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論文

「もんじゅ」定格運転での1次冷却系の放射線被ばく線量の予測解析

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

保健物理, 46(4), p.304 - 313, 2011/12

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損事故がない場合の液体金属冷却型高速増殖炉(LMFBR)でのメンテナンス時の個人被曝の主な要因である。プラント要員のための放射線被ばく量評価の技術を確立するために「DORE」は開発された。DOREは、PSYCHEコードとQADコードによって構成される。「もんじゅ」の1次冷却系の各々のCP沈着密度は、PSYCHEを用いて計算された。また、QAD-CGGP2Rコードは、「もんじゅ」で1次冷却系室の線量率計算に適用された。原子炉運転後約20年で、空間線量率は2-3mSv/hで飽和すること、またIHXとコールドレグ配管付近で4mSv/hに達することが見積もられた。IHXやコールドレグでの主な放射線源は$$^{54}$$Mnであると推定されるが、$$^{60}$$Coについてはホットレグ領域で約23%を占めることが予想された。

論文

Transport of radioactive corrosion products in primary system of sodium-cooled fast breeder reactor "MONJU"

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.96 - 107, 2011/01

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損を伴わないFBRプラントでの補修作業時の個人放射線被曝の主要な原因となる。CPは燃料被覆材と燃料集合体などの炉心領域で生成し、ナトリウム主流によって主冷却系へ移行し、主要な配管と構造物の壁面に沈着する。"PSYCHE"プログラムシステムは、作業員の放射線被ばく量の抑制技術を確立することを目的として開発された。このPSYCHEコードは溶出-沈着モデルに基づいている。「もんじゅ」の主要な冷却系でのCP密度はPSYCHEを用いて計算された。「もんじゅ」における計算から、20年間の運転で、$$^{54}$$Mnの沈着量は$$^{60}$$Coと比較して約7倍多いと予測された。特に$$^{54}$$Mnの沈着は、主ポンプとコールドレグに分布し、一方で$$^{60}$$Coは主ポンプだけでなくホットレグにも沈着する傾向が予測された。「もんじゅ」の一次冷却系の$$^{54}$$Mnと$$^{60}$$Coの分布結果は、「常陽」での測定結果の分布の傾向に一致した。

論文

Prediction of radioactive corrosion product transfer in primary systems of Japanese prototype fast breeder reactor Monju

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損を伴わないFBRプラントでの補修作業時の個人放射線被曝の主要な原因となる。CPは燃料被覆材と燃料集合体などの炉心領域で生成し、ナトリウム流によって主冷却系へ移行し、主要な配管と構造物の壁面に沈着する。"PSYCHE"プログラムシステムは、作業員の放射線被ばく量の抑制技術を確立することを目的として開発された。このPSYCHEコードは溶出-沈着モデルに基づいている。また、「もんじゅ」の主要な冷却系でのCP密度及び線量率はPSYCHEとQAD-CGコードを用いて推定された。

報告書

ガス巻込みに関する流動数値解析; 差分法の適用性評価

西村 元彦*; 野中 嘉治*; 前川 勇*

JNC-TJ9400 2005-002, 55 Pages, 2005/07

JNC-TJ9400-2005-002.pdf:74.29MB

実用化戦略調査研究において検討されているナトリウム冷却炉は原子炉容器のコンパクト化がはかられている。このため、これまでの炉に比べ冷却材流速が増大することから、自由液面から冷却材中にカバーガスを巻込まない設計とその予測手法の確立が強く要請されている。本件は、設計で遵守すべきガス巻込みの判定基準の策定に寄与するため、計算科学的手法をベースとした流動評価手法を確立することを目的として、ガス巻き込みの解析手法の構築および既往実験を元に詳細実験解析を実施するものである。 既往実験としては、矩形流路の中に角柱の障害物が存在ししかもその下流にはやはり矩形で模擬された吸込み管を設置した体系が用いられた。角柱によってカルマン渦が発生し、その中のあるものは吸込み管に吸収されガス巻き込み渦を形成する非定常現象を対象としている。 今回の数値解析では、乱流モデルの影響に注目した。層流モデル、標準k-$$epsilon$$モデル、RNG k-$$epsilon$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデルおよびk-$$omega$$モデルの5ケースを実施した。得られた結果は以下のとおりである。 1)カルマン渦の成長、流速と圧力変動および変動のピーク値の大きさ等を 比較すると、層流モデルがもっとも激しい変化、変動の大きい結果を示 し、RNGモデルが層流モデルに近い変動を示しランダム性も見ることが出 来た。 2)一方、k-$$omega$$モデル、非線形k-$$epsilon$$モデル、標準k-$$epsilon$$の順で流れの変動がより 減衰し規則的なおとなしい流れになっている。 3)今後、実験結果と詳細な比較検討が求められるが、渦の予測に対する乱 流モデルの適用性に関し定量的なデータが得られ、既往のCFDコードの適 用性に関する知見が蓄積できた。なお、解析はSTAR-CDコードを使用した。

