記述言語：英語  

DOI： 10.1016/j.calphad.2022.102481

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記述言語：英語  

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向けて、事故直後から、燃料デブリの特性評価について様々な試みが行われてきた。本レビューでは、それらを概説する。事故直後の数年間は、1F現場(特に損傷した1, 2, 3号機の建屋内部)から得られる知見は極めて限定的であった。燃料デブリのおよその所在はミューオントモグラフィーで調査され、その特性は、加圧水型軽水炉である米国スリーマイル原発事故調査の結果等の過去知見に基づいて概略推定された。その後、各種の内部調査ロボットが開発され、2017年より、原子炉格納容器内部の調査が開始された。その結果、3つの号機とも、当初、加圧水型軽水炉の典型的事故シナリオに基づいて予想されたものと異なる炉心破損状態とデブリ堆積状態であることがわかってきた。また、調査ロボットの付着物から微量のウラン含有粒子が回収され、燃料デブリにつながる情報を得るために、その特性分析が継続している。これらと並行して、OECD/NEAなどにおいて、事故シナリオの検討等について国際協力も進んでいる。今後は、典型事故条件に基づくイメージではなく、現場で得られた知見に基づいて、1F事故シナリオの理解を深め、1F燃料デブリの特性を評価していくことが重要である。

DOI： 10.1080/00223131.2022.2040393

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2021.1985647

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記述言語：英語  

The results of the several recent tests performed in JAEA/CLADS are outlined in this paper. However, particular point of this work is focused on the interesting effect that was found on the debris, that contained partially reacted B$_{4}$C (control blade debris). A Raman investigation of the control blade metallic debris helped to refine the governing mechanism of the B-compounds formation and transport, which is probably specific mostly for BWRs due to unique bundle configuration and materials morphology. All these factors may directly influence the accident progression in BWR and influence the final debris properties.

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2021.1906777

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記述言語：英語  

DOI： 10.3390/thermo1020011

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

DOI： 10.1115/ICONE28-65129

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2020.1856734

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記述言語：英語  

OECD/NEAのTAF-IDプロジェクトで開発中の、核燃料の熱力学データベースTAF-IDの開発状況と応用例を報告した。

DOI： 10.1016/j.calphad.2020.102212

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1299/mej.19-00503

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記述言語：英語  

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2020.152093

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記述言語：英語  

DOI： 10.1080/00223131.2019.1691070

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1299/mej.19-00477

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記述言語：英語  

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2019.151939

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所(FDNPS)事故後、燃料化学の重要性が再認識された。運転員による最大限の事故防止・拡大防止の試みもあり、3つのユニットの事故進展の間に大きな違いがあることが福島第一原子力発電所の調査及び解析により明らかになった。燃料デブリの特性はこの事故進展の違いに大きく影響されると考えられ、TMI-2事故の解析と模擬実験に基づく典型的事故シナリオから予想されるものとは異なる。非典型的条件含め、シビアアクシデント(SA)に対する知見を適切に改良するため、燃料・炉心溶融崩落と核分裂生成物(FP)挙動の現象論の改良が必須であり、燃料化学の進展は最も根源的なアプローチとなる。本レビューはFDNPS事故後の最近のアップデートと残された課題に焦点を当てた。

DOI： 10.1016/B978-0-08-102571-0.00015-X

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

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記述言語：日本語  

炉心溶融物の凝固過程での冷却速度の違いは燃料デブリ構成成分の偏析に大きく影響する。偏析傾向を把握するため、模擬コリウム(UO$_{2}$, ZrO$_{2}$, FeO, B$_{4}$C, FP酸化物)の溶融/凝固試験を行った。模擬コリウムはAr雰囲気化で2600$^{\circ}$まで加熱し、2つの冷却速度での降温を行った。(炉冷(平均744$^{\circ}$C/min)および徐冷(2600$^{\circ}$C$\sim$2300$^{\circ}$C:5$^{\circ}$C/min、2300$^{\circ}$C$\sim$1120$^{\circ}$C:平均788$^{\circ}$C/min)元素分析により、炉冷条件および徐冷条件両方の固化後の試料中に3つの異なる組成を持つ酸化物相および1つの金属相が確認された。炉冷条件、徐冷条件ともにこれら3つの酸化物相へのFeO固溶度はおおよそ12$\pm$5at\%であった。この結果はUO$_{2}$-ZrO$_{2}$-FeO状態図におおよそ一致している。一方、徐冷条件での試料中に、Zrリッチ相の大粒形化が確認された。この相の組成は液相の初期組成と一致しており、遅い凝固中で液滴の連結が起こり、凝集したと評価した。

DOI： 10.3327/taesj.J18.029

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1080/00223131.2019.1592724

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

RPV内部の溶融材料の挙動を正確に理解し、SAコードの精度を向上させるために、JUPITERと呼ばれる多相,多物理モデルを備えた新しい計算流体力学(CFD)コードが開発された。それは多相計算のアルゴリズムを最適化した。その上、化学反応もコード内で注意深くモデル化されているので、融解プロセスを正確に扱うことができる。一連の検証と検証の研究が行われており、これらは分析解や以前の実験とよく一致している。JUPITERコードのマルチフィジックスモデルの機能は、関連するシビアアクシデントシナリオにおける溶融材料の挙動を調査するためのもう1つの便利なツールである。

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記述言語：英語  

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-H$_{2}$O/sec/rodという単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータといて用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられているg-H$_{2}$O/sec/rodという規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、実機を模擬したBWRバンドル試験体を用いて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所(1F)事故により、燃料破損現象の再評価の重要性が指摘された。本論文では、BWR燃料集合体レベルでのマクロな視点から、メゾスケールの要素反応に関する視点までの現象論にフォーカスして、燃料破損に関する知見のアップデートについて、レビューする。B$_{4}$C制御棒の酸化は、BWRの事故においては、原理的により多くの水素と熱の発生原因となる。B$_{4}$C制御棒を用いた各種の総合型試験では、1250$^{\circ}$Cあたりで(燃料の急速な破損温度よりはるかに低い温度で)、制御棒の早期破損と溶融、さらに下方への移動と酸化が開始されることを示している。これらの制御棒破損は、原理的に、炉心溶融の初期過程に大きく影響する。水蒸気枯渇条件(1F事故で発生した可能性が指摘されている)は、燃料破損進展の傾向に大きく影響し、従来想定されていた典型的な事故進展と異なる化学的な傾向に燃料を溶融させる可能性が高い。要素反応の現象論の詳細とそれらの現象の炉心溶融後期過程への影響についても議論する。

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2017.12.004

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記述言語：英語  

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（学術雑誌）  

DOI： 10.1299/mej.16-00567

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記述言語：英語   掲載種別：研究論文（国際会議プロシーディングス）  

Scopus

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記述言語：英語  

シビアアクシデントの燃料溶融段階において、その過程で形成される中間生成物が事故進展に影響を及ぼすことが予期される。これらは酸素ポテンシャルや温度にも影響を受け、燃料デブリのリロケーションや成層化を評価するうえで非常に重要である。これらを評価するために、異なる酸素ポテンシャル条件で、2種類の試験を実施した。採用する中間生成物は、我々の過去の制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶融・崩落試験から得られた知見により決定した。試験の結果、雰囲気の酸素ポテンシャルが、金属相のウランの濃度に大きく影響を及ぼすことが確認された。また、中間生成物として採用したB$_{4}$C-Fe合金が、UO$_{2}$とZrの相互作用を軽減することが確認された。

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記述言語：英語  

制御棒ブレード崩落過程の理解のため、模擬制御棒ブレード試験体を用いて、温度勾配、温度上昇条件におけるアルゴンまたは水蒸気雰囲気下での制御棒ブレード崩落試験を実施した。水蒸気流量が燃料棒1本あたり0.0125g/sの場合、制御棒ブレードとチャンネルボックス、燃料棒被覆管は共に破損、溶融し、特にそれは試験体上部で顕著であり、この結果はアルゴン雰囲気での試験結果とほぼ同じであった。一方、水蒸気流量が燃料棒1本あたり0.0417g/sの場合は、上記の場合と異なっており、制御棒ブレードのみが先に破損、溶融していき、試験体下部の方でステンレス/炭化ホウ素-溶融物とジルカロイの共晶反応が起きていた。これらの結果から、ジルカロイに形成される酸化膜の厚さが大きく影響すると考えられる制御棒ブレードの崩落に関して、燃料棒1本あたりの水蒸気流量0.0125と0.0417g/sの間に制御棒ブレードの崩落挙動のしきい値が存在する可能性が示唆された。

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記述言語：英語  

原子力機構では、過酷時炉心溶融の挙動解明に資することを目的として、多相多成分熱流動数値解析手法(JUPITER)の開発を行っている。前報までに、炉心と下部プレナムを簡略模擬した体系において、発熱する物質と非発熱物の溶融移行挙動の計算を行い、定性的ではあるが、大規模体系においても安定に機能的に要求される結果が得られることを確認した。また、酸化反応モデル組込結果については、Baker-JustやCathcart-Pawelモデルといったアレニウス型のモデル式をJUPITERに導入し、JUPITER上で酸化膜厚や酸化発熱量の計算が可能であることを確認した。一方で、高温溶融物移行挙動解析機能の検証や実機炉内構造物中での溶融物移行挙動の不確かさといった問題がある。本報告では、形状による不確定性の緩和を目的として実機炉内構成材をできる限り正確に模擬した体系における溶融移行挙動計算及び、溶融移行挙動計算の妥当性の検証を目的とした実験解析を行った結果を示す。

DOI： 10.1115/ICONE24-60453

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記述言語：英語  

BWRのシビアアクシデントでの制御棒ブレードの崩落進展理解のためには、燃料破損データベースを構築する必要がある。しかし制御棒の主成分であるFe-B-C系の相状態は、特にB, Cリッチな領域において未だ不確実な点が多い。本研究では制御棒ブレード崩落解析の基礎データとして、制御棒ブレードの溶融開始に影響すると考えられる共晶点付近の組成領域のFe-B-C合金3種を作製し、1073K, 1273Kの相状態解明のための試験を行った。XRD及びSEM-EDXの結果は、Fe$_{0.68}$B$_{0.06}$C$_{0.26}$の領域ではJAEA熱力学データベース(JAEA-DB)とは異なり、1273KでFe成分を多く含む相を持つことが明らかとなり、1273KでのCementite相の固溶範囲の再評価が必要であるとの知見を得た。また、溶融開始温度の測定結果から、熱力学解析では3種の合金の間で融解温度に約40Kの差が出ると予想されたが、本実験では、3種の合金すべてが約1400Kで溶融が開始したため、JAEA-DBではCementite相の生成自由エネルギーが過大評価されている可能性があることを明らかにした。

