高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

日本機械学会論文集(インターネット), 83(848), p.16-00393_1 - 16-00393_10, 2017/04

https://doi.org/10.1299/transjsme.16-00393

高速炉の代表的な炉停止失敗事象である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の熱的影響を評価するためには、事故が核的に終息した後の再配置/冷却過程において、損傷炉心物質が炉容器内のどこに再配置し、それぞれの場所で長期にわたって安定冷却できるかを示す必要がある。本報では、IVR(In-Vessel Retention)成立性に関する見通しを得るために実施した低圧プレナム移行燃料及び炉心残留燃料の安定冷却性評価について報告する。

高速炉の炉停止失敗事象における炉容器内終息(IVR)に関する検討,2; ULOF再配置/冷却過程における評価

曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春

第21回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), 3 Pages, 2016/06

高速炉の代表的な炉停止失敗事象(ATWS)である冷却材流量喪失時炉停止失敗事象(ULOF: Unprotected Loss of Flow)の再配置/冷却過程における事象推移を評価・検討し、IVR成立の見通しを得た。

照射後試験廃棄物等処理処分技術検討会 報告書

和田 雄作; 大久保 利行; 宮崎 仁; 細田 博; 堂野前 寧

JNC-TN9410 2005-007, 94 Pages, 2005/03

JNC-TN9410-2005-007.pdf:6.07MB

核燃料サイクル開発機構大洗工学センターではFBRサイクルの確立を目指し、高速炉燃料・材料開発としての照射後試験を進めており、これに伴いTRU核種に汚染された高線量の廃棄物が多く発生し、日本原子力研究所大洗研究所の廃棄物管理施設において保管している。しかし、その施設の貯蔵裕度が逼迫しており、今後の照射後試験を支障なく実施していくためには減容処理施設を用意する必要がある。このため、いくつかの対策案の中から、将来の処分を目指した減容・安定化が可能な廃棄物処理施設の建設が有効との結論を得て計画を進めている。一方、本計画における処理対象廃棄物は、TRU核種で汚染された廃棄物でRI・研究所等廃棄物に区分されるものであり、現伏、処分に向けた技術要件(基準)等は国レベルで整備されていない。そのため、施設設計を進める上では、処分に関する国の技術要件等が将来整備されても、リコンディショニング(手戻り)を行わずそのまま処分できる固化体を作製できることが重要である。このことから、国内外の処理処分に関する技術要件等の調査を実施し、機構内レビューを行いながら極力、手戻りが無いように固化体製作上の管理項目などを設定して施設設計を進めてきた。そこで、設計内容や廃棄体要件設定の考え方等に関して、社内・外の処分に係る有識者、専門家の評価と意見を伺う目的