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菊地 賢司
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), P. vii, 2005/08
第6回核破砕材料技術国際ワークショップが2003年11月30日から12月5日まで、日本の神奈川県葉山で開催された。この巻はワークショップで発表されたほとんどの論文を含んでいる。高エネルギー加速器研究機構と日本原子力研究所がこのワークショップを主催し、ユーリッヒ研究所,ロスアラモス研究所,ポールシェラー研究所,オークリッジ研究所が共催した。
掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*
JNC TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB
本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。
岡村 信生; 米澤 重晃
JNC TN9400 2000-034, 48 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-034.pdf:1.56MB
現在、FBR(Fast Breeder Reacotr)の実用化を目指した研究開発が進められており、社会に受け入れられる核燃料サイクルを構築するために幅広い技術を対象に調査・研究が行われている。再処理に関しては、以前は使用済燃料からUとPuを効率よく取り出すことが課せられた唯一の課題であったが、現在、核燃料サイクルシステムを構築する上で再処理に求められる事項は多岐にわたり、それらの要求へ十分に答えていく必要に迫られている。再処理技術の幅広い検討の一環として、LWR(Light Water Reactor)とは異なりFBRでは低除染の燃料が許容されることから湿式再処理のみではなく乾式再処理の研究が始まり、溶融塩や液体金属を用いた電解・抽出、元素間の蒸気圧差を利用した揮発・凝縮等の様々な手法を組み合わせたプロセスが提案されている。乾式再処理は湿式再処理ほど実証プラントの経験が多くないため、工学規模のプラントを考える上ではプロセスフロー等に未だ多くの検討余地がある。そこで乾式再処理システムの設計を行う上で最も基本となる物質収支を解析・評価する時には、工程の追加等の変更に対して柔軟に対応する必要がある。本研究は、この要求を満たす乾式再処理の物質収支評価コードを開発することを目的としている。
石井 徹哉; 浅賀 健男
JNC TN9400 2000-031, 15 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-031.pdf:0.53MB
実用化戦略調査研究において金属燃料の実用性を検討するため、既存の知見に基づき金属燃料の照射挙動及び設計評価用モデルに関する検討を行うこととした。これに関し、金属燃料については、主として米国ANLにて行われた研究により、照射挙動の把握、検討が行われている。そこで、今回、金属燃料の機械設計を行う上で必要となる以下の項目・被覆管の変形量・燃料の変形量・FPガス放出量・ボンドNa液面変化量・FCCIによる被覆管減肉量について、既存知見をもとにした評価手法の検討を行った。
Bottcher, J. T.
PNC TN9440 97-011, 215 Pages, 1997/06
平成8年3月25日から平成9年6月30日までの約15ヶ月間、動燃事業団の国際特別研究員として大洗工学センター実験炉部照射課に配属された。照射課では、照射試験に関する設計レビューを行ったほか、米国の照射試験に関する技術情報を照会した。また、大洗工学センターの他部や東海事業所の、主に燃料開発や照射技術開発関連業務の一部助勢も行った。この間、論文2件、設計レビュー報告書および燃料・材料照射に関する発表を6件行った。さらに、材料の照射特性に関するPNC/DOEの新規共同研究(4年計画)の調整を行った。
Peter, J. Collins
PNC TN9410 97-034, 35 Pages, 1997/04