DOI： 10.1080/00223131.2015.1016465

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記述言語：英語  

東京電力福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリの処理に乾式処理技術を適応させるための前処理技術の候補として、塩素化力の強いMoCl$_{5}$を用いてUO$_{2}$及び(U,Zr)O$_{2}$模擬デブリを塩化物に転換するための試験条件及び反応副生成物を蒸留分離する条件を調べた。粉末状のUO$_{2}$及び(U,Zr)O$_{2}$は300$^{\circ}$Cでほぼ全量が塩化物に転換された。(U,Zr)O$_{2}$高密度焼結体については、300$^{\circ}$Cと400$^{\circ}$Cでは試料表面のみが塩化物に転換され内部まで反応が進行しなかったが、500$^{\circ}$Cでは生成したUCl$_{4}$が蒸発して試料表面から分離されたためにほぼ全量が塩化物に転換された。反応副生成物であるMo-O-Clは、温度勾配下での加熱によりUCl$_{4}$から蒸留分離された。

DOI： 10.1080/00223131.2015.1070110

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記述言語：英語  

炭化ホウ素/ステンレス鋼の系は熱力学的に不安定なことはよく知られており、これらの材料間においておよそ1273Kを超えた温度で化学的相互作用が起こるであろうということを示している。この化学的相互作用は、シビアアクシデントの初期段階において中性子吸収棒の融解そしてそれに続くこれら材料の再配置へと繋がっていく。そしてその際に生成した溶解生成物は制御棒ブレードやジルカロイチャンネルボックスや燃料棒といった周辺の原子力材料と相互作用していき、燃料集合体の崩落へと繋がっていくことが予期される。B$_{4}$Cとステンレス鋼との化学的相互作用に関する既往の研究では、粉末またはペレット状のB$_{4}$Cが使用されている。しかし日本のBWRの中性子吸収棒には粒状のB$_{4}$Cが採用されている。そこで本研究では、日本のBWRで採用されている材料、すなわち粒状のB$_{4}$Cとステンレス鋼を用いた試験を実施し、粒状B$_{4}$Cとステンレス鋼間の化学的相互作用の反応速度はペレットまたは粉末状B$_{4}$Cとステンレス鋼間とは明らかに異なっていることが判明した。

DOI： 10.1080/00223131.2015.1011721

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記述言語：英語  

原子力機構では、マイナーアクチノイド(MA: Np, Am, Cm)など長寿命核種の核変換に関する研究を実施している。階層型燃料サイクル概念に基づき、核変換専用の加速器駆動システム(ADS)を用いてMA核変換を行う方法については、ウランを含まない窒化物燃料を用いることが検討されている。MAの核変換率を向上させるためには、使用済燃料を処理し、残存するMAを回収して再利用することが必要であり、その燃料サイクル技術の研究開発は重要である。本論文では、原子力機構で実施している窒化物燃料と乾式再処理法を用いた燃料サイクルに関する研究の現状及び今後の予定を紹介する。

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記述言語：英語  

U-20wt.\%Pu-2wt.\%Am-10wt.\%Zr合金の熱伝導率は高速炉で用いるマイナーアクチノイド(MA)含有金属燃料の炉心設計に必要不可欠な物性値である。本研究では、2つのU-20wt.\%Pu-2wt.\%Am-10wt.\%Zr合金を調製し、測定した比熱及び熱拡散率を用いて熱伝導率の評価を行った。U-20wt.\%Pu-2wt.\%Am-10wt.\%Zr合金の比熱は金属U及びU-Zr合金の文献値とほぼ一致しており、Pu及びAm添加に伴う影響は小さいことを確認した。一方、U-20wt.\%Pu-2wt.\%Am-10wt.\%Zr合金の熱伝導率はU-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値よりわずかに高い値を示した。U-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値はいくつかの仮定に基づいて算出した熱伝導率であるため、実測値との差は文献値の精度の低さに原因があると考えられる。さらに、MA含有金属燃料の炉心設計に必要な誤差を伴う熱伝導率評価式も提唱した。

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2015.04.043

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記述言語：英語  

熱力学データベースはMCCIの予備解析に有用な解析ツールである。原子力機構はNSSMCと共同で、双方の熱力学データベースを統合し、公開データベースを開発している。本発表では、アルミナ-シリカ-ウラニア-ジルコニア系のデータベースの整備結果を報告する。

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記述言語：英語  

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取扱である。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた階層型分離変換システムの各構成要素に対する研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムであり、燃料にはマイナーアクチノイドを主成分とした窒化物燃料を想定している。ADS及び関連する燃料サイクル技術(MA分離、ADS用窒化物燃料の製造及び再処理)の実現には多くの解決すべき技術課題があり、これらの技術開発課題に関して、原子力機構では様々な研究開発を実施している。本発表では、原子力機構における研究開発の現状及び将来計画について報告する。

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

ジルカロイとその他の燃料構成部材との間の液相化反応への酸化膜の抑制効果を調査するために、2種類の試験を実施した。試験の結果、典型的な事故条件下で形成すると推測される酸化膜よりも薄い厚さであるわずか30マイクロメートルの酸化膜においても、ステンレスの融点以下の温度においては、顕著な液相化反応への抑制効果を持つことが確認された。また、酸化膜はガスの流れが制限される部材間の狭い領域においても形成することが確認され、上部端栓の上部タイプレートの内側の隙間においても液相化反応は抑制効果は十分に確認された。一方、軸方向の酸化膜において厚さの違いが確認された。酸化膜厚さの成長速度を詳細に評価する際には、水蒸気量を正しく見積もる必要があると考えられる。

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記述言語：英語  

窒化物燃料は金属燃料のような高い熱伝導率や金属密度、酸化物燃料のような高融点や等方的構造という特長を持つ。1990年代から高レベル廃棄物の放射性毒性低減や処分場の負荷を軽減するためにマイナーアクチノイドの分離変換研究が行われている中、原子力機構では加速器駆動システムを利用した核変換サイクルにMA含有窒化物を用いることを提案している。これまでに、窒化物燃料サイクルにおける乾式処理技術に関して、窒化物の溶融塩電解及び電解によって回収したアクチノイドからの窒化物の再製造に重点をおいて開発を進めてきた。本報告では、これまでの窒化物乾式再処理技術開発の成果及び今後の課題をまとめて報告する。

DOI： 10.1007/s11426-014-5205-9

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記述言語：英語  

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記述言語：英語  

沸騰水型軽水炉の過酷事故においては、事故初期に制御棒ブレードの破損溶融が発生すると予想されている。模擬試験と解析モデル開発が、原子力機構,日立GEニュークリア・エナジー,日本核燃料開発,新日鐵住金の協力により進められている。不活性雰囲気での予備試験により、制御棒ブレードとジルカロイチャンネルボックスの間で複雑な化学反応が発生し、結果として、形成物は2種類に分離することが示された。一つめの形成物は低融解温度でZrリッチであり、ろうそくが滴下するように高温部分から低温部分に急速に移行した。もうひとつはステンレス材やホウ素などがリッチであり、1673K以上の温度で、融解することなく、機械的に崩落した。この反応の際に大きな発熱を観測した。VOF-FLUENTにより、予備的な制御棒ブレード崩落解析モデルを開発した。

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所の過酷事故では、ジルカロイ被覆管や破損燃料が、B$_{4}$C制御棒と反応したことが考えられる。BやCは反応性が高く、FPや構造材と様々な化合物を形成することが考えられ、その蒸発挙動への影響や発熱など、B$_{4}$C制御材と破損燃料の間の化学反応で想定される様々な懸念に関する評価を熱力学平衡計算により試みた。酸素ポテンシャルは、Bのふるまいに大きく影響し、過酷事故が進展し酸素ポテンシャルが上昇すると、Bは多様な化合物を形成して蒸発する。また、BはSrやCsなど揮発系FP元素の蒸発挙動にも寄与する。Bの存在下では、酸化性雰囲気におけるSrの安定化合物がSr(OH)$_{2}$からSrBO$_{2}$に変化しSrの蒸発が促進される。

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記述言語：英語  

水素吸収・放出に対する燃料被覆管に形成されている酸化膜の影響を調べるために、1073-1473Kの温度範囲の高温水蒸気で腐食させた被覆管外周表面の水素濃度の深さ分布を調べた。その結果、被覆管表面に形成された酸化膜は酸化に対しては保護膜となるのに対し、水素に対してはもはや保護膜にはならないことが示唆された。

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記述言語：英語  

塩化物溶融塩を媒体とする金属燃料や窒化物燃料の乾式再処理では、電解精製により大部分のウランを固体陰極に、残りのウランと超ウラン元素を液体Cd陰極に回収することが提案されている。回収した液体Cd陰極は973$\sim$1173K程度で加熱され、陰極中のCdが蒸発により除去される。その過程で陰極中に生成しているアクチノイドとCdとの金属間化合物は次第にアクチノイド分率の大きい金属間化合物へと変化していくと考えられるため、金属間化合物の生成自由エネルギーの変化に伴いCd蒸発速度にも影響する。そのため、金属間化合物の熱力学性質を把握することは、プロセスの理解や最適化のために重要である。そこで本発表では、Cd中で超ウラン元素と類似の挙動をとるランタノイドの一つであるCeとCdの金属間化合物の生成自由エネルギーを電気化学的手法で測定し、その温度依存性を評価した。

DOI： 10.1016/j.jpcs.2014.04.004

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記述言語：日本語   出版者・発行元：Atomic Energy Society of Japan  

福島第一原子力発電所で発生した過酷事故では、大量の海水が破損炉心に導入された。海水中の主成分である塩化ナトリウムだけでなく含有されるマイナー成分が破損燃料と化学反応し、破損過程に様々な影響を与えた可能性がある。例えば、FPの蒸発特性への影響、破損燃料の化学状態への影響、腐食性ガスの発生の可能性、等が懸念される。熱力学解析は、このような挙動の起こる傾向に関し、有用な知見を与える。本研究での解析により、Cs, Sr, Te等のFPの蒸発が、海水中のマイナー成分との化学反応により促進される可能性があることが示された。また、海水を高温で加熱することで、HClやH$_{2}$S等の腐食性ガスが発生する可能性があることが示された。これらの効果は、炉内の酸素ポテンシャルの変化に大きく影響されることも明らかになった。

DOI： 10.3327/taesj.J13.001

CiNii Books

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記述言語：英語  

乾式再処理の主要工程である電解精製では、LiCl-KCl共晶塩にアクチノイド元素(An)を溶融させたLiCl-KCl-AnCl$_{3}$塩浴を用いて、陰極にU及びAnを電気化学的手法により回収する。LiCl-KCl-AnCl$_{3}$系の状態図の知見は、プロセスの運転やメンテナンスにおいて、非常に重要である。これまでにLiCl-KCl-AnCl$_{3}$に関する報告例はほとんどないため、本研究では、LiCl-KCl(59:41mol\%)共晶塩とUCl$_{3}$の擬似2元系の相状態及びLiCl-KCl-AnCl$_{3}$系の状態図を調べた。

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2013.06.019

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記述言語：英語  

酸化ネプツニウムを原料として炭素熱還元法によって調製した窒化ネプツニウムと塩化カドミウムの反応によって高純度の三塩化ネプツニウムを調製した。粉末X線回折法によって測定した六方晶の三塩化ネプツニウムの格子定数はa=0.7421$\pm$0.0006nm及びc=0.4268$\pm$0.0003nmで、これまでの報告値(a=0.742$\pm$0.001nm, c=0.4281$\pm$0.0005nm)とよく一致した。約1mgの試料を金製の容器中に密封し、示差熱分析装置を用いて測定した融解温度は1070$\pm$3Kであった。これは、これまでに実測値の報告がないために推奨値として採用されているUCl$_3$の融解温度(1115K)とPuCl$_3$の融解温度(1041K)の中間値である1075$\pm$30Kに近い値である。

