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大岡 誠; 前川 康成; 富塚 千昭; 村上 知行*; 片桐 源一*; 尾崎 博*; 河村 弘
JAEA-Technology 2015-003, 31 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2015-003.pdf:3.95MB
東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取組みが現在すすめられている。燃料デブリ取り出しのために、格納容器内を水で満たす必要があるが、いくつかの号機では冷却水の漏えいが存在し、漏えいを止めることが最重要課題になっている。福島廃炉技術安全研究所では光硬化樹脂を用いた止水方法を検討している。紫外線照射によって硬化する材料(光硬化型樹脂)を冷却水に混ぜ格納容器の損傷部に到達させ、漏えい箇所出口にて紫外線を照射して光硬化型樹脂を硬化させ損傷部を閉塞するものである。しかしながら光硬化型樹脂は元々コーティング、または塗装剤として使用されるものであり、漏えい止水への適用性は未知である。本稿は、光硬化型樹脂の水中での基本的な硬化性能を把握し、漏えい止水への適用性を検討した結果を報告するものである。
村上 知行; 西原 哲夫; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.231 - 241, 2008/09
日本原子力研究開発機構では、超高温ガス炉(VHTR)の核熱を利用する原子力水素製造システムを開発中である。水素製造施設では可燃性ガスである水素や毒性物質を扱うことから、万一、火災・爆発や毒性物質の暴露被害に至った場合でも、原子炉施設の安全が確保されることを設計上担保すること、また、敷地周辺公衆に対して有意なリスク増加をもたらさないことを確認しておくことが重要である。本稿では、水素製造施設の事故が発生した場合における原子炉施設の安全性確保及び周辺公衆のリスク評価にかかわる基本方針,判断基準の目安及び評価手法を提案するとともに、水素併産型高温ガス炉GTHTR300Cを対象に適切な安全距離を評価し、かつ、効果的な安全対策を提案する。また、敷地境界距離と公衆リスクとの関係を定量化し、水素製造設備が原子炉施設の周辺公衆のリスクに対して影響を及ぼさないことを示す。
坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.
JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB
安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。
村上 知行; 寺田 敦彦; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.316 - 324, 2006/12
現在、日本原子力研究開発機構では、原子炉から発生する高温の熱エネルギーを水素製造に活用する原子力水素製造システムの実用化に向けて、高温ガス炉(VHTR)と水素製造試験設備を安全かつ合理的に接続するための研究開発を行っている。本システムでは可燃性の水素ガスを扱うことから、万一漏洩,爆発に至った場合でも、原子炉施設に対する安全性が損なわれないことを保証することが設計上重要な課題である。本報は、VHTR水素製造システムにおいて、水素ガスが配管破断等により大気中に漏洩した場合を想定した漏洩拡散解析を実施し、可燃性混合気の移流拡散距離とそれに影響を及ぼすさまざまなパラメータとの相関について定量化した。また、本評価結果に基づき、爆発時における爆風圧が原子炉施設に及ぼす影響度を安全かつ合理的に評価する新たな方法について提案した。
西原 哲夫; 大橋 一孝; 村上 知行; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.325 - 333, 2006/12
日本原子力研究開発機構ではガスタービン発電システムの設計をベースとして、電力水素併産型高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計を行っている。水素経済性を確保し、非原子力産業から参入意欲を得られるようなGTHTR300Cの安全設計方針を検討した。水素製造設備はガスタービン発電システムの上流に設置される中間熱交換器の2次ヘリウム系に接続され、一般産業施設として設計できることを目指す。基本的な原子炉安全は原子炉システムに設置された機器により確保する。2次ヘリウム系の機能である1次ヘリウムの冷却,2次ヘリウム圧力保持及びトリチウムを含む不純物の除去は通常運転を維持するために要求される機能である。これらの機能をガスタービンシステムや原子炉システムにより維持し、水素製造設備には期待しないことで、水素製造設備の運転状態に依存せず発電を継続する方法を提案した。可燃性ガスや毒性ガスの放出といった外部事象に対する防護対策についても検討を行った。
西原 哲夫; 國富 一彦; 村上 知行
Proceedings of 3rd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10
