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青嶋 厚; 山内 孝道; 市村 敏夫*; 鹿倉 栄; 河田 東海夫; 田中 和彦*
Proceedings of 5th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-5), 0 Pages, 1997/05
動燃事業団では、平成7年1月より東海事業所においてRETF(Recycle Equipment Test Facility)の建設工事を進めている。RETFは「もんじゅ」及び「常陽」の使用済燃料を用いて工学規模で高速炉燃料再処理の新型機器やプロセスの試験を行うことを目的とした試験施設である。本報告においては、REFTの施設概要及びその工事状況について述べる。
五十嵐 実*; 丸山 結; 前田 章雄; 橋本 和一郎*; 中村 尚彦*; 日高 昭秀; 原田 雄平; 杉本 純
Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5), p.1 - 8, 1997/00
シビアアクシデント時におけるエアロゾルの挙動を評価するため、WIND計画では配管内エアロゾル挙動試験を実施している。試験は配管温度勾配、流量及びキャリアガス種をパラメータとして5ケース実施した。すべてのケースにおいて、エアロゾルはガス温度が配管温度を上回る配管中央部以降から沈着している。主要な沈着機構は凝縮と熱泳動である。低流量ケースの場合は、配管内自然対流に起因する二次流れの影響で、配管上部が下部よりも温度勾配が急になり熱泳動による沈着が天井部では床部よりも増加した。一方、高流量ケースの場合は乱流の効果によりガスの混合が促進され温度分布の均一化が生じたために熱泳動力に差がつかなかった。キャリアガスに水蒸気を使用したケースでは床への顕著な沈着が見られた。使用した水蒸気は過熱蒸気なので凝縮による粒子成長の影響はない。今後は過熱蒸気中の粒子成長機構を解明する必要がある。
柳原 敏; 白石 邦生; 助川 武則; 立花 光夫
Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5)(CD-ROM), 6 Pages, 1997/00
JPDR解体プロジェクトにおける技術開発の1つとして、原子力発電所の廃止措置を安全で効率的に実施するための各種条件を総合的に検討することを目的に、システムエンジニアリングに関する研究を実施した。本研究では、JPDRの解体作業からさまざまな作業データを収集するとともに、その分析を進め、廃棄物の発生量、作業人工数、作業者被ばく線量、解体装置の性能等に関して、解体作業の特徴を明らかにした。また、基本となる作業項目(単位作業)を抽出し、それらに対して作業人工数等の諸量を計算するモデルを作成するとともに、解体計画の作成にJPDR解体プロジェクトの知見等を反映するエキスパートシステムの開発を進めた。これらは、将来の我が国の商用発電炉の廃止措置計画の検討に役立つものである。
稲垣 嘉之; 日野 竜太郎; 羽田 一彦*; 羽賀 勝洋; 西原 哲夫; 武田 哲明; 塩沢 周策
Proc. of 5th Int. Conf. on Nucl. Eng. (ICONE-5)(CD-ROM), 5 Pages, 1997/00
本論文は、HTTRへの接続を計画している水素製造システムの炉外実証試験の計画について報告するものである。炉外実証試験は、HTTRの中間熱交換器から下流の水素製造システムの約1/30スケールモデルであり、ヘリウムガスから供給される高温の熱を用いて天然ガスの水蒸気改質により水素を製造する。炉外実証試験ではHTTR水素製造システムの設計に基づき、水蒸気改質器、高温隔離弁等の高温機器の開発、性能試験を行うとともに、水素製造システムの過渡応答特性、蒸気発生器を用いた受動的冷却システムの特性等について明らかにする。また、触媒管における水素透過、改質ガス雰囲気中における触媒管材料(ハステロイXR)の腐食・健全性評価、異常時における蒸気発生器の熱流動挙動を明らかにするための要素試験を併せて実施する計画である。
前田 章雄; 丸山 結; 中村 尚彦*; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎*; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純
Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 8, 1997/00
日本原子力研究所では、高温・高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。試験部配管は窒素ガスにて加圧、中央部を内部ヒータにより部分的に加熱している。試験では、配管内部の自然対流効果により内圧の違いが温度分布に大きく影響すること、及び内圧荷重による歪みに加え、熱応力に起因する歪みが配管外表面に生じることが示された。配管の膨れと破損を観測する試験も実施した。破損は1000
C以上の高温で生じており、その破損メカニズムはクリープによるものと考えられる。試験と並行して汎用有限要素法コードABAQUSを用いた試験後解析も実施している。弾塑性解析では配管中央上部の外表面軸方向歪みは良く一致するが、周方向歪みを過大評価する結果となった。クリープ解析では量的には異なるものの、質的には配管変形を良く再現することができた。
井口 正; 大貫 晃; 岩城 智香子*; 呉田 昌俊; 秋本 肇
Proc. of 5th Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE-5), p.1 - 9, 1997/00
原研では、軽水炉で異常事象が起きたとき炉心冷却が確保されることの実証及び安全裕度の評価を目的とした試験計画を進めている。本計画の目的は、軽水炉の運転時の異常な過渡変化及び事故時、いわゆる設計基準事象において、炉心の健全性が維持できることを実証することである。また、炉心冷却限界を実験的に明らかにするとともに、冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化を解析する手法を構築して安全余裕を定量化することである。このため、実機炉心を模擬した5
5管群試験部より設計基準事象を模擬した試験を行っている。これまでPWRの設計基準事象を模擬した試験を行い、炉心冷却が確保されることを確認した。また、炉心冷却限界を超えたときの燃料被覆の温度変化の解析に重要なポストCHF及びリウェッティングについて、単管試験部により個別効果試験を行っている。これまで、圧力2MPa~16MPaの広い条件範囲で試験を行い、データを蓄積した。
森下 喜嗣; 谷本 健一; 小室 敏也; 財津 知久
ICONE-5, ,
核燃料サイクル施設のデコミッショニングにおいては、その施設の特徴であるTRU,FP等の核種による汚染や機器設備の構造・寸法、材質等を考慮した効率的なデコミッショニング技術が必要である。本報では、(1)デコミッショニングに係わる放射線測定(放射線映像化技術)、除染(レーザー応用除染技術)、解体(プラズマジェット切断技術)、遠隔操作(小型遠隔操作ツール)の各要素技術。(2)デコミッショニング計画を効率的かつ最適に実施するために、人工数、被ばく線量、コスト等の評価指標をシミュレーションできるデコミッショニング評価システムについて、動燃事業団における核燃料サイクル施設のデコミッショニングに係わる研究開発の現状を報告する。