DOI： 10.1016/j.jnucmat.2013.01.316

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには事故の進展と炉内の現状の評価が求められている。そのためには実験データの取得やモデルの改良を行い、計算コードを用いた評価の精度を高めることが必要である。原子力機構は、従来知見、福島第一の特異な状況、及び最近の実験及び解析技術の進歩を考慮し、炉内熱水力挙動、燃料集合体損傷進展、圧力容器下部ヘッド破損、事故解析に関して再検討あるいは技術開発の対象とする現象を抽出した。本論文では、再検討及び技術開発の対象とした現象、及びそれに対応する原子力機構の研究計画で得た最近の成果について紹介する。

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記述言語：英語  

ジルカロイ被覆管とUO$_{2}$燃料の高温における溶融過程解析モデルの高度化に資するため、ZrとUO$_{2}$の高温反応試験を実施した。UO$_{2}$るつぼに、Zr試料を装荷し2173K近傍で加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。試料の中間領域には、上方へ直線状に伸びる相が観測された。この相は、U-Zrの金属溶体相と考えられ、Zr試料中、酸素濃度が少ない方へ選択的に成長したと考えられる。

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記述言語：英語  

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記述言語：日本語  

原子力機構では、過酷事故時炉内状況の詳細な把握に向けて、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを開発している。本研究では、JUPITERの形状入力データとして、3次元CADにより作図された詳細な炉心支持構造物を用い、その構造物間での溶融物の移行挙動予備解析を実施した。また、JUPITERの妥当性検証の一環として、模擬炉心支持構造物内での溶融物の流動挙動試験結果との比較検討を行った。その結果、予備解析では、複雑な炉心支持構造物内を溶融炉心が相変化をしながら移行していく挙動や、燃料支持金具等を破損させる挙動等を確認することができた。また、検証計算では、定性的ではあるが、実験結果と比較を行い、境界条件や物理モデルの更なる精度向上が必要であることを確認した。

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記述言語：英語  

加速器駆動システム(ADS)を用いたマイナーアクチノイド(MA)核変換用燃料について、原子力機構ではウランを含まない窒化物燃料を第一候補としている。窒化物燃料は熱特性がよくアクチノイド同士の固溶度が大きいという長所がある。また、窒化物燃料の再処理法としては、MA含有量の多い燃料で影響の大きい放射線損傷に対する耐性の大きい乾式再処理法を、第一候補としている。本論文では、原子力機構における窒化物燃料サイクル技術研究開発の状況及び今後の予定を紹介する。

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記述言語：英語  

取り出しや保管中の燃料デブリの臨界安全管理のために、腐食中の燃料デブリに含まれるPuやUの化学及び移動挙動を理解する必要がある。そのために、過酸化水素水中のUO$_{2}$とPuO$_{2}$粉末、それらのディスク、金属UとPuのディスクの化学変化を確認した。過酸化水素は、水の放射分解によって生成するものである。結果として、UO$_{2}$は、過酸化ウラン水和物に変化し、PuO$_{2}$は反応しなかった。また、金属Uは、Puよりも、過酸化水素への反応性が高かった。次に、過酸化水素水中のUO$_{2}$とPuO$_{2}$混合粉末について同様な試験を行った。過酸化水素水の中層部からは、主に過酸化ウラン水和物が得られ、底部からは、主にPuO$_{2}$粉末が得られた。過酸化水素中では、UO$_{2}$の方が、PuO$_{2}$よりも反応性と移動性が高いことが分かった。

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記述言語：英語  

シビアアクシデントに関する新たな研究計画を遂行し、BWRシステムにおけるFP放出及び移行挙動の評価を行う。この計画の目的は、CsとIに焦点を絞ったFP化学に関する実験データベースを用いて、FP放出・移行モデルの改良を行うことにある。この計画では、CsとIの化学という観点で制御棒材料であるB$_{4}$Cに含まれているBの影響に注目した。モデル改良に用いられる実験データベースは、BWRの雰囲気をシミュレーションした幅広い酸素分圧及び水蒸気分圧用に新たに用意した試験機を用いて得られる結果から構成される予定である。これらの実験的研究・分析の準備状況が紹介される。加えて、一部の試験が実行に移され、こちらで想定した移行過程のひとつでCsとI移行に対するBの化学的影響を確認することができた。ここでは、Cs化合物とB蒸気またはエアロゾルの反応が生じていると考えられる。すなわち、この実験では析出したCsIに対するBの剥ぎ取り効果が観察された。

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記述言語：英語   掲載種別：機関テクニカルレポート，技術報告書，プレプリント等  

本研究の目的はマイナーアクチノイド(MA)核変換用加速器駆動システム(ADS)の燃料設計に必要な窒化物燃料の物性データベースを整備することである。ADS用の窒化物燃料にはPu及びMAが主要成分として含まれること、ならびにZrN等の希釈材が添加されることに特徴がある。このためPuやMAの窒化物のほかZrNを含む窒化物固溶体を対象として、ADSの燃料設計に必要な物性に関する実験値や評価値を収集・整理した。これらの物性値は設計において種々の条件に対応しやすくするため、可能な限り定式化することに努めた。また、誤差の推定が可能な物性値についてはその評価結果も記載した。PuやMA等の超ウラン元素(TRU)窒化物については実験値や評価値が報告されていない物性値も多いので、その場合は代替としてUNや(U,Pu)Nの報告されている物性値でデータベースを補完することにより、許容できる精度を持ったADS燃料の設計ができるようにした。

DOI： 10.11484/jaea-data-code-2014-001

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記述言語：日本語  

グローブボックス内にレーザフラッシュ法熱物性測定装置及び投下型熱量計を設置し、微小量のサンプルで熱拡散率及び比熱を測定するための試料ホルダー及び白金容器を考案したことで、長寿命放射性核種であるマイナーアクチノイドを含む窒化物(MA窒化物)の熱拡散率及び比熱測定を可能にし、熱伝導率評価に成功した。本研究により、MA窒化物の熱伝導率は、酸化物燃料と異なり温度とともに増加すること、Am含有率の増加とともに減少することを明らかにした。さらに、加速器駆動核変換システム(ADS)用燃料の最有力候補として提案されているZrN含有MA窒化物の熱伝導率の温度依存性及びZrN含有率依存性から熱伝導率評価式を構築した。評価式で得た熱伝導率は実験値と良い一致を示しており、ADSの炉心設計において必要な温度及び組成における熱伝導率を提供可能にした。

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記述言語：英語  

超ウラン元素の分離変換について階層型概念を提案している。分離変換サイクルはおもに加速器駆動システムと乾式再処理で構成される。ADS用の窒化物燃料は高濃度で超ウラン元素を含有するため、Np, Pu, Am, Cm等の超ウラン元素のLiCl-KCl溶融塩中での電気化学挙動に関する包括的な知見が、その乾式再処理技術開発には不可欠である。また、使用済み窒化物燃料の陽極溶解挙動の解明や回収した超ウラン元素の窒化物転換も課題である。これらに関し取得した知見に基づき、乾式再処理の基本プロセスフローを構築している。本論文では、これまで機構が取得してきた超ウラン元素の電気化学挙動に関するデータセットを紹介する。併せて、原子力機構が実施した試験設備や超ウラン元素サンプルについても紹介する。

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記述言語：英語  

福島第一原子力発電所事故では炉心冷却に海水が注入されたため、高温の破損燃料(デブリ)表面に塩が析出し、デブリと反応する可能性がある。ここでは、海水析出塩がデブリに与える化学的影響を評価するための基礎試験として、塩とUO$_{2}$との高温反応試験を行った。塩とUO$_{2}$の混合物成形体をアルゴン気流中815-1198$^{\circ}$Cの範囲で加熱した結果、X線回折及びSEM/EDX分析により、塩中のカルシウムがUO$_{2}$相に固溶することを明らかにした。焼結したUO$_{2}$ペレットと塩の加熱試験の結果から、試験条件下ではカルシウムとUO$_{2}$の反応はペレットのごく表面に限られ、内部まで拡散しないことがわかった。一方、高温でのNaClの揮発、その他塩化物及び硫酸塩の熱分解により腐食性のガスが発生するため、損傷した炉内構造物、さらには揮発性核分裂生成物の化学形に影響を及ぼす可能性が懸念される。

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開催年月日： 2021年12月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

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開催年月日： 2021年9月

記述言語：英語  

開催地：札幌(online)   国名：日本国  

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開催年月日： 2020年11月

記述言語：英語  

廃炉環境国際共同研究センターが実施している福島第一原子力発電所の廃炉に関わるR\&Dとして、事故時の圧力容器底の燃料デブリやコントロールブレードの挙動試験、燃料デブリの性状把握に係る試験、OECD/NEAの国際共同プロジェクトにおける活動などについて紹介する。

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開催年月日： 2020年9月

記述言語：英語  

開催地：福岡(online)   国名：日本国  

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開催年月日： 2020年2月

記述言語：日本語  

開催地：いわき   国名：日本国  

福島第一原子力発電所(1F)では廃炉作業の進捗とともに、高線量環境などの課題から取得が困難であった1$\sim$3号機原子炉格納容器(PCV)内から、サンプルが取得されるようになっている。このようなサンプルについて、日本原子力研究開発機構(JAEA)及び日本核燃料開発(NFD)のホットラボへ輸送し様々な分析を実施している。本報告では、サンプル中のウラン含有粒子の性状に着目したSEM, TEMを用いた分析の結果と、粒子生成メカニズムの推定に関する検討の結果を紹介する。

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開催年月日： 2019年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

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開催年月日： 2019年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

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開催年月日： 2019年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

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開催年月日： 2019年10月

記述言語：英語  

開催地：狛江   国名：日本国  

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開催年月日： 2019年9月

記述言語：日本語  

開催地：富山   国名：日本国  

軽水炉の安全性向上に資する新型燃料の技術基盤整備を目的に、2015年より経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて、事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発を進めている。本シリーズ発表では、事業の中で対象としている、BWR用FeCrAl-ODS鋼, BWR用SiC複合材料, PWR用SiC複合材料の研究開発の現状、及び共通試験技術開発として実施したSiC複合材料のラウンドロビン試験について概略内容を紹介する。本発表では事業全体の概要を紹介する。

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開催年月日： 2019年9月

記述言語：日本語  

開催地：富山   国名：日本国  

福島第一原子力発電所(1F)からの燃料デブリ取出し工程の設計や取出し作業の安全な進捗に向けて、燃料デブリやその他の堆積物や破損物等の分析にニーズを有している課題を抽出し、課題解決に必要となる特性や事象に分解しとりまとめた。抽出した特性や事象について、それらの評価のために必要となる分析手法と取得できる知見について検討を行った。さらに、サンプル分析で得られる限定的なデータを用いて、燃料デブリの広い領域の評価につなげられるかについて予備的に検討した。

