward steam-water two-phase flow in a large diameter vertical pipe

上遠野 健一*; 玉井 秀定*; 永吉 拓至*; 伊東 敬*; 高瀬 和之

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/12

原子力機構と日立GEニュークリア・エナジーは、軽水炉の安全性や経済性を向上させるための技術開発を協力して行っている。この一環として、ダウンカマ部におけるキャリーアンダー特性を高精度で評価できる技術として、ワイヤーメッシュを利用したボイド率分布計測技術の開発を行っており、これまでに2MPaを超える圧力条件下でダウンカマ部形状を簡略模擬した直径120mm,長さ6600mmの配管内を下降する水-蒸気二相流のボイド率分布を定量的に計測評価できることを確認した。本報では、取得したボイド率分布データをもとに構築したキャリーアンダー特性予測評価モデルの妥当性評価、並びに構築したキャリーアンダー特性予測評価モデルによる実機評価の結果について述べる。

報告書

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

論文

Controls of chromium and third element contents in nickel-base alloys for corrosion resistant alloys in hot HNO$$_3$$-HF mixtures

竹内 正行; 中島 靖雄; 星野 国義*; 河村 文雄*

Journal of Alloys and Compounds, 506(1), p.194 - 200, 2010/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:47.35(Chemistry, Physical)

Corrosion resistance of nickel-base alloys in HNO$$_3$$-HF mixtures was investigated to apply them to FLUOREX process, which is advanced hybrid process of fluoride volatility and solvent extraction for next-generation spent nuclear oxide fuel reprocessing. Many types of Ni-Cr and Ni-Cr-X (X= Mo, W, Nb, Ti, Si, Cu) ingots were experimentally manufactured and the desirable chromium and third element contents in nickel-base alloys were discussed in narrow range to improve the corrosion resistance in hot HNO$$_3$$-HF mixtures. From the results of corrosion tests, Ni-45Cr-0.25Mo alloy exhibited the best corrosion resistance in this study. The corrosion rate was 0.17mm/y in 8M HNO$$_3$$-0.1M HF solutions at 373K and it provided good performance as corrosion resistant materials. In conclusion, it was found that the control of higher chromium content and a small amount of molybdenum in nickel-base alloys are significant to improve the corrosion resistance in HNO$$_3$$-HF mixtures.

論文

Flexible fuel cycle R&D for the smooth FBR deployment

深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

軽水炉から高速増殖炉への移行期のサイクルシステムを検討することが重要である。移行期のシナリオを注意深く検討するとともに、高速増殖炉の円滑な導入のための柔軟な燃料サイクル(FFCI)を提案した。FFCIでは、軽水炉使用済燃料から、まずウランを約90%取り除き、残ったリサイクル原料(40%U,15%Pu,45%その他元素)から、高速増殖炉の導入状況に合わせながら、U/Puを回収し燃料製造を行う。FFCIの利点は、使用済燃料のまま保管するよりも体積を小さくすることができるとともに、高速増殖炉の導入速度に合わせて、Pu濃度の高いリサイクル原料を貯蔵又はPuをリサイクル原料から回収して燃料として供給できることである。

論文

Uranium recovery in LWR reprocessing and plutonium/residual uranium conditioning in FBR reprocessing for the transition from LWR to FBR

深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/05

軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因を考慮した移行シナリオを網羅的に検討し、各シナリオに柔軟に対応できる燃料サイクルシステムを開発中である。そこでは、軽水炉使用済燃料からのウランの粗分離、並びにプルトニウム/ウラン/核分裂生成物の一時保管及び適時の再処理によるFBRへのプルトニウム燃料の供給を柱としている。柔軟性確保手段の比較検討結果を報告する。国の原子力政策大綱によれば、経済性等の条件が整うことを前提にFBRは2050年頃から導入するものとし、FBRの導入に必要な第二再処理設備は2010年から検討することになっている。第二再処理は今後40$$sim$$100年の将来にかかわるため種々の変動・不確実性が想定され、それらに対する柔軟性の確保は重要である。Pu需給バランスの観点から変動に対し柔軟性を確保する手段について比較評価し、課題摘出・燃料サイクルシステムへの適用性等の検討を行った。

口頭

軽水冷却高速炉の開発,4; 模擬サブチャンネル内詳細二相流シミュレーション

吉田 啓之; 永武 拓; 小野 綾子; 成島 勇気*; 上遠野 健一*

no journal, , 

熱的条件が現行BWRより厳しくなることも想定される軽水冷却高速炉(RBWR)では、その熱設計において液滴の生成や再付着などのスペーサ効果を活用する必要があると考えられる。しかし、狭隘流路であるRBWR炉心について、そのスペーサ効果の活用に必要なデータは少ない。そこで本研究開発では、二相CFDにより得られるデータを用いることで、熱設計に用いるサブチャンネル解析コード中のスペーサの効果を表現するモデルの改良を検討している。本報では、RBWR炉心を模擬した狭隘流路内の二相流を詳細二相流解析コードTPFITで解析し、その適用性を検討した。その結果、液膜の波立ちの発達により液滴が生成し狭隘流路内に環状噴霧流が形成され、RBWR炉心を模擬した条件での二相流解析が実施できることを確認した。また、液滴生成前後での液膜形状は既存の大気圧試験の結果と良く一致しており、波立ちに伴う液滴生成が適切に表現されている。さらに、スペーサ後端下流で多数の液滴が生成されるなど、スペーサの影響が再現できている。これらの結果から、RBWR炉心のスペーサ効果モデル改良へのTPFITの適用性を確認した。

