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小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁
JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01
JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB
先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10
日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。
小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁
保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10
先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。
高田 昌二; 関田 健司; 根本 隆弘; 本多 友貴; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
高温ガス炉熱利用系の安全設計方針の策定のため、原子炉に対する外乱の影響を評価する必要がある。出力運転における核熱供給試験を模擬するため、新たな試験手順を考案して、核熱供給試験(コールド)を実施した。熱利用システムにおける異常事象の安全評価を行うため、試験結果は、炉床部温度を計算する数値解析コードの解析モデルの検証に使われた。試験では、ヘリウムガス温度がヘリウムガス圧縮機の圧縮熱により120
Cまで加熱された状態で、十分高い外乱を原子炉入口温度に付加する必要がある。しかし、冬季運転において、冷却水の凍結防止のため、最終ヒートシンクからの放熱に技術的な制限があった。試験手順の改善の結果、十分な温度外乱が原子炉入口温度に投入された。金属構造物の応答は炉床部構造物の黒鉛ブロック温度の応答より速いことがわかった。温度の応答は、構造物の熱容量、外乱の大きさ及び伝熱条件に大きく影響を受けた。
角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10
被引用回数：6 パーセンタイル：39.72(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。
金子 哲治; 塚谷 一郎; 木内 清
JAERI-Tech 2004-035, 18 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-035.pdf:0.81MB
低減速軽水炉用燃料は、高転換比と高燃焼度化を同時に達成するために、MOX燃料とUO
ブランケットの各ペレット燃料域の積層構造を有している。当該燃料棒は、現用ABWR燃料と比較して、長手方向における不均一な線出力密度分布に伴う熱応力が加わることが特徴である。そのためMOX燃料とUOブランケットに起因した異なる温度分布を持った被覆管の局所的変形挙動の評価が最も重要となる。そのような力学的特性評価試験法として、短尺の被覆管試験片を用いて、実用条件で想定される当該燃料棒の一段の積層部における2軸応力下での熱疲労挙動が再現できる力学的特性評価試験装置を設計した。本装置は、温度分布制御用加熱部,軸方向疲労要素負荷用低サイクル疲労制御部及び内圧疲労要素用の内圧負荷部から構成され、局所的な変形挙動が高精度で測定できる。また、本装置により、炉の起動停止や制御等の運転モードが関係した負荷変動,燃料棒の拘束条件,燃焼度に伴うFP内圧変化の試験を行うことが可能である。
Shelley, A.; 久語 輝彦; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道
JAERI-Research 2004-002, 47 Pages, 2004/03
JAERI-Research-2004-002.pdf:3.08MB
高転換,負のボイド係数,高燃焼度の達成を目指すMOX燃料シード・ブランケット型燃料集合体によるPWR型低減速軽水炉の核的検討を行った。集合体燃焼計算結果から、シード燃料棒を内側15層(S15),ブランケット燃料棒を外側5層(B5)に配置したS15B5配列が推奨できる。集合体軸方向構成を最適化した結果、S15B5配列に対して、シード部高さ1000mm
2,内部ブランケット高さ150mm,軸ブランケット高さ400mm2の構成が高転換を得るうえで最良である。本構成により、転換比1,炉心部平均燃焼度38GWd/tが達成された。さらに、シード部高さ500mm2とすれば、炉心部平均燃焼度45GWd/tが達成可能であり、その場合、転換比は1よりわずかに小さい0.97となる。両構成ともボイド係数,燃料温度係数は負である。MOX燃料の代わりに金属燃料やトリウムを母材とする燃料(T-MOX:PuO+ThO)を使用した場合の検討を加えた。金属燃料では、転換比は向上するが、ボイド係数は悪化し、一方、T-MOXでは、ボイド係数は改善するが、転換比は減少する。
塚田 隆
材料と環境, 52(2), p.66 - 72, 2003/02
軽水炉の炉内構造材料は、高レベルの中性子・