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開催年月日： 2019年9月

記述言語：英語  

開催地：富山   国名：日本国  

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：日本語  

開催地：福島   国名：日本国  

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故では、燃料や構造材等の溶融コリウムは非常に遅い凝固速度で凝固し、その際に成分偏析が発生していると考えられる。これらの凝固・偏析挙動解明のため、これまで解析モデルを整備してきた。本モデルでは成分偏析を、Scheilモデル及び熱力学データに基づき計算している。本研究では、モデル妥当性検証のため、既存の模擬コリウム凝固試験での解析を実施し、計算結果と試験結果を比較した。その結果、本モデルは凝固時の成分偏析傾向を再現で得きることを確認した。

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力機構及び日本製鉄では、シビアアクシデントにおける燃料デブリのふるまい解析のためのデータベースの整備を進めている。このデータベースは、鉄鋼の精錬のために構築されたスラグデータベースを基礎としており、溶体の解析には、イオン副格子モデルとセルモデルの2種類を用いている。データベース整備の現状と今後の課題について報告する。

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力機構では、経済産業省受託事業として、既存SA解析コードが有する不確かさ低減に資するために、燃料破損・溶融の要素過程解析モデルの高度化を行っている。本研究では、本事業の一部として、原子力機構で開発している3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERに対して溶質拡散モデルと熱力学データベースを組み合わせた液相化モデル及び水蒸気酸化反応モデルを導入することで、従来手法が持つ仮定や簡略化を排除あるいは改善できる、燃料集合体レベルでの燃料破損・溶融過程解析手法を整備している。本発表では、JUPITERの開発現状や材料化学的モデルを組み込んだJUPITERによる解析結果例を報告する。

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開催年月日： 2019年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

事故耐性燃料(ATF)の技術基盤の確立を目指した研究開発プログラムが2015年に開始された。このプログラムでは、これまでに商用化された軽水炉の燃料や炉心の研究開発や実際の設計・評価の経験を最大限に活用するために、研究開発をプラントメーカー, 燃料メーカー, 国立研究機関, 大学と協力して進めてきた。これまでにATF候補材料として検討されてきた材料の中において、特にSiC複合材料とFeCrAl-ODS鋼は、高温特性と水蒸気酸化特性の観点で非常に魅力的な材料である。本プレゼンテーションでは、既存軽水炉で使用されているジルコニウム合金とATF候補材料のシビアアクシデント時における燃料ふるまいの違いの議論を踏まえつつ、ATF開発の進捗概要や使用可能なデータがどの程度存在するのか?材料挙動や特性の妥当性をどの程度か?について紹介する。最終的には、ATFの実用化に向けて残されている課題についても言及する予定である。

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開催年月日： 2019年4月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

原子炉における、過渡事象からシビアアクシデント(SA)に至る様々な事故事象や、現象進展を正確に理解することは、安全評価上きわめて重要である。燃料集合体破損における各種材料の化学反応、溶融コリウムの混合・相分離反応、破損燃料とコンクリートの化学反応等を物理化学的な観点で評価するには、熱力学データベースが不可欠である。原子力機構では、溶融燃料やコンクリート相互作用(MCCI)まで含めた破損燃料の詳細な解析が行えるよう、燃料棒、制御棒及び原子炉構造材の熱力学データベースの拡充と高度化を進めている。また、このデータベースによる計算結果をシビアアクシデント解析コードに組み込めるよう、3元系の液相面および固相面のデータテーブル作成プログラムの整備も行った。この開発を進めている熱力学データベースについて、webサイトを作成し、2019年度公開する見通しとなったので紹介を行う。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

JUPITERコードの炉心溶融現象解析における溶質拡散モデルに対して、既往研究結果に対する検証解析を実施した。その結果、既往研究結果と良好な一致を示し、JUPITERコードの溶質拡散モデルの妥当性を確認することができた。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

「原子力の安全性向上に資する共通基盤整備のための技術開発事業(シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化)」に係る成果について、5件のシリーズ発表を実施する。本件はそのうちの全体概要を発表するものである。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

本研究では、シビアアクシデント後期フェーズでの重要課題である溶融酸化物燃料の凝固時の成分偏析、マクロ偏析に関して、今までに整備してきた凝固・偏析モデルを過去に実施した模擬デブリ凝固試験結果と比較することで燃料デブリ凝固への適応性を評価した。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：英語  

開催地：水戸   国名：日本国  

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

ジルカロイ被覆管とUO$_{2}$燃料の高温における溶融過程解析モデルの高度化に資するため、ZrとUO$_{2}$の高温反応試験を実施した。UO$_{2}$るつぼに、Zr試料を装荷し1900$^{\circ}$C近傍で加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行い、溶融メカニズムをより明確なものとした。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

物理化学的・材料科学的知見に基づいて溶融移行挙動を推定するため、多相多成分熱流動解析コードJUPITERに対し、水-ジルコニウム反応による酸化膜成長・発熱モデルを組込んだ。燃料集合体内模擬構造物の溶融挙動解析に適用し、酸化膜の成長やそれに伴う発熱などを考慮した評価が可能な見通しを得た。

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開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

溶融燃料凝固過程の解析モデル妥当性評価のため、U-Zr-Gd-Fe-O系模擬溶融コリウムの凝固試験を実施した。炉心溶融物の構成材料として、UO$_{2}$, ZrO$_{2}$, Gd$_{2}$O$_{3}$, FeOの粉末試薬を用いた。No.1ではさらに小片の金属モリブデンを加え、No.2では模擬FP酸化物(MoO$_{3}$, NdO$_{3}$, SrO$_{2}$, RuO$_{2}$)の粉末試薬を加えた。(重量$\sim$900g)模擬コリウム試料は最大出力60kWのコールドクルーシブル誘導加熱炉を用い、金属Zrを誘導体とし空気中で加熱した。溶融プール出現後、試料表面温度は約2400$^{\circ}$Cまで達し、その後試料ステージを徐々に発熱源より下降させることにより徐冷した。固化後、No.1では266.3g、高さ2.8cmのインゴットとして、No.2では757.8g、高さ3.2cmのインゴットとして得られた。固化後インゴットを上部から下部にかけサンプリングを行い、元素分析を行った。Fe濃度を固化後試料の高さ方向で比較したところ、No.1では最終凝固位置に近いと予測される試料中心部(1.5cm)で最大となり(0.8wt\%)、上部クラスト部分(2.5cm)で最小となった(0.2wt\%)。一方、No.2では試料上部(3.0cm)で最大となった。No.2はNo.1に比べ溶融物の量が多く、最終凝固位置が2.0cm$\sim$2.5cm付近である考えられ、上部がより最終凝固位置に近かったためと考えられる。

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開催年月日： 2018年11月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

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開催年月日： 2018年10月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2018年10月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2018年10月

記述言語：英語  

福島第一原子力発電所事故では、溶融燃料は遅い凝固過程を経て成分偏析が発生していると考えられる。本研究では、溶質分配にScheilモデルを使用し、熱力データをCALPHADでの計算値を用いることで、凝固・分配挙動を再現し、溶融燃料の偏析挙動の予測を行った。本解析では、デブリ酸化物の主成分となるUO$_{2}$-ZrO$_{2}$-FeO系にて解析を行った。解析の結果、凝固初期部の壁面部にUO$_{2}$, ZrO$_{2}$が濃化し、FeOは凝固後期部の中心部で著しく濃化する結果となった。また、種々の冷却条件下での解析結果より、凝固速度が速く、凝固界面部での流速が遅い場合、成分偏析が抑制される傾向があることがわかった。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

本研究では、破損・溶融燃料の凝固時の成分偏析, マクロ偏析に関して、凝固時の冷却速度と溶融物流れを考慮した解析モデルを整備している。溶融燃料凝固時における、凝固界面での溶質元素の固相・液相間の分配にScheilモデルを導入し、CALPHADで計算した液相線温度・分配係数といった熱物性値を用いることにより、凝固挙動・溶質分配挙動を再現した。溶融燃料酸化物における、マクロ偏析挙動を予測するとともに、冷却条件を変更することで、凝固速度や熱・溶質対流が変化し、最終的にマクロ偏析挙動をに与える影響を予測した。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷な条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始されている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計, 安全性評価, 材料開発を実施してきた人材, 解析ツール, ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、2015年10月から開始され継続実施中である。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：英語  

国名：日本国  

2011年の東日本大震災と津波、そして福島第一原子力発電所(1F)で起こった出来事の後、世界の興味はそのような極めて稀な出来事の間でも十分に性能が高められた燃料の探索に向けられ、それから多くの国で事故耐性燃料(ATF)開発プログラムが開始された。日本においては、1F事故以降、実用化研究, 製造技術開発、そして技術基盤整備のための幾つかのATFプログラムが始まった。日本において検討されているATF候補材料は、炭化ケイ素(SiC)複合材とFeCrAl鋼を微細な酸化物粒子の分散で強化したFeCrAl-ODS鋼である。SiC複合材は、汎用のジルコニウム合金に比べて、水素発生量が少なくまた反応熱も低いため非常に魅力的な材料である。それ故に、加圧水型軽水炉の燃料被覆管や沸騰水型軽水炉の燃料被覆管やチャンネルボックスとしての使用が期待されている。一方、FeCrAl-ODS鋼は将来有望な材料であり、沸騰水型軽水炉の燃料被覆管としての応用が考えられている。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

沸騰型軽水炉(BWR)では、核燃料ペレット(UO$_{2}$)をZr合金(Zry)製被覆管で構成した燃料棒および炭化ホウ素(B$_{4}$C)製中性子吸収材料をステンレス鋼(SS)製管で構成された制御棒が隣接して格納されている。全電力喪失時においては、冷却水の供給停止によって核燃料が冷却されず、核燃料の温度が上昇し続けると、冷却水が蒸発して反応炉内が高温水蒸気環境となり、Zry中のZrと反応し燃料棒表面にZrO$_{2}$スケールを形成するとされている。また、制御棒を構成しているSSおよびB$_{4}$Cが共晶反応を起こし、液相が形成される。この液相が燃料被覆管と接触することで燃料被覆管が腐食され、核燃料の暴露に繋がったと考えられている。しかしながら、燃料棒表面に形成されたZrO$_{2}$スケールと液相の腐食プロセスの理解は十分にはされていないのが現状である。そこで本研究では、Ar雰囲気気流下においてZrO$_{2}$スケールを形成したZry板に熱処理を加えることで、液相化したSS-B$_{4}$Cに接触して水蒸気の供給が遮断された状況を熱力学的に模擬した実験を行い、シビアアクシデント時の腐食プロセスの解明を行った。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

本研究では、被覆管の水蒸気が枯渇した条件での被覆管の酸化、及び水素吸蔵現象をモデル化することを目的とし、異なる2つの水蒸気供給速度による酸化/水素吸蔵挙動の違いに係るデータを取得した。これまで被覆管1本での酸化/水素吸蔵挙動を把握し、モデル化を進めているが、BWRではチャンネルボックスの酸化をモデルに考慮する必要があると考えられる。そこで、被覆管4本の周囲にチャンネルボックスを配置した試験体を用いて、1300$^{\circ}$Cで酸化/水素吸蔵挙動試験を実施した。水蒸気供給量が少ない場合、試験体チャンネルボックス内上部にて酸化膜が減少するとともに水素吸蔵量が増加し、被覆管1本での試験で認められた酸化/水素吸蔵挙動と同じ傾向が見られた。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