大洗工学センターの基盤技術開発部炉心技術開発室に滞在している間、私は高速増殖実証炉(DFBR)のために炉定数ライブラリを行うプロジェクトに参加した。このライブラリは、核断面積(微分データ)を高速炉に関する実験(積分データ)と結びつけ、DFBRの設計に充分な精度を確保しようとするものである。私は、USDOEとPNCの協定の基づきZPPR装置において実施された大型高速炉心臨界実験JUPITERの企画とそのデータ利用に関して豊富な経験を有している。大洗での私の役割は主に、過去にロスアラモス国立研究所(LANL)で実施された非常に硬いスペクトルでの高速炉臨界実験を実験データベースに加えることであった。これらの実験炉心に関するデータは本報告書に記載されている。我々はANL-Westで、動燃のABLEコードと同じ機能を持つGMADJコードを使って行った研究により、現在のDFBRが対象としている伝統的なMOX炉心だけではなく、このプロジェクトではより多くの実験を用いる必要があることを明らかにした。動燃ではこの点への認識がこれまで為されていなかったので、本報告書で議論している。LANLで行われた高速スペクトルの臨界実験データは、私が収集した誤差評価に関する情報とともにまとめた。これらの実験の最大の目的は臨界性データを得ることであったので、炉定数調整で必要となる誤差の相関(共分散)情報は報告されていないが、実験誤差の最大の要因は燃料組成誤差であることが分かっている。このLANL実験は、米国でENDF/Bライブラリの各バージョンを開発する際には、その積分テストに重要な役割を果たしてきた。DFBRのための炉定数開発に対しては、これらのLANLデータは、通常の軟らかいスペクトルを持つLMFBRでは得られないMeV領域の情報を提供できる。
坂元 美定*; 功刀 資彰; 一宮 浩市*
日本機械学会第7回計算力学講演会講演論文集, 0, p.436 - 437, 1994/00
比較的低いレイノルズ数域での層流複合対流下では、熱的境界条件の不均一性や浮力の影響が大きい場合に、流れが3次元的な挙動を示すことが予想される。特に、温度助走域での複合対流特有の複雑な伝熱流動状態を解明することが本研究の命題であり、これまでに等温水平管に関する熱流動機構の解明に成功した。本研究では、側壁温度が異なる水平正方形流路の複合対流熱伝達について大規模3次元数値解析を実施し、主流と浮力駆動2次流れの干渉により生じるスパイラル流れの発生と加熱開始点近傍に発現したはく離流れについて報告する。
核データベース*
PNC TN9410 93-010, 502 Pages, 1992/12
本報告書は,動燃事業団と米国エネルギー省(DOE)との共同研究として,アルゴンヌ国立研究所(ANL-W)の大型臨界実験装置ZPPRにおいて,1978年から1979年にわたって実施した大型高速炉臨界実験のフェーズI(JUPITER-I)の実験データをまとめたものである。JUPITER-I実験には,電気出力60
80万kWe級の2領域均質炉心を模擬した以下の7つの炉心が含まれる。ここで収録した実験項目は,臨界性,制御棒反応度,反応率分布,Naボイド反応度,サンプル反応度,ドップラー反応度,ガンマ発熱,中性子スペクトルである。(1)ZPPR-9炉心:炉心体積約46001の2領域円筒型のクリーン炉心。(2)ZPPR-10A炉心:ZPPR-9炉心とほぼ同じサイズで19本のCRPを持つ6角形の工学的模擬炉心。(3)ZPPR-10B炉心:ZPPR-10A炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。(4)ZPPR-10C炉心:ZPPR-10A炉心とほぼ相似形で炉心体積を62001とした。(5)ZPPR-10D炉心:ZPPR-10C炉心と同じサイズでCRPを31本とした。(6)ZPPR-10D/1炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち中心1本を制御棒とした。(7)ZPPR-10D/2炉心:ZPPR-10D炉心のCRPのうち7本を制御棒とした。本実験データ集は,JUPITER実験の成果を,大型FBR炉心の炉物理研究および核設計のための基本データベースとして,将来にわたって有効に活用することを目的として整備したものである。したがって,実験内容を理解するために必要な情報とともに,実際に実験を解析するために必要な詳細データをくまなく網羅した。また,本実験データ集に含まれている実験体系の情報は,ほとんど大洗工学センターの大型計算機上に保管されており,今後の炉物理研究の進捗に応じて解析コードへの入力データとして利用できるようにした。
加瀬 健; 小無 健司
PNC TN8420 92-022, 33 Pages, 1992/11