報告書

もんじゅ液体廃棄物処理系における蒸気ドレン系水質改善の調査報告

加藤 哲朗; 酒井 伸一; 前川 嘉治; 二之宮 和重; 加藤 一馬; 島田 満*

JNC-TN2420 99-003, 75 Pages, 1999/03

JNC-TN2420-99-003.pdf:2.36MB

もんじゅは、平成7年12月に発生した二次主冷却系ナトリウム漏洩事故以来プラントは停止している。プラントは停止中であっても系統の安全確保のため主要機器は冷却等最低限の状態で運転が維持されている。そのためドレン等の廃液は放射性液体廃棄物処理系に移送され、濃縮・減容後プラスチック固化が行なわれる。本処理設備には廃液の蒸発・濃縮を行なう廃液蒸発濃縮器、濃縮器を加熱する廃液加熱器および蒸発・濃縮処理後の蒸気を冷却した凝縮液の脱気を行なう脱気器が設置されている。本報告書は廃液加熱器と脱気器の両機器で熱源として使用している補助ボイラ蒸気ドレン(凝縮水)の水質のうち、導電率の変動現象について、原因調査とその対策について取りまとめたものである。調査の結果、導電率の変動は補助ボイラ給水に脱酸素剤として注入されているヒドラジンの熱分解により発生したアンモニカが原因となっていることが判明した。このため、補助ボイラ給水へのヒドラジン注入方法を見直し、適正なヒドラジン濃度管理を維持することにより本事象が改善され、同時に補助ボイラ給水中のヒドラジン濃度の安定化も図られ、水質管理の向上に寄与することが確認できた。

報告書

Development of Chemical Decontamination Technology for the Fugen

大久保 成史郎; 太田 猛男*; 前川 嘉治*; 他2名*

PNC-TN3410 88-010, 7 Pages, 1988/04

PNC-TN3410-88-010.pdf:0.32MB

None

論文

「もんじゅ」液体廃棄物処理設備の水質改善

前川 嘉治; 酒井 章司*

サイクル機構技報, , 

高速増殖原型炉もんじゅでは、ナトリウム漏洩事故時に発生した堆積物およびエアロゾルを放射性液体廃棄物処理系にて処理したが、このとき濃縮器内の廃液が強アルカリ性となる現象が発生した。このため原因を調査すると共に、再発圧を防止するため処理工程に係わる水質管理値の見直し、前処理法の改善を実施した。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」での放射性腐食生成物の移行沈着挙動の評価

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

no journal, , 

高速増殖炉の放射性腐食生成物移行評価コードPersonnel Program System for Corrosion Hazard Evaluation code(PSYCHE)を用いた「もんじゅ」本格運転開始後から約30年間の1次冷却系でのMn-54, Co-60等のCP沈着密度分布の予測解析を行った。また、配管の腐食速度式として下流効果項を含むPNC式、及び含まないT-T式をそれぞれ用い、下流効果の考慮の有無がCP移行沈着挙動に与える影響について評価した。検討結果は、Mn核種と比較してCo核種が下流効果を受けやすいことを意味するものであり、Co核種においては下流効果を無視できないことが示唆された。

口頭

電子式ポケット線量計のためのベータ線及び中性子線実用校正装置の検証試験

木村 大介; 曳沼 裕一; 田邊 正規; 牧野 達也; 前川 嘉治; 速田 憲一*; 汐谷 純哉*; 野原 尚史; 星 勝也; 辻村 憲雄; et al.

no journal, , 

現在、高速増殖原型炉もんじゅで使用している電子式ポケット線量計(ベータ線及び中性子線用)は外部機関で校正されているが、自社校正により工程管理の自由度を高めるため、実用校正装置を開発した。ベータ線用校正装置は、大きさ100$$times$$72$$times$$110mmのアクリル製で、線量計固定部、線源固定部及びシャッターからなり、1台ずつ校正する。中性子線用校正装置は、直径400mm$$times$$400mmのポリエチレン製円筒で、中心に線源固定用の孔、同心円状に線量計固定用の孔が6か所配置されている。速中性子線, 熱中性子線を同時に校正でき、1度に6台が照射可能である。本研究では、製作した校正装置について各種評価試験を実施し、装置の性能を検証した。

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