原子力機構では、経済産業省受託事業として、既存SA解析モデルが有する不確かさ低減に資するため、燃料破損・溶融の要素過程解析モデルの高度化を行なっている。本研究では、本事業の一部として、原子力機構で開発した3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERに対して溶質拡散モデルと熱力学データベースを新たに導入することで、従来手法が持つ仮定や簡略化を排除あるいは改善できる、燃料集合体レベルでの燃料破損・溶融の機構論的解析手法(以下「詳細解析コード」という)を整備している。本発表では、開発中の詳細解析コードを用いて、炉心での溶融移行挙動を模擬した条件での解析を行い、制御棒や燃料棒で発生すると想定される液相化現象に対する直接的な数値予測への適用を図った結果を報告する。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

本試験では、燃料デブリの凝固過程解析モデルの開発に向け、高周波誘導加熱による酸化物模擬デブリの溶融・凝固試験を行い、冷却速度の違いが相形成や成層化へ与える影響に係る知見を取得した。酸化物系模擬デブリの調製には、UO$_{2}$, ZrO$_{2}$, 模擬FP酸化物, FeO及びB$_{4}$Cの粉末試薬を用いた。まず、UO$_{2}$, ZrO$_{2}$, 模擬FP酸化物粉末を混合し、ペレット状に焼結した後に破砕し、次に、この破砕物とFeO, B$_{4}$Cの粉末を混合してタングステンるつぼに装荷し加熱試験に供試した。高周波誘導加熱炉内で、Ar雰囲気中で2600$^{\circ}$Cまで昇温、5分間保持した後、炉冷(No.1), 徐冷(5$^{\circ}$C/min、No.2)の2条件で冷却固化を行った。加熱後試料を垂直方向に切断したところ、No.1, No.2ともに酸化物層と金属層に分かれていることがわかった。No.1の酸化物層をSEM-EDX分析した結果、(U,Zr)O$_{2}$ (Uリッチ), (Zr,U)O$_{2}$ (Zrリッチ), ZrO$_{2}$, Feの4相が同定された。No.1, No.2の条件で生成された相の組成はおおよそ一致していたが、(Zr,U)O$_{2}$相の形成領域に相違が見られた(No.2で、酸化物層下部での成長を観測)。凝固解析で重要となる(U,Zr)O$_{2}$, (Zr,U)O$_{2}$中へのFeOの溶解度については、本試験結果はThermo-calc状態図から予想される値とおおよそ一致しており、(U,Zr)O$_{2}$, (Zr,U)O$_{2}$へのFeOの固溶度が確認できた。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

「原子力の安全性向上に資する共通基盤整備のための技術開発事業(シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化)」に係る成果について、8件のシリーズ発表を実施する。本件はそのうちの全体概要を発表するものである。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語  

開催地：岡山   国名：日本国  

燃料集合体と制御棒の初期段階における崩壊挙動について、共晶反応と水蒸気反応を考慮した有限体積法による解析モデルを検討した。模擬燃料棒・制御棒を雰囲気中の水蒸気量を調整した環境下で誘導加熱する実験結果と比較し、モデルの妥当性を検証した。

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開催年月日： 2018年9月

記述言語：英語  

開催地：岡山   国名：日本国  

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開催年月日： 2018年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2018年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2018年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

燃料集合体の酸化及び水素吸収はその後の事故進展挙動に影響を与えることから、PWR燃料集合体では、実効的な水蒸気流量としてg-H$_{2}$O/sec/rodという1rodあたりの単位が導入されており、事故進展評価の重要なパラメータとして用いられている。一方BWRにおいては、燃料集合体の構成がPWRとは異なることにより、PWRで用いられている1rodあたりの水蒸気流量ではチャンネルボックスの内外での酸化及び水素吸収の差が正確に評価できない。そのため、PWRで用いられている規格化された水蒸気流量に代わる、適切な評価パラメータがBWRでも必要である。そこで、ジルカロイの水蒸気枯渇条件での酸化及び水素吸収データを取得するため、4本の燃料棒をチャンネルボックスで囲んだ試験体を用いて水蒸気枯渇条件にて高温酸化試験を行なった。BWRにおける水蒸気流量を規格化するため、水蒸気流路断面積を考慮したパラメータを検討した。

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開催年月日： 2018年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故では溶融燃料凝固時にマクロ的な成分偏析が発生していると考えられる。一般的に、溶融材料凝固時にはその界面部にて、液相と固相に溶質が分配され、その界面部溶質がバルク部の液相へと温度・溶質対流によって移流することによりマクロ偏析が発生する。本研究では、溶質分配にScheilモデルを使用し、CALPHADにより計算した熱物性値を用いることで、凝固・分配挙動を再現し、溶融燃料の偏析挙動の予測を行った。また、各種冷却条件が偏析挙動に与える影響を調査した。本解析では、デブリ酸化物の主成分となるUO$_{2}$-ZrO$_{2}$-FeO系にて解析を行った。解析の結果、凝固初期部の壁面部にUO$_{2}$, ZrO$_{2}$が濃化し、一方でFeOはUO$_{2}$, ZrO$_{2}$に固溶しないため、凝固後期部の中心部で著しく濃化した。また、種々の冷却条件下での解析結果より、凝固速度が遅く、凝固界面部での流速が速い場合、マクロ偏析が強くなる傾向があることがわかった。

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開催年月日： 2018年4月

記述言語：日本語  

開催地：東海   国名：日本国  

溶融コリウムの凝固プロセスにおいて固化時の引け巣形成挙動、デブリ主成分の偏在、Gdの濃度分布等の情報を得るため、模擬U-Zr-Gd-O系コリウムの溶融試験を行った。炉心溶融物材料であるUO$_{2}$, ZrO$_{2}$, Gd$_{2}$O$_{3}$粉末を69:29:2(wt\%)で混合し、コールドクルーシブ誘導加熱炉に設置し、誘導材料として6gの金属Zrを添加後、空気中で溶融させ、急冷条件(J1)および徐冷条件(J2)での凝固を行った。加熱試験終了後、試料の詳細な凝固生成物の分析のため、XRDでの相同定およびSEM/EDXでの元素分析を行った。J1で得られた試料は固化後4.8cmの高さとなり、試料下部は結晶化しており加熱中も溶融していなかったと推測できる。J2に関しては、構造はJ1とおおよそ一致しているものの、上部クラスト真下に引け巣の形成が確認できた。この引け巣は遅い凝固速度での固化時に容積の収縮により形成したと考えられる。また、J1, J2両方の試料中で、Gdは試料中央部に若干濃縮していることが明らかとなった。

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開催年月日： 2017年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

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開催年月日： 2017年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始された。我が国においても、2011年以降に様々な関連のプロジェクトが立ち上がる中、本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの支援を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計、安全性評価、材料開発を実施してきた人材、解析ツール、ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に2015年10月より開始された。本プロジェクトの成果は、全16件を4つのシリーズ発表に分けて行う。本発表では、最初のシリーズ発表において、プロジェクトの全体概要を説明する。

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開催年月日： 2017年9月

記述言語：英語  

国名：日本国  

廃炉国際共同研究センター(CLADS)では福島第一原子力発電所の廃止措置への貢献の一環として、燃料デブリの性情把握、事故事象の解析、事故廃棄物の管理、遠隔技術の開発等の基礎基盤研究について、廃炉研究やSA研究を中心に国内外の英知を結集して研究開発を進めている。本報ではCLADSにおけるこれらの研究の概要を紹介するとともにCLADSにおける諸外国との国際協力とその成果を報告する。

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開催年月日： 2017年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌   国名：日本国  

溶融コリウムの凝固プロセスに関する知見を得るため、模擬コリウムU-Zr-Gd-Oを用いた予備的な凝固試験を実施し、その溶融固化状況を観察した。模擬炉心溶融物材料として、wt.70\%UO$_{2}$+30\%ZrO$_{2}$に2\%のGd$_{2}$O$_{3}$を添加した粉末900gを、コールドクルーシブ誘導加熱炉に設置し、誘導材料として6gの金属Zrを添加後、空気中で溶融させた。固化後の試料は外観観察を行った後、試料の詳細な凝固生成物の分析のため、SEM/EDXでの元素分析を行った。また、様々な凝固条件下での溶融コリウムの性状評価のため、炉冷条件・徐冷条件2パターンの試験を行った。炉冷条件で行った試料(J1)は固化後4.8cmの高さとなり、試料下部は結晶化しており加熱中も溶融していなかったと推測できる。徐冷条件で行った試料(J2)に関しては、構造はJ1とおおよそ一致しているものの、上部クラスト真下に引け巣の形成が確認できた。この引け巣は遅い凝固速度での固化時に容積の収縮により形成したと考えられる。また、J1, J2両方の試料中で、Gdは試験後期で凝固した試料中央部に濃縮していることが明らかとなった。

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開催年月日： 2017年9月

記述言語：日本語  

開催地：札幌   国名：日本国  

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応実験及び材料分析、共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを立ち上げた。ここでは、プロジェクト全体概要及び初年度(平成28年度)の進捗概要について報告する。

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開催年月日： 2017年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2017年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2017年7月

記述言語：英語  

国名：日本国  

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開催年月日： 2016年10月

記述言語：日本語  

開催地：宇治   国名：日本国  

軽水炉では、ジルコニウム(Zr)合金が被覆管のほか炉心の様々な部材として使用されているが、東京電力福島第一原子力発電所事故を契機に、設計基準事故を超えた場合においても、炉心溶融を含む大規模炉心損傷や多量の水素発生を生じにくくする、あるいはそれらの事象の影響を緩和する、燃料棒構成材料や制御棒、いわゆる「事故耐性」を高めた新型燃料部材に対する関心が高まってきている。日本原子力研究開発機構では、国内外における「事故耐性」を高めた新型燃料部材の研究開発に対する関心の高まりを踏まえて、平成27年度より経済産業省資源エネルギー庁からの事業を受託し、Zr合金被覆管等の開発及び利用にかかわる経験、知識及びノウハウを有する国内の燃料メーカー, プラントメーカー、あるいは先進材料の研究開発に関する経験、知識を有する大学, 研究機関と共に、「事故耐性」燃料の実用化に向けたR\&Dプログラムを平成27年度に策定し、具体的な研究開発に着手した。本発表では、「事故耐性」を高めた新型燃料部材の既存軽水炉への導入に向けた技術基盤整備を目的に、現在受託事業として実施している実用化プログラムについて概略を紹介する。

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開催年月日： 2016年7月

記述言語：日本語  

開催地：渋川   国名：日本国  

シビアアクシデントの燃料溶融段階において、その過程で形成される中間生成物が事故進展に影響を及ぼすことが予期される。これらは酸素ポテンシャルや温度にも影響を受け、燃料デブリのリロケーションや成層化を評価するうえで非常に重要である。これらを評価するために、異なる酸素ポテンシャル条件で、2種類の試験を実施した。採用する中間生成物は、我々の過去の制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶融・崩落試験から得られた知見により決定した。試験の結果、雰囲気の酸素ポテンシャルが、金属相のウランの濃度に大きく影響を及ぼすことが確認された。また、中間生成物として採用したB$_{4}$C-Fe合金が、UO$_{2}$とZrの相互作用を軽減することが確認された。