放射性廃棄物の消滅処理は原子炉によるFPの消滅処理が1964年にBNLのSteinbergによってはじめて提案され、1970年代にはいろいろな消滅処理方法が研究されていた。一時、研究は中断されていたが、1980年代後半になって、再び消滅処理研究が注目を集め、現在盛んに研究が行われている。本報告書は、その各消滅処理研究の概要及び、最近の消滅処理研究の現状と動向をまとめたものである。
茶木 雅夫*; 文沢 元雄
可視化情報学会誌, 12(SUPPL.1), p.211 - 214, 1992/07
高温ガス炉の配管破断時空気浸入事故の安全性評価に際しては、密度の異なる多成分気体の流動特性を知ることは重要である。そこで、本研究では静止空気中に鉛直上向きに噴出するヘリウムガスの層流円形浮力噴流の過渡数値解析及びマッハツェンダ干渉計による流れの可視化実験を行い、浮力噴流の流動挙動を調べた。数値解析コードは、SIMPLEST-ANL法を用いた。数値解析の結果、噴出口下流の中心軸近くでの噴出気体の濃度は一旦極大値となった後に一定値に近づくことが分かった。また濃度場の可視画像から、噴出気体は鉛直方向に空気を押し退けながら上昇し、静止空気に衝突して水平方向に移動する様子が観察された。
茶木 雅夫*; 大橋 弘忠*; 秋山 守*; 文沢 元雄
Proc. of the 2nd JSME-KSME Thermal Engineering Conf. Vol. 1, p.2-459 - 2-462, 1992/00
高温ガス炉など気体を内包する原子力熱利用機器に配管破断が生じると、空気浸入による炉内構造物の酸化が起こる。酸化反応低減のため、周囲と密度の異なる不活性気体を炉内に注入することが考えられる。注入口の流動挙動を調べることは安全性評価上必要である。このため、気体噴流の数値解析と濃度分布測定実験を行った。数値解析コードではSIMPLEST-ANL法に拡散方程式を追加し、定常及び非定常解析を行った。その結果、噴出気体は鉛直方向に空気を押し退けながら上昇し静止空気に衝突して水平方向に移動すること、その際に発生する渦が直接方向に移動すること及び濃度の半値半径が極小値をもち、実験結果とよく一致することが分かった。
幾島 毅; 本間 敏秋*
JAERI-M 9199, 61 Pages, 1980/11
ブロック型燃料高温ガス炉炉心耐震設計において、炉心構成要素であるコラムやブロックの動きや力を推定する必要がある。そこで、コラムの3次元振動特性と衝突応答を明らかにするために、縮尺模型の1領域炉心(7本コラム)による振動試験を実施し、次の結果を得た。(1)コラムはロッキング運動によるソフトスプリング特性を有する。(2)コラムは振れ回り運動をする。(3)炉心ガス圧力差模擬ばねによるコラムの圧縮力は、コラムの共振振動数を上昇させる。(4)コラムの振動特性と衝突応答値についての解析値は実験値と良く一致した。
Uと
Uの核分裂率に対する感度解析大山 幸夫; 関 泰; 前川 洋; 中村 知夫
JAERI-M 8870, 19 Pages, 1980/05
D-T核融合炉の黒鉛反射体付酸化リチウムブランケットを模擬した体系において核分裂率測定実験を行った。その結果を解釈する一方法としてUとUの各測定点における核分裂率の体系を構成する核種の全断面積に対する感度解析を行った。感度解析は計算コードSWANLAKEを用いて行ない、このコードによってエネルギー依存の感度とエネルギー積分した感度が得られる。解析の結果、核分裂率に対する影響度の大きい核種を指摘し、実験上の問題を明らかにした。
鈴木 光弘; 安達 公道; 岡崎 元昭; 傍島 真; 斯波 正誼
JAERI-M 6512, 73 Pages, 1976/04
本報文は、PWRのLOCAの模擬試験であるROSA-II実験の実験結果の一部(Runs 204,301,302)をまとめたものである。これらのテストはいずれも口径30.5mm
の片側破断実験である。破断個所は低温配管であり、Run204では圧力容器側より、Run301,302ではポンプ側より放出させた。またECCSの注入個所は、冷却水がなるべく確実に炉心に到達するであろう場所を選んだ。結論として、(1)注入した冷却水は炉心に到達し燃料棒表面温度は上昇しなかった(Runs 204,302)。(2)ECCSを作動させなかったRun301では温度上昇がみられた。(3)注入流量の多いRun302の方が、圧力容器内への蓄水の時間的割合が大きい。(4)蒸気発生器が熱源として一次冷却材の挙動におよぼす影響は大きい。