高温ガス炉水素製造システムにおいて、水素製造プラントは原子炉に近接されるため、水素漏えい事故に対する設計上の考慮が必要となる。配管破断時には高圧水素はジェットとして噴出するため、水素蒸気雲爆発に対する安全評価を実施するには、原子炉施設周りの水素の噴流拡散挙動を解析する必要がある。本検討においては、水素漏えい量,配管口径,障壁等の効果を調べることを目的として、STAR-CDを用いた解析により、拡散特性を評価した。水平移動距離を移流距離と定義し、それぞれのケースについて比較検討を行った。爆風圧力の評価は汎用的なマルチエネルギー法を用いた。爆発時の有効エネルギーは拡散解析の結果を元に算出した。水素ガスの移流拡散距離と爆風圧減衰距離を組合せたものを離隔距離として提案した。この方法を用いて、水素製造プラントと原子炉施設に離隔距離を最適化することができる。
丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00
被引用回数：15 パーセンタイル：75.28(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950
C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495Cを下回っている。
丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11
被引用回数：7 パーセンタイル：68.63(Nuclear Science & Technology)HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00
HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*; 早川 均*
日本原子力学会誌, 31(7), p.828 - 836, 1989/07
被引用回数：3 パーセンタイル：41.84(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉の開発に先立ち、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950Cの多目的高温ガス実験炉の開発が進められてきた。本報告では実験炉の高性能化を目指して行った設計検討の一環としてブロック型燃料の接触面間ギャップを通る冷却材の漏れ流れ(クロス流れ)が燃料冷却に直接寄与する流量(炉心有効流量)に及ぼす影響について解析的に検討した。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-173, 76 Pages, 1988/09
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料ブロック内の冷却材流路間の流量配分、燃料ブロック応力解析用熱的境界条件の決定並びに燃料ブロック内の冷却材流路閉塞事故時の温度評価に使用する熱流動・熱伝導連成コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について報告するものである。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*; 早川 均*
JAERI-M 88-165, 26 Pages, 1988/09
高温工学試験研究炉の開発に先き立ち、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950Cとの多目的高温ガス実験炉の開発が進められた。本報告では、実験炉の高性能化を目指して行った設計検討の一環として、フランジ型燃料ブロックを用いた場合の炉心有効流量を増加させるには、クロス流れ抵抗係数、燃料冷却流路断面積及び流路の等価値径の大きい燃料を選定すれば良いことを確認した。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950C達成のため適切な流量配分を定めている。
丸山 創; 村上 知行*; 木曽 芳広*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-138, 39 Pages, 1988/07
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内流動解析コードFLOWNETの検証解析結果についてまとめたものである。本検証解析では、炉心有効流量に影響を及ぼすクロス流れ及び漏れ流れについて、実機と同規模の炉外流動試験結果との比較を行った。検証解析結果と試験結果は良く一致し、解析コード、モデル及び使用したデータの妥当性が確認された。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*
JAERI-M 88-031, 52 Pages, 1988/02
本報告は、多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)の結果を受けて、実験炉の機能・安全性を維持しつつ建設費の低減を目指して実施した小型改良炉心設計の一環として炉心有効流量の評価を行った。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*