線の照射を伴う約300Cの高温高圧水中という他の工業プラントにはない環境で使用され、照射と化学環境の作用により特有の劣化損傷を生じる。中性子照射を受けると、合金のミクロ組織や粒界近傍等の局所的な化学組成は、格子原子のはじき出しに始まる照射損傷過程により刻々と変化する。ここで紹介する照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、炉内中性子照射の影響により発生するSCC現象である。IASCCの研究は、1980年代中頃に軽水炉高経年化・長寿命化の検討に伴い各国で本格化した。重大な問題へつながるIASCC損傷はこれまで経験されていないが、IASCCの発生と進展のメカニズムについてはまだ十分解明されておらず、さらに基礎的な研究が必要な状況にある。また、IASCCは軽水炉のみならず照射場に水冷却系を有するシステムに共通の材料損傷要因となり得る。例えば、国際熱核融合実験炉ITERの第1壁ブランケット構造物の材料についてもIASCCの検討が行われている。本解説では、IASCCについてこれまでに得られた主な知見と研究の動向を紹介する。
波多江 仰紀; JT-60チーム
Proceedings of 6th Japan-Australia Workshop on Plasma Diagnostics (CD-ROM), 13 Pages, 2002/00
JT-60Uプロジェクトの主要な目的は、ITER及びトカマク型実証炉の科学的基盤の立証に貢献することである。さらに、われわれの最終目標は、統合高性能プラズマの連続維持の達成であり、すなわち、高ベータ,高閉じ込め,高いブートストラップ電流,完全非誘導電流駆動,熱と粒子の制御を核融合炉心級プラズマにおいて実現することである。このゴールに向けてわれわれは、弱磁気シア(高
モード)と負磁気シアプラズマの研究を進めてきた。この二つの運転領域では、内部輸送障壁と周辺輸送障壁が同時に形成可能である。JT-60Uでは、加熱,電流駆動,電流分布制御のため種々の加熱装置を備えており、将来の核融合炉(ITERまたは実証炉)で要求された条件に接近する高い能力を持っている。すなわち、規格化されたラーモア半径と衝突周波数が小さいこと、高磁場,高温(Te
Ti),プラズマ中心への燃料供給が小さいこと、小振幅ELMなどである。この論文では、炉心級の運転領域に主眼を置き、最新の実験結果を報告する。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB
原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。
岡 潔; 中平 昌隆; 角舘 聡; 多田 栄介; 小原 建治郎; 田口 浩*; 金森 直和*
JAERI-Tech 96-035, 47 Pages, 1996/07
核融合炉実験炉において、炉内機器を交換保守する際、それらに付属する冷却配管をあらかじめ切断し、撤去を行い、その後、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業が必要である。本報告では、従来までの一般的な手法であった配管の外側からのアクセスによる溶接・切断装置によらず、配管内からのアクセスによる溶接・切断を光ファイバー導光が可能なYAGレーザを用いることによて、曲率を持つ配管内を通過後、枝管を溶接・切断するシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接・切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い、加えて、YAGレーザの基礎的な溶接・切断試験を行い、有効なデータベースを構築した。さらに本システムの有効性を炉内機器の1つであるブランケット冷却配管の溶接・切断に適用することで実証した。
丸山 創; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.581 - 586, 1995/00
HTTR実機炉内構造物の据付工事に先立ち、炉内構造物の組立状態の確認、シール性能及び流量配分特性の確認を行うことを目的として、炉内構造物の工場組立試験を実施した。試験の結果、炉心性能に悪影響を及ぼす漏れ流れに対して十分なシール性能を有していることが確認できた。また、炉心支持鋼構造物の構造健全性の観点から適切な流量配分特性が得られることが分かった。
laser岡 潔; 角舘 聡; 中平 昌隆; 多田 栄介; 小原 建治郎; 金森 直和*; 田口 浩*; 近藤 光昇*; 柴沼 清; 関 昌弘
JAERI-Tech 94-033, 20 Pages, 1994/11
核融合実験炉での炉内機器を交換・保守する作業ではあらかじめそれらに付属する冷却配管を切断しなければならない。また、新しい炉内機器を設置し、冷却配管を再溶接する作業も必要である。これらの作業は、遮へい領域の確保と狭小なポートからのアクセスという観点から、新しい作業概念の適用が要求されている。本報告では、従来までの一般的な手法ではなく、配管内からのアクセスによる溶接・切断をCOレーザを使用することによって可能となったシステムを提案し、要素開発を行った。まず、溶接切断用加工ヘッドを製作し、基本パラメータの取得を行い加えてガンマ線環境下でのレーザ伝送実験を行った。さらに本システムの有効性を炉内機器の一つであるダイバータに付属する冷却配管に適用することで実証した。
中村 力; 西薗 竜也; 小野寺 淳一; 富居 博行; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.434 - 439, 1992/00