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開催年月日： 2016年5月

記述言語：英語  

国名：日本国  

福島第一原子力発電所の過酷事故をうけ、事故耐性の高い燃料の開発が進められている。SiCは、その化学的安定性や照射耐性から、有力な事故耐性被覆管の候補材となっている。水蒸気との反応性も、ジルカロイより低く、発生する熱や水素量の大きな減少も期待できる。軽水炉の通常運転時や過酷事故時における、燃料とSiCの間で生じる化学反応や懸念される事象を、熱力学平衡計算により評価した。SiCは、酸化によりSiO$_{2}$になるが、水蒸気の存在下では、SiOガスの生成割合が増加することがわかった。

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開催年月日： 2016年3月

記述言語：日本語  

開催地：仙台   国名：日本国  

軽水炉用の酸化物燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7を利用して、加速器駆動システム(ADS)用窒化物燃料のふるまい解析を行うため、窒化物燃料、改良9Cr-1Mo(T91)鋼被覆管、及び鉛-ビスマス(Pb-Bi)冷却材の物性データを内蔵するADS用窒化物燃料解析モジュールを開発し、試計算による機能の検証を行った。

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開催年月日： 2015年11月

記述言語：英語  

国名：ウクライナ  

廃炉国際共同研究センターの概要紹介

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開催年月日： 2015年11月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

過酷事故時炉心溶融進展の詳細な予測と過酷事故解析コードの予測精度向上に資するために、原子力機構では炉心溶融挙動を現象論的に評価するための解析コードJUPITERの開発とそれを検証するための模擬実験を実施している。本研究では、JUPITERを実機を正確に模擬した燃料支持構造物体系での溶融移行挙動解析と、JUPITERの有効性を確認するために燃料支持構造物を簡略模擬した体系における溶融物移行挙動実験との定性的な比較を行った。その結果、実験解析では実験結果と同様な傾向を示すことが明らかになり定性的ではあるがJUPITERの有効性を確認することができた。また、詳細な炉内構造物中の移行挙動解析では、非常に複雑な構造物中においても安定的に計算ができることを確認した。これらより、JUPITERは溶融移行挙動を詳細に予測する能力を有することが明らかになった。

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開催年月日： 2015年10月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

B$_4$C制御材とステンレス制御棒被覆管との共晶反応が、燃料崩落が起こる温度の2200$\pm$200$^{\circ}$Cよりずっと低い1250$^{\circ}$C近辺であるため、BWRの制御棒ブレード崩落はシビアアクシデントの初期の段階で起こると考えられ、制御棒ブレード崩落はその周りの材料との化学的相互作用のためその後の燃料集合体の崩落過程に大きく影響すると考えられる。そこで本研究では、予備試験としてアルゴン雰囲気下でシビアアクシデント条件である軸方向に温度勾配があり急速昇温可能な装置を開発し模擬制御棒ブレード試験体を用いて材料間の化学的相互作用による成分の軸方向への再分布について調べたところ、相互作用により生成物は二相となり軸方向に再分布すること、ステンレスとB$_4$Cの反応溶融物と数$\mu$mの酸化膜が付いているZry間の化学相互作用は抑制されず進展することが明らかとなった。さらに、予備試験として小型の試験体を用いて水蒸気雰囲気での材料間の化学的相互作用に対する酸化膜の影響を調べたところ、酸化膜だけではなく酸素固溶したZryでも相互作用を抑制することが明らかとなった。

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開催年月日： 2015年8月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

経済産業省受託事業で実施している、シビアアクシデント時の燃料破損・溶融解析手法の高度化について、これまでの進捗を紹介する。

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開催年月日： 2015年7月

記述言語：日本語  

開催地：あわら   国名：日本国  

経済産業省事業シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化の成果概要を報告する。

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開催年月日： 2015年6月

記述言語：英語  

国名：オーストリア共和国  

本講演では、原子力機構における使用済み窒化物燃料の乾式再処理に関する最近の成果及び今後の計画について報告する。窒化物燃料の乾式再処理では、高速炉用金属燃料の乾式再処理法と共通の基盤技術を利用している。よって我々の研究は、窒化物燃料の主工程である、窒化物燃料の電解、電解回収物の再窒化、及び電解残渣の化学溶解など窒化物燃料特有のプロセスだけではなく、高速炉用金属燃料の乾式再処理法プロセスの開発に関する内容を含む。

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開催年月日： 2015年5月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

日本原子力研究開発機構では、先進燃料の燃料設計やふるまいの予測、製造プロセス設計等に広範に使うことができる、汎用データベースの開発と公開、および外部とのリンクを進めている。その一環として、窒化物燃料の物性に関するデータの整備を行った。開発中のデータベースの概要と、収録する予定の窒化物燃料の物性データ等について報告する。

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開催年月日： 2015年3月

記述言語：日本語  

開催地：日立   国名：日本国  

複合酸化物UFeO$_{4}$を調製し、U-Fe-O 3元系における酸素ポテンシャルと相状態の関係の把握を行い、得られたデータや既存の実験状態図をもとに、U-Fe-O 3元系熱力学データベースの構築を行った。

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開催年月日： 2015年3月

記述言語：日本語  

開催地：日立   国名：日本国  

比較的半減期の短い$\alpha$崩壊核種を高い濃度で含むMA核変換用燃料は炉内あるいは炉外での保管中に自己照射損傷による熱伝導率の低下が起こることが予想される。そこで、$\alpha$崩壊の影響を短時間で観測するため、半減期18.1年の$^{244}$Cmを5mol\%含有したZr$_{0.70}$Pu$_{0.25}$Cm$_{0.05}$N固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率の経時変化を測定することで、MA含有窒化物燃料の熱伝導率の経時変化に対する自己照射損傷の影響を評価した。

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開催年月日： 2014年10月

記述言語：英語  

加速器駆動システム(ADS)を用いたマイナーアクチノイド(MA)核変換用燃料について、原子力機構ではウランを含まない窒化物燃料を第一候補としている。窒化物燃料は熱特性がよくアクチノイド同士の固溶度が大きいという長所がある。また、窒化物燃料の再処理法としては、MA含有量の多い燃料で影響の大きい放射線損傷に対する耐性の大きい乾式再処理法を、第一候補としている。本報告では、原子力機構における窒化物燃料乾式再処理技術研究開発の状況及び今後の予定を紹介する。

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開催年月日： 2014年10月

記述言語：英語  

原子力機構が進める経産省事業「シビアアクシデント時の燃料破損・溶融解析手法の高度化」の概要に関し、招待講演を実施する。事業の背景と目的、事業内で進める要素モデル、データベース、試験装置の開発の現状を紹介する。

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開催年月日： 2014年9月

記述言語：英語  

国名：日本国  

BWRのシビアアクシデントでは初期に制御棒ブレードが崩落するため、ブレードの溶融開始はその後の燃料集合体の崩落進展に大きく影響すると考えられている。本研究では制御棒ブレード崩落解析の基礎データとして、制御棒ブレードの溶融開始に影響すると考えられる共晶点付近の組成領域のFe-B-C合金3種を作製し、1073K, 1273Kの相状態解明のための試験を行った。XRD及びSEM-EDXの結果は、JAEA熱力学データベース(JAEA-DB)から解析したFe-B-C状態図の結果とおおよそ一致しているが、Fe$_{0.68}$B$_{0.06}$C$_{0.26}$の領域ではJAEA-DBとは異なり、1273KでFe成分を多く含む相を持つことが明らかとなり、1273KでのCementite相の固溶範囲の再評価が必要であるとの知見を得た。また、溶融開始温度の測定結果から、熱力学解析では3種の合金の間で融解温度に約40Kの差が出ると予想されたが、本実験では、3種の合金すべてが約1400Kで溶融が開始したため、JAEA-DBではCementite相の生成自由エネルギーが過大評価されている可能性があることを明らかにした。

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開催年月日： 2014年9月

記述言語：日本語  

開催地：京都   国名：日本国  

ソースターム及びその前提となるFP放出・移行挙動評価手法の高度化に資するため、FP化学解明に向けた研究を開始した。本研究は、炉内各所におけるFPの化学形とその割合に関するデータベースを構築することを目的として、化学形直接測定技術の開発、FP放出・移行模擬実験によるFP化学形データ拡充、FP化学挙動のモデル化、及び総合試験による検証からなる。

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開催年月日： 2014年9月

記述言語：日本語  

開催地：京都   国名：日本国  

シビアアクシデント解析の高性能化には、溶融燃料の移行等を精緻に評価する必要があるが、これらの情報を実験でのみ取得することは困難と考えられる。そこで、本研究では燃料要素の溶融挙動を数値的に明らかにし、シビアアクシデント解析の高性能化に資するため、原子力機構が開発した粒子法による解析コードPOPCORNをベースに解析手法の開発を行っている。本報では、POPCORNに複数種類の粒子を取り扱うための多成分解析機能を導入し、試解析を実施した結果について報告する。

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開催年月日： 2014年9月

記述言語：日本語  

開催地：京都   国名：日本国  

原子力機構が実施している経産省受託事業「シビアアクシデント時の燃料破損溶融過程解析手法の高度化」の概要と現状を、核燃料部会の企画セッションにて報告する。

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開催年月日： 2014年6月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

シビアアクシデント解析の高性能化には、溶融燃料の移行等を精緻に評価することが必要である。しかし、これらのデータを実験のみで取得することは困難であると考えられる。そこで本研究では、燃料棒や制御棒等の炉内構成要素の溶融挙動を数値的に明らかにし、シビアアクシデント解析の高性能化に資するため、粒子法の一つであるMoving Particle Semi-implicit(MPS)法をベースとした解析手法の開発を行っている。本発表では、溶融中の物性値変化を考慮したモデルおよび表面張力モデルを導入し、2次元体系における鉛の溶融解析結果を実験と比較し、溶融現象が定性的に解析可能であることを確認した結果を報告する。

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開催年月日： 2014年4月

記述言語：日本語  

開催地：東海   国名：日本国  

シビアアクシデント時、燃料集合体の崩落は上部分からの溶融で始まる。燃料の溶融物は下部に流れ落ち、凝固あるいは別の化学反応を起こす(リローケーション)。熱力学的な予測では、この溶融物は固体と液体の混合状態である。燃料集合体の崩落メカニズムを物理化学的な反応を考慮しつつ理解するには、固液が共存しながら化学反応と移動する詳細な基礎モデルの構築が必要である。本発表では、固液が共存しながら化学反応と移動する多相・多成分系の基礎モデルを大きく3つの素過程に分割し、各素過程での成果を発表する。