JAERI-M 85-186, 58 Pages, 1985/11
本報告は多目的高温ガス実験炉の詳細設計(II)システム調整(1)合理化システムの立案の中で設定された炉心を対象として実施した炉内流量配分感度解析について述べたものである。本研究の目的は、炉内流量配分解析データを再評価し、燃料冷却に直接寄与する流量である炉心有効流量の増加を計ることである。得られた結果は以下の通りである。(1)炉心有効流量に対し感度の高い項目は、クロス流れ係数及ひ固定反射体面間ギャップ量である。(2)感度の低い項目は、固定反射体シール要素のシール性能、上部遮蔽体ギャップ量、高温プレナムブロックのシール要素のシール性能及びギャップ量である。(3)解析データを再評価することによって、フランジ型の36本型燃料体を用いる場合、炉心有効流量割合は約90%となり、システム調整(1)phase1炉心における値に比べて約5%増加する。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 平野 光将; 宮本 喜晟
JAERI-M 85-184, 105 Pages, 1985/11
多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)炉心の有効流量(燃料チャンネルからの除熱に有効に寄与する冷却材線量)を、燃料体ブロック水平面間ギャップの発生に起因するクロス流れ並びに、固定反射体及ひ高温プレナムブロック等のブロック間シール構造と漏れ流れとの関連において検討した。燃料チャンネルからの除熱に有効な冷却材流量の原子炉全流量に対する割合として定義される炉心有効流量割合は、燃焼初期状態において約82%であり、燃焼が進むとわずかに減少するが、燃焼末期(425日)でも約81%である。また、燃料カラム内の各燃料チャンネルへの冷却材流量配分は、燃焼末期の炉心周辺部のカラムで最小となり、その割合はカラム平均チャンネル流量の98%である。
鈴木 邦彦; 文沢 元雄; 村上 知行*; 元木 保男; 平野 光将; 荒井 長利; 宮本 喜晟; 三木 俊也*
JAERI-M 85-183, 129 Pages, 1985/11
多目的高温ガス実験炉では炉心をバイパスする漏れ流れを防止する目的で設置した黒鉛ブロック間シール部における流動特性を評価するために実施した空気による流動試験と、実験炉の炉内流動解析に使用するシール性能データの検討とについて報告したものである。結果を以下に示す。(1)固定反射体体および高温プレナムブロック間シール部を構成する基本ユニットの実寸モデルを用いた試験により、シール部の段差、隙間をパラメータに差圧と漏れ流量との関係を明らかにした。(2)基本ユニットを組合わせた実機と同じ構成のシール構造を用いた試験により、差圧と流量との関係を明らかにした。また、基本ユニット試験の結果に基づき、漏れ流量を推定できることを示した。(3)上記の結果に基づいて、炉内流動解析に使用するシール性能データを定めた。
辻 延昌*; 岡本 太志*; 村上 知行; 國富 一彦
no journal, ,
実用超高温ガス炉では、原子炉出口冷却材が950Cという厳しい条件においても燃料温度を低く保つために必要な炉心有効流量を確保しなければならない。このため3次元伝熱解析を実施して炉心有効流量の目標値を定量的に評価し、炉構造に耐熱性炉心拘束機構・固定反射体内流路管を取入れることにより達成できることを確認した。
寺田 敦彦; Somolova, M.*; 竹上 弘彰; 岩月 仁; 村上 知行; 日野 竜太郎; 塩沢 周策
no journal, ,
高温ガス炉水素製造システム(HTTR-IS)の概念設計の一環として、水素ガスが漏洩して爆発に至った場合について、原子炉施設の安全性を担保するための諸対策を講じるうえで必要な工学的知見を得ることを目的として、ISプロセスの水素配管破断時の水素拡散挙動に関する予備解析を行った。圧縮性,拡散モデル定数等の影響を予備評価した数値解析モデルを用いて、漏洩量,風速等漏洩拡散にかかわる各種パラメータと可燃性混合気の移流距離との相関関係を明らかにするとともに、代表ケースについて文献等の爆発実験結果やその予測式との比較評価を行い、本評価手法の妥当性を確認した。
島田 梢; 大岡 誠; 前川 康成; 富塚 千昭; 村上 知行*; 片桐 源一*; 尾崎 博*; 青柳 克弘*; 河村 弘
no journal, ,
プラント設備等の配管は、劣化や腐食、災害事故等により配管に亀裂が生じ、配管内を流れている液体が漏えいする。本研究グループでは、光硬化型樹脂を用いて遠隔で止水する方法を検討している。光硬化型樹脂は高速に硬化することから種々の材料表面のコーティング、改質等様々な分野で実用化されている。しかしながら、止水への適用例はない。そのため、水中に溶かした光硬化型樹脂の特性評価の一環として、硬化特性に及ぼす固形成分濃度と硬化開始紫外線量との関係について調査した。試験の結果、水分散系光硬化型樹脂が溶液環境下で紫外線照射によって硬化し、また、模擬亀裂から滴下する樹脂溶液が紫外線により硬化することを確認した。このことから光硬化型樹脂が止水に適用できる可能性が示された。