口頭

レーザー・ウォータージェットによるはつり除去技術の開発

石塚 一平*; 武部 俊彦*; 山田 知典; 大森 信哉*; 黒澤 孝一*; 佐々木 豪*; 中田 正宏*; 酒井 英明*; 柴田 卓弥

no journal, , 

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(1F)の安全で確実な廃炉の実施は、国民の関心の高い課題である。1Fの廃炉作業では、遠隔操作技術により炉内構造物や燃料デブリ等を切断し、取り出しが可能な大きさに加工する必要がある。また、公衆被ばくの低減や汚染拡大防止等の観点から、放射性ダストの飛散防止が求められている。レーザー技術は加工に伴う反力が少ないことや加工ヘッドがコンパクトであり遠隔操作機器とのマッチングが良い等の優れた特長を有することから、廃炉作業における切断技術の一つとして期待されている。しかし、従来のレーザー切断技術はレーザー照射によって対象物を溶かし、その溶融物に大量のガスを吹きつけて除去するため、1Fの廃炉作業に適用する場合は、放射性物質を含有するダストがガスとともに気相中へ飛散することが大きな課題である。そこで、ガスの代わりに、ダストの飛散抑制に有効なウォータージェットをレーザーと組み合わせた切断技術を、日立GEニュークリア・エナジー, スギノマシン, 日本原子力研究開発機構の3機関による共同研究で開発している。本発表では、これまでに共同研究で取り組んできた開発内容と成果を報告する。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,20; リサイクル原料貯蔵法の検討

深澤 哲生*; 星野 国義*; 及川 英紀*; 荒井 康夫; 高野 公秀; 佐藤 正知*; 島津 洋一郎*

no journal, , 

軽水炉から高速増殖炉への移行期における柔軟な燃料サイクルシステムを開発中であり、その枢要技術であるリサイクル原料(ウラン分別残渣)一時貯蔵の妥当性評価法を検討した。一時貯蔵には種々の貯蔵形態と方法が考えられるが、基本的には酸化物粉末に転換してキャニスタに封入し、既存の高レベルガラス固化体貯蔵施設と同様の施設を想定している。リサイクル原料とガラス固化体との特性の違いで最も考慮する必要がある点は、発熱密度とPu含有率の違いである。リサイクル原料の発熱密度は、最大でガラス固化体の4倍になるため、自然空冷で所定の除熱性能が達成できるか、貯蔵キャニスタ中心温度が目標値以下におさまるか評価する必要がある。一方、Pu含有率については臨界安全性の評価が必要となる。除熱性能と臨界安全性を基礎的に評価し、一時貯蔵システムが成立する見通しを得た。

口頭

FBR円滑導入のための柔軟な燃料サイクルに関する研究開発,14; 熱伝導度等の特性試験

白数 淑郎; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 深澤 哲生*; 笹平 朗*

no journal, , 

酸化物リサイクル原料の模擬試料として、最初にU及び模擬FP元素等を含んだ硝酸塩溶液を調製し、次に、模擬硝酸塩溶液を空気中1000$$^{circ}$$Cで加熱する直接脱硝法により酸化物に転換して模擬酸化物リサイクル原料粉末を調製した。調製した粉末試料について、空気中及びヘリウムガス(He)中、室温$$sim$$800$$^{circ}$$Cでの実効熱伝導度を非定常熱線法により測定した。調製した粉末試料の実効熱伝導度の経過時間変化を測定した結果、800$$^{circ}$$Cまでの各温度における加熱経過時間が長くなっても、実効熱伝導度は、測定バラツキの範囲内でほぼ一定の値であることがわかった。次に、1000$$^{circ}$$Cの加熱効果を調べるために、経過時間変化を測定した試料をさらに空気中,1000$$^{circ}$$C,100時間追加加熱し、その試料の実効熱伝導度を測定した。その結果、空気中の実効熱伝導度は1000$$^{circ}$$Cの追加加熱によってわずかに増加した。実効熱伝導度測定の結果、模擬酸化物リサイクル原料粉末試料の実効熱伝導度は、空気中で0.08$$sim$$0.16Wm$$^{-1}$$K$$^{-1}$$、He中で0.14$$sim$$0.21Wm$$^{-1}$$K$$^{-1}$$であり、He中の値は空気中の値よりも高く、どちらも正の温度依存性を示すことがわかった。

口頭

多様な革新的ナトリウム冷却高速炉における統合安全性評価シミュレーション基盤システムの開発,12; PRISM型原子炉実機条件でのRVACSモデル妥当性確認

阿部 崇*; 中原 宏尊*; 青柳 光裕; 藤又 和博*

no journal, , 

PRISM型原子炉へのシミュレーション適用性拡張として、受動的崩壊熱除去系RVACSに対する解析モデルを構築した。実機条件においてRVACSモデルを適用した解析を実施し、CFD(Computational Fluid Dynamics)による解析結果と比較することで妥当性を確認した。

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