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開催年月日： 2014年4月

記述言語：日本語  

開催地：東海   国名：日本国  

BWRのシビアアクシデントでは初期に制御棒ブレードが崩落するため、ブレードの溶融開始はその後の燃料集合体の崩落進展に大きく影響する考えられている。本研究では制御棒ブレード崩落解析の基礎データとして、制御棒ブレードの溶融開始に影響すると考えられる共晶点付近の組成領域のFe-B-C合金3種を作製し、1073K、1273Kの相状態解明のための試験を行った。XRD及びSEM-EDXの結果は、JAEA熱力学データベース(JAEA-DB)から解析したFe-B-C状態図の結果とおおよそ一致しているが、Fe$_{0.68}$B$_{0.06}$C$_{0.26}$の領域ではJAEA-DBとは異なり、1273KでFe成分を多く含む相を持つことが明らかとなり、1273KでのCementite相の固溶範囲の再評価が必要性であるとの知見を得た。また、溶融開始温度の測定結果から、熱力学解析では3種の合金の間で融解温度に約40Kの差が出ると予想されたが、本実験では、3種の合金すべてが1400K近傍で溶融が開始したため、JAEA-DBではCementite相の生成自由エネルギーが過大評価されている可能性があることを明らかにした。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

BWRのシビアアクシデントでは初期に制御棒ブレードが崩落し、その後の燃料集合体の崩落進展に大きく影響する。本研究では制御棒ブレード崩落解析の基礎データとして、知見が十分に得られていない組成領域のFe-B-C合金3種を作製し、1073K, 1273Kの相状態の検討を行った。XRD及びSEM-EDXの結果から、Fe$_{0.68}$B$_{0.06}$C$_{0.26}$は1073K, 1273Kともにセメンタイト相(Fe$_{3}$(B,C))が主相であることがわかった。Fe$_{0.68}$B$_{0.16}$C$_{0.16}$は1073KでFe:B:C=89:5:6(at\%)の組成比からなる化合物の単相、1273KではFe$_{3}$(B,C)が主相に変化した。Fe$_{0.76}$B$_{0.06}$C$_{0.18}$は1073KでFe$_{23}$(B,C)$_{6}$が主相であり、1273Kで主相がFe$_{3}$(B,C)に変化した。また、調製した全ての合金において融解温度は1400K付近であることを確認した。解析上では3種の合金の間で融解温度に約40Kの差が出ると予想されているが、本実験では、3種の合金すべてが1400K付近で溶解したため、融解温度近傍での熱力学データベース改良の指針を得ることができた。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

マイナーアクチノイド(MA)含有金属燃料の温度評価のパラメータとして用いられる比熱及び熱伝導率は過渡時を含めた照射挙動解析を行う上で必要不可欠な熱物性値である。本研究では、U-20.0wt\%Pu-1.6wt\%Am-10.1wt\%Zr合金及びU-20.5wt\%Pu-1.9wt\%Am-10.4wt\%Zr合金の比熱及び熱拡散率を測定し、熱伝導率の評価を行った。U-Pu-Am-Zr合金の比熱はU, Pu及びU-8.7wt\%Zr合金の文献値とほぼ一致しており、合金元素の添加に伴う影響は小さいことを確認した。一方、U-Pu-Am-Zr合金の熱伝導率はAm添加によりU-15wt\%Pu-10wt\%Zr合金の熱伝導率よりも低いと予測したが、673Kから1073Kまでの温度領域においてU-Pu-Zr合金の文献値よりも高い値を示した。U-Pu-Zr合金の文献値は電気伝導率から算出した熱伝導率であるため、電子伝導による熱伝導しか考慮されていないことが原因と考えられる。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

日米民生原子力研究開発協力における事故耐性燃料に関する情報交換の現状を報告する。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：英語  

国名：日本国  

福島第一原子力発電所の廃止措置、事故進展の理解、事故緩和対策の有効性評価に関する知見を得るために、原子力機構においてはシビアアクシデントに関する様々な研究開発を行っている。研究開発項目は、事故時の熱水力挙動、燃料損傷過程、圧力容器損傷挙動、BWR下部プレナムでの溶融物移行、デブリ特性評価、解析コードの開発などである。本報告においては、これらの研究開発の概要について報告する。

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開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

福島第一原子力発電所では、全電源喪失によって燃料要素の冷却ができなくなり、その結果炉心溶融が起こり、現在では溶融した燃料は圧力容器下部にデブリとして堆積していると考えられている。将来の廃炉に向けて、溶融燃料取り出しや再臨界評価のためのデブリ分布等の情報が必要であり、そのためには燃料要素の熔融挙動を正確に把握する必要がある。そこで、本研究では、燃料要素の溶融挙動を数値的に明らかにすることを目的として、粒子法をベースとした解析手法の開発を行っている。粒子法は計算対象物を多数の粒子の集まりとして表し、材料の変形や溶融など、熱流体構造連成解析に適した数値解析手法である。本報では、前報で指摘した溶融中の物性値変化を考慮できるモデルを導入した解析の結果並びに簡易実験との比較結果について報告する。

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開催年月日： 2013年11月

記述言語：英語  

国名：中華人民共和国  

原子力機構における窒化物燃料の乾式分離プロセスに関する研究成果を紹介する。原子力機構が提唱している長寿命マイナーアクチノイド(MA)核種の核変換のための階層型核燃料サイクルの概念に従って進めている、塩化物溶融塩中での窒化物燃料の電解、液体カドミウム電極でのTRU回収、液体Cd中に回収したTRU金属の窒化反応、乾式分離プロセスに関係する熱力学データベース等に関する最近の研究成果をまとめて述べる。

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開催年月日： 2013年11月

記述言語：英語  

国名：ドイツ連邦共和国  

日本原子力研究開発機構において、福島第一原子力発電所特有の現象を含むシビアアクシデント(SA)時における評価の不確かさの大きい課題に着目したSA研究を開始した。不確かさの大きい課題としては、炉心への海水注入の影響、燃料集合体や圧力容器の破損挙動、ソースターム等が挙げられる。これらの課題に対するSA進展解析の評価精度向上に資するため、海水注入の影響、SA時のB$_{4}$Cの挙動、コリウムの特性、核分裂生成物の放出挙動について、基礎データの取得、解析の実施、モデルの開発及び実験装置の整備等を進めている。

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開催年月日： 2013年11月

記述言語：英語  

国名：日本国  

福島第一発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには、事故進展評価と炉内状況把握が必要である。しかし、BWR炉心における溶融物形成や溶融進展に関するモデルや解析コードを改良するためには様々な現象に関する知見が不足している。また、デブリ取り出し工程を検討するためにはデブリの特性に関する知見を得る必要がある。本発表では、原子力機構における関連した研究活動や最近の成果について紹介する。

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開催年月日： 2013年11月

記述言語：英語  

国名：日本国  

原子力発電所から発生する使用済燃料は長寿命放射性核種であるマイナーアクチノイド(MA)が含まれており、MAの適切な管理が持続可能な原子力利用の重要な問題の1つとされている。加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた核変換技術は将来の核燃料サイクルの問題解決のための有望な選択肢として注目されている。超ウラン(TRU)窒化物はADS燃料の候補材として提案されているため、ADS燃料設計のためのTRU窒化物データベースを開発することは必要不可欠である。本研究では、TRU窒化物の広範囲な物性の実験データを可能な限り誤差評価とともに評価してきたので、その現状について報告する。

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開催年月日： 2013年10月

記述言語：英語  

シビアアクシデント時の燃料破損メカニズム解明に向けた、マルチスケール、フィジクス解析モデルとデータベースの開発に関する経産省プロジェクトが、原子力機構,電力中央研究所,新日鐵住金,大学の協力で進められている。その概要と進捗を報告する。2012年度には候補解析モデルやデータベースの技術調査とモデル計算を実施した。破損核燃料や制御棒内部でのメゾスケールでの破損進展モデルに関しては、液相化条件を解明するためのマルチスケールフェーズフィールド法の基本モデル等を開発した。セグメントスケールでは界面モデルと流体解析を組合せた手法がキャンドリング現象に適用できることを示した。工学規模では、有限要素法とこれらを組合せることで実用的な解析が実施できる見通しを得た。熱力学データベースに関しては、既存データベースを用いたモデル解析により、制御棒破損やコンクリートとの反応に係わる解析精度が十分でない等の開発課題を抽出した。本事業では、モデル開発だけでなく、モデリングに必要となる実験データも取得することを計画している。既存装置を使った予備試験により、開発する3基の試験装置の概略仕様を固めた。

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開催年月日： 2013年9月

記述言語：日本語  

開催地：金沢   国名：日本国  

過酷事故では、燃料ペレット(主成分UO$_{2}$)と被覆管(主成分Zr)が相互作用し、界面近傍に、低融解温度の層が形成されると考えられている。従来、シビアアクシデント解析コード等では、約1900$^{\circ}$Cで溶融が始まると言う簡素化モデルを用いている。しかし、材料科学的にU-Zr-Oの三元系を検討すると、原理的には、それより低い温度で液相出現すると考えられる。本研究では、フェーズフィールド法解析モデルを開発し、液相出現条件を検討した。1500$^{\circ}$Cのモデル計算では、成分の相互拡散過程において液相が準安定的に存在しうることを示した。また、液相だけでなく、UO$_{2}$相やZr金属相等の関係する固相で、スピノーダル分解が起こる可能性が高く、これが層構造形成を加速化する可能性を見いだした。

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開催年月日： 2013年7月

記述言語：日本語  

開催地：下呂   国名：日本国  

福島第一発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには事故の進展と炉内の現状の評価が求められている。そのためには実験データの取得やモデルの改良を行い、計算コードを用いた評価の精度を高める必要がある。原子力機構は、従来知見、福島第一の特異な状況、及び最近の実験及び解析技術の進歩を考慮し、炉内熱水力挙動,燃料集合体損傷進展,圧力容器下部ヘッド破損,事故解析に関して再検討あるいは技術開発の対象とする現象を抽出した。本発表では、再検討及び技術開発の対象とした現象、及びそれに対応する原子力機構の取り組みについて紹介する。

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開催年月日： 2013年5月

記述言語：英語  

国名：スペイン  

原子力機構では、シビアアクシデント時の燃料棒や制御棒の破損メカニズムの詳細解析に向けて、フェーズフィールド解析モデルと熱力学データベースの開発を進めている。これまでに構築した基本解析モデルとデータベースにより、二酸化ウランとジルカロイの拡散対における化学反応で最も低温で出現する液相はウランとジルコニウムの合金相であること、そこに次第に酸素が溶融し、高温では金属系と酸化物系の溶融物に相分離すること等、実際の観測結果と整合する解析ができるようになった。また、これらを用いて破損燃料の凝固時の予備的な解析を行ったところ、スピノーダル分解が起こる可能性があり、化学反応による相分離が進行しやすい系であることを見いだした。また、制御棒に関しては、形成されるFe-B-C溶融物が、燃料集合体の破損溶融を加速する可能性を示した。

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開催年月日： 2013年4月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故を受けて、破損燃料の取出しに向けて、その物理化学的な特性評価に向けた熱力学データベース整備が課題の一つとなっている。機構における開発の現状を紹介する。