動力試験炉(JPDR)では、全ての装置、建物を解体撤去することを目的として1986年に解体作業がスタートした。作業者の外部被ばく低減のために、高レベルに放射化、汚染された炉内構造物、原子炉圧力容器は原研で新しく開発した遠隔操作による水中解体工法を使用して解体撤去された。また、放射性エアロゾルの拡大防止のために、エアカーテン装置、汚染防止囲い等が設置された。本発表では1986年12月から1991年12月までに実施された主な解体撤去作業における作業者の被ばく防護装置、被ばく状況、および放射線防護上得られた知見、データ等について報告する。
小野寺 淳一; 藪田 肇; 西薗 竜也; 中村 力; 池沢 芳夫
Journal of Aerosol Science, 22(SUPPL.1), p.S747 - S750, 1991/00
解体作業時の空気中放射能濃度を評価する場合、切断作業等に伴って発生するエアロゾル発生量、移行率、粒度分布等のパラメータを知ることは、放射線防護上重要である。1986年から動力試験炉(JPDR)で行われている解体実地試験において、これらのパラメータについて収集、評価を行った。汚染配管の熱的気中切断時の移行率は、配管材質の場合及び放射性物質の場合ともにほぼ同じ10%オーダーであったが、機械的気中切断時の移行率は、配管材質の場合が0.01%以下であったのに対して、放射性物質の場合は、数%オーダーとなった。一方、炉内構造物、原子炉圧力容器の水中切断では、移行率は10
~10
%程度であり、エアロゾルの粒度分布は単分散に近くサブミクロン領域の小さなものであった。また、エアロゾル発生量の水中切断による低減効果を定量的に評価することができた。
横田 光雄; 星 蔦雄; 立花 光夫
Low and Intermediate Level Radioactive Waste Management,Vol. 1, p.189 - 195, 1991/00
JPDRの解体実地試験では、これまでに高放射化物の主要は綱構造物を解体撤去した。これには各種の開発技術が適用された。すなわち、原子炉内構造物には水中プラズマ切断技術、原子炉圧力容器接続配管にはディスクカッター及び成型爆薬工法、原子炉圧力容器には水中アークソー切断技術を適用した。解体試験は、開発技術の適用の仕方に一部の不調もあったが、総体的に順調に進捗した。会議では、解体の方法、作業監視の方法、開発機器等の切断性能、解体中の原子炉水及び作業環境等の汚染の状況、切断ドロスの処理状況、解体廃棄物量、作業日数、作業者の放射線被曝の状況等の技術的知見を経験に基づき発表し、討議する。
立花 光夫; 星 蔦雄; 見喜 一朗
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.81 - 84, 1991/00
原子炉解体の特殊性の一つには、高放射化した圧力容器と炉内構造物の撤去にあり、そのためには高い切断性能と遠隔性に優れた技術が必要である。JPDRの解体計画ではそれらの解体のために水中アークソーと水中プラズマアーク切断技術の開発を進めてきた。水中プラズマアークによる炉内構造物の解体は1989年2~9月に、また水中アークソーによる圧力容器の切断は1990年4~6月にかけて実施した。この解体作業を通して、水中プラズマ及び水中アークソーが十分な切断性能を有していること、発生する放射性のダストが水中切断により最小限に抑えられることが確認でき高放射化した機器の解体における水中切断工法の有用性が実証できた。一方、遠隔操作機器及び水封容器等の放置に多大の作業時間を有することから簡便な工法の開発が必要であることが判った。本論文では、各工法における切断結果と、解体実地試験より得られた経験を述べる。
柳原 敏; 清木 義弘; 中村 寿
Nuclear Technology, 86, p.148 - 158, 1989/08
被引用回数：13 パーセンタイル：78.93(Nuclear Science & Technology)原子炉の解体にとって、鋼製構造物の水中切断工法は解体作業を効率的かつ安全に実施する上で必要な技術である。そこで、JPDR解体計画において、プラズマアーク切断技術を炉内構造物の解体に、アークソー切断技術を原子炉圧力容器の解体に用いることとし、両技術の開発を行った。本技術開発では、まず、基礎試験を行ない、切断電流、切断速度等が切断性能に及ぼす影響を検討して最適な切断条件を見い出した。さらに、副次生成物の発生量と特性を評価して、水浄化装置の設計に役立てた。以上の基礎試験の結果に基づいて切断システムを作成するとともに、モックアップ試験を行い、開発した切断システムがJPDR解体実地試験に適用出来ることを確認した。
井岡 郁夫; 國富 一彦; 菱田 誠; 田中 利幸; 下村 寛昭; 佐野川 好母
JAERI-M 85-056, 18 Pages, 1985/05
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)には、繊維系の内部断熱層を設けた高温配管が設置してある。この配管の断熱性能を把握することを目的として、昭和57年度から実施したHENDELの運転で、耐圧管表面温度・熱流束・有効熱伝導率の計測を行ってきた。本報では、伝熱コードAYERを用いて過渡時の温度分布を解析し、高温配管の内部断熱層の温度伝導率等を求め以下の結果を得た。温度伝導率:1.510
(m
/s) 比熱:1.16(KJ/Kg.K)
