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高瀬 和之; 吉田 啓之; 秋本 肇; 小瀬 裕男*
日本混相流学会年会講演会2005講演論文集, p.231 - 232, 2005/08
日本原子力研究所では、シミュレーションを主体とした先進的な炉心熱設計手法を確立し、効率的な新型炉開発を図ることを目的として、気液界面構造を詳細にとらえることができる新しい二相流直接解析手法の開発を行っている。地球シミュレータ等のスパコンを利用した大規模シミュレーションによって、原子炉燃料集合体内の水-蒸気二相流の3次元分布を従来手法よりも詳細に予測できることを一連の解析結果から明らかにした。
中島 宏; J-PARC安全グループ
モンテカルロ計算法高度化の現状; 第3回モンテカルロシミュレーション研究会報文集, p.75 - 83, 2004/12
大強度陽子加速器計画施設における、放射線安全上の課題に対する対策・方針、それによる設計目標の考え方,設計条件の設定,遮蔽設計・安全評価に用いる手法及びその精度検証、そして最後に施設設計の現状を報告する。
高下 浩文; 樋口 真史*; 富樫 真仁*; 林 達也*
JNC TN8410 2000-011, 185 Pages, 2000/05
JNC-TN8410-2000-011.pdf:4.67MB
FBR炉心解析技術について、関連部署への周知及び技術の伝承のために、設計評価Gr.において用いられている核設計手法についてまとめた。特に当Gr.で実施してきた127本バンドル「もんじゅ」高度化炉心の概念設計に対して用いられている核設計手法を中心に示した。示した項目は実効断面積の作成、2次元燃焼計算、3次元拡散計算、反応度係数計算、制御棒価値計算における計算方法である。本報告書で示される手法は、現時点での当Gr.の標準的な核設計手法である。しかし、今後、評価精度の向上を目指して、計算コードの高度化・整備、「もんじゅ」性能試験データ等を用いた設計評価における補正・不確かさの低減、核データ更新等を実施していく予定であり、それに伴い、核設計手法も見直される可能性があるが、情報の共有化の観点から現時点での当Gr.の標準的な核設計手法をまとめたこととした。
柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*
JNC TJ8400 2000-049, 161 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-049.pdf:9.56MB
本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150
、破壊靭性試験は0と150で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。
柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*
JNC TJ8400 2000-048, 30 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-048.pdf:1.64MB
本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および溶接施工条件の検討 溶接方法として電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150、破壊靱性試験は0と150で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。
森下 正樹
JNC TN9400 99-041, 187 Pages, 1999/05
現行の配管耐震設計手法には必要以上の安全裕度が含まれていると認識されている。そこで、高速炉の主冷却系配管の設計例を対象とした耐震解析を行い、種々の基準による強度評価を実施するとともに、実際の配管の耐力を評価し、基準が有している裕度の定量化を試みた。また、現行の許容値を緩和した場合の配管設計への影響や合理化効果を検討した。その結果、以下の点が明らかになった。a)非線型時刻歴解析による応答と(設計許容値から安全裕度を除いて求めた)真の強度を比較すると、本検討で取り上げた設計例の配管は、現行の設計手法(床応答解析と高温構造設計方針を使用)で許容される地震力の、数倍から20倍程度の地震力を与えて、初めて破損する。b)ASME新基準と非線形時刻歴解析による評価とは比較的対応性が良い。従って、ASME新基準による許容限界が今後の基準合理化に向けての目安目標となろう。c)ASME新基準相当の合理化基準を適用する場合、許容応力が高いため設計において応力を抑えるための対策(サポート設置や板厚増)を施す必要はほとんど無くなる可能性がある。但し、固有振動数をある程度に確保する必要があり、そのためのサポートは必要である。
五十嵐 寛; 小林 洋昭; 正木 敏夫; 野崎 昇一*; 河村 和廣; 米谷 雅之; 寺田 明彦
PNC TN8440 94-028, 173 Pages, 1994/06
本報告書は、環境技術開発部、環境技術第一開発室において平成5年度に実施された主な技術開発や試験成果についてまとめたものである。(1)溶融技術高度化試験・円筒電極直接通電型溶融炉(JCEM)技術開発として工学試験装置を用いた模擬高レベル廃液の供給試験を実施し、JCEMの通電特性、原料処理特性を把握した。・ガラス溶融炉設計手法の体系化及び運転支援のための溶融炉設計システムの概念検討を実施するとともに、システムの中核となる熱流動解析コードの検証を行った。・モックアップ2号溶融炉を用いた遠隔解体試験を実施した。・炉内検査試験装置の製作を完了し、基本性能評価試験を実施した。・コールドクルーシブル溶融技術の廃棄物処理への適用性を評価するため、金属やガラスを溶融する基礎試験を実施し、溶融特性を把握した。耐蝕性を考慮したインコネル690製の炉を製作した。・ガラス固化技術開発施設の運転保全、支援及び外部期間からの情報提供依頼に対して技術情報の円滑な利用を図るため、廃棄物研究開発データベースシステムの改良を行うとともにデータの入力を実施した。(2)高レベル廃棄物高減容処理技術開発・高レベル廃液中の沈澱物の諸物性を把握するための試験を実施した。・模擬廃液から電解法で白金族元素であるPdとRuを分離する試験を行い、定量的
日比 宏基*; 福地 郁生*; 増山 大輔*; 杉野 和輝; 大木 繁夫
no journal, ,
高速炉に高性能遮蔽材を用いる時に顕著となる、(a)遮蔽体からの中性子ストリーミング、(b)炉心槽での中性子束分布周方向不均一性、(c)B
C遮蔽材での
B燃焼効果による影響を評価し、設計対応を検討した。