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開催年月日： 2012年12月

記述言語：日本語  

開催地：長岡   国名：日本国  

軽水炉過酷事故における燃料破損現象の概要を、長岡技術科学大学の学部及び修士学生に講演する。

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開催年月日： 2012年10月

記述言語：英語  

開催地：東京   国名：日本国  

過酷事故における燃料破損事象は、複雑な物理化学反応に基づいて形成されることから、その詳細の解明には、膨大なデータの蓄積や複雑な解析モデルが必要とされ、効率的な取組みが不可欠となっている。原子力機構で進めている基礎基盤分野での以下の取組みを紹介する。(1)破損燃料デブリの相状態評価及び破損過程での材料組織学的な評価に不可欠な熱力学データベース整備、(2)素過程現象解明に用いる材料組織学的な解析手法、(3)既存の熱力学解析技術を用いた、海水導入やB$_{4}$C制御棒と燃料の混合評価等、喫緊の課題に関する予備的評価、(4)素過程事象解明のためのセグメント規模試験、(5)原子力学会の福島PIRTを受けた過酷事故解析コードの検証のための試験計画構築。

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開催年月日： 2012年10月

記述言語：英語  

国名：日本国  

金属電解法乾式再処理は高速炉用金属燃料の再処理法として期待されている。主要工程である電解工程では、LiCl-KCl共晶塩にアクチノイド元素(An)を溶融させたLiCl-KCl-AnCl$_{3}$塩浴を用いて、陰極にU及びAnを電気化学的手法により回収する。LiCl-KCl-AnCl$_{3}$系の状態図の知見は、プロセスの運転やメンテナンスにおいて、非常に重要である。これまでにLiCl-KCl-AnCl$_{3}$に関する報告例はほとんどないため、本研究では、LiCl-KCl(59:41mol\%)共晶塩とUCl$_{3}$の擬似2元系及び3元系の相状態を調べた。本研究は原子力機構の高レベル放射性物質研究施設(CPF)において行った。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故では、炉心冷却に海水導入したため破損燃料とさまざまな化学反応が起きた可能性がある。また、BWR炉である福島第一原子力発電所で用いられていた制御棒材(B$_{4}$C)は、PWR炉であるTMI事故の制御棒(Ag-In-Cd)と異なる化学反応を引起こすことが懸念される。これらは破損燃料デブリの化学形態に影響したと考えられる。本研究では、熱力学解析により、想定される化学現象の概略評価を試みた。その結果、海水との反応については、海水凝縮物と破損燃料が反応すると、Cs, Sr, Mo, Ru, Teの化学形態が変化し、より低温で蒸発すること、その際、海水中の不純物成分(Mg, Ca, S等)の影響が大きいこと、等を示した。ホウ素と破損燃料の反応については、ホウ素が共存するBWR炉内では、過酷事故の進行に伴って、酸素ポテンシャルが複雑に変化するため、破損燃料化学形態変化が複雑化する可能性を示した。また、U, Pu, Zr等とホウ素の金属間化合物の形成とその酸化が破損燃料内のホウ素の再分布を調べるうえで重要となることを示した。さらに、海水を加熱すると発生する可能性がある腐食性ガス(HCl, H$_{2}$S等)は、酸化雰囲気でより発生しやすい傾向があることを示した。

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開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語  

開催地：東広島   国名：日本国  

核燃料とZr等被覆管材との状態図や物性値を把握することは、PCCIなど高燃焼度燃料挙動の観点から重要であるとともに、過酷事故時のふるまい予測にも極めて有用である。このうちPu-Zr-O系について、パイロクロア-蛍石型相間の相対的安定性評価を行うために、パイロクロア型Zr$_{2}$Pu$_{2}$O$_{7+x}$の酸素ポテンシャルを測定し、パイロクロア型相から蛍石型相へと変化する酸素ポテンシャル及び組成の把握を行った。得られたデータを用いてCALPHAD解析を行い、ZrO$_{2}$-PuO$_{1.5}$-PuO$_{2}$擬三元系状態図を作成した。まだ蛍石型相中のZrの溶解度がPuO$_{2}$近傍で極端に少ないなど不自然な点はあるが、現時点の実験データを再現することができた。

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開催年月日： 2012年8月

記述言語：日本語  

開催地：東京   国名：日本国  

原子力過酷事故の際の核燃料の破損現象に関し、熱力学及び計算組織学に基づく計算モデルと解析例を紹介する。併せて、解析結果に基づく現象理解への反映、関連する国際協力について紹介する。

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開催年月日： 2012年6月

記述言語：英語  

熱力学データベースとそれに基づく動力学解析は、福島サイトの復旧工程ばかりでなく、今後予想されるアクシデントマネージメントの改定においても重要となる。前者の観点では、データベースや動力学解析により、ブラックアウトの状況で、さまざまな事象が複合して発生した事故の過程や炉内の現状の概略評価を行うためのツールの一つとなる。高温コリウム,制御棒とコリウムの反応,海水の影響,MCCI等のデータが特に重要である。後者の観点では、最も重要なのは、多様な専門家の間で、さまざまな条件での破損過程のコンセンサスを得ることである。詳細モデルに基づく仮想的な事故過程の可視化は、さまざまな技術分野を横断的に関係づけるツールとなる。これらの観点での、原子力機構における最近の進捗について紹介する。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

福島第一原子力発電所事故では、海水注入による原子炉冷却により、高温の破損燃料に海水が接触したため、塩が破損燃料表面に析出したと予想され、破損燃料の化学形への影響評価が重要と考える。本研究では、破損燃料と海水塩との反応の基礎試験として、塩とUO$_{2}$との高温加熱試験を行い、生成物を同定することで、反応の有無を調べた。NaCl-UO$_{2}$混合物では、UO$_{2}$相の格子定数は定比組成のUO$_{2}$の値に近く、NaClとUO$_{2}$以外の相が検出されないことから、反応の痕跡は見られなかった。一方、海水塩-UO$_{2}$混合物では、UO$_{2}$相のほかにMgO相とNaCl相(NaCl相は1198$^{\circ}$Cでは消失)は見られたが、Caを主成分とする相は同定されなかった。また、UO$_{2}$相のピークは高角度側に大きくシフトし、格子定数がU$_{4}$O$_{9}$の格子定数より大きく減少していた。SEM-EDXの分析結果から、UとCaが同一相に含有されていること、CaがUO$_{2}$に固溶すると格子定数が減少することから、硫酸塩が分解して生成した酸化CaがUO$_{2}$に固溶したと推測される。本試験により、破損燃料中に海水中のCaが固溶する可能性及びMgが残留する可能性が示された。

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開催年月日： 2012年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

射出鋳造法によるMA合金燃料の製造技術を開発するため、MAの模擬物質を用いた小規模合金燃料サンプル製造試験を試みた。すべての現象に渡ってMAを模擬(特にAmの模擬)する適切な物質はないため、Amの蒸発性能を模擬する物質としてSmを、MA含有溶湯の均質性を模擬する物質としてScを選定して調べた。その結果、Scについては、U-Pu-Zr合金の溶湯表面に分布し、均一に分散させることが困難であることが判明した。一方、Smについては、雰囲気ガスの圧力の低下とともに必ずしも蒸発損失量(速度)が増大しなかったことから、不純物酸素の影響が示唆された。

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開催年月日： 2011年9月

記述言語：日本語  

開催地：北九州   国名：日本国  

核燃料の高燃焼度化,マイナーアクチノイド含有燃料など多様化が進み、その物性や相状態を把握するということはその燃料の挙動評価をするうえで極めて重要であるが、その実験の困難さ,系の複雑さからデータに乏しい。そこで、データを補完し、燃料挙動を予測するうえで大変有用な、熱力学データベースの拡充を目指している。核燃料の中枢であるU-Pu-O三元系について、既存の測定データや実験状態図,解析データをもとにcalphad法による解析を行った。また、近年、プルトニウム酸化物やMOXの融点が、従来の測定法ではタングステンとの反応により正しく計測されていないことが指摘されており、反応が起こりにくいレニウム容器による新たな測定が行われている。その新たな測定結果を用いてPu-O系データベースの改良を行い、U-Pu-O三元系データベースに反映させた。

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開催年月日： 2011年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

現在、核燃料の高燃焼度化、そして高速炉燃料やマイナーアクチノイド含有燃料など多様化が進み、その物性や相状態を把握するということはその燃料の挙動評価をするうえで極めて重要であるが、その実験の困難さ、系の複雑さからデータに乏しい。そこで、データを補完し、燃料挙動を予測するうえで大変有用な、熱力学データベースの拡充を目指している。今回は、核燃料の中枢であるU-Pu-O三元系について、既存の測定データや実験状態図,解析データをもとに実施したCALPHAD法による解析の結果を報告する。U-O系,Pu-O系,Pu-U系の各二元系のデータは、既に報告されている副格子モデルによるデータベースを用いた。実験状態図,酸素ポテンシャル測定データをもとに、(U, Pu)O$_{2\pm x}$固溶体相内における、ウランとプルトニウムの相互作用パラメータの決定を行い、三元系への拡張を行った。実験データが得られている組成範囲及び温度範囲において、よく再現することができた。

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開催年月日： 2011年3月

記述言語：日本語  

開催地：福井   国名：日本国  

核燃料に関する実用的なマルチスケールシミュレーション手法の構築を目的に、平成22年度より3か年の計画で文部科学省基礎基盤戦略研究イニシアティブの戦略的原子力共同研究プログラム「核燃料に関する計算組織学的な解析技術の開発」を進めている。本研究プログラムでは、「計算組織学」手法の中核となるフェーズフィールド(PF)法に関し、核燃料で重要となるさまざまな現象に対応できる解析モデルと解析ツールを開発する。また、組織形成の駆動力評価のためにCALPHAD法による熱力学データベース構築と、基礎試験による熱力学データベースの拡充を行う。研究開発のねらいと現状について報告する。

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開催年月日： 2010年3月

記述言語：日本語  

開催地：水戸   国名：日本国  

ジルコニウムは、PCCIなど高燃焼度燃料挙動の観点から重要であるとともに、マイナーアクチノイド(MA)非均質燃料開発の候補材としても注目されており、アクチノイド(U, Pu, MA)-Zr-O系の相状態,物性を把握することは極めて重要であるが、取扱いの制限等からデータは乏しく、データの補完,挙動評価に有用な熱力学データベースを整備することは極めて重要である。本報告ではPu-Zr-O系について、パイロクロア型及び蛍石型Zr$_{2}$Pu$_{2}$O$_{7+x}$の酸素ポテンシャルの測定データ等、既存のデータをもとにCALPHAD法による解析を実施し、それぞれの構造におけるPu$^{+3}$とPu$^{+4}$の安定性や生成自由エネルギーの評価,ZrO$_{2}$-PuO$_{1.5}$-PuO$_{2}$擬三元系状態図予測を行った。さらにアクチノイド元素の模擬物質であり、重要なFP元素でもあるCe-Zr-O系についても解析を行い、Pu-Zr-O系との比較を行った。

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開催年月日： 2007年9月

記述言語：日本語  

開催地：北九州   国名：日本国  

本研究は、酸化物燃料を対象とした乾式再処理(金属電解法)プロセスにおける使用済燃料解体後から電解精錬工程までの事前処理に適用される技術の開発である。ここでは、UO$_{2}$ペレットを粉砕して得た顆粒と模擬貴金属FPを混合させたものを模擬使用済燃料として陽極に使用し、LiCl-KCl溶融塩中で電解試験を実施した。この試験より、UO$_{2}$先行回収工程における電極の電流効率と模擬貴金属FPの挙動について確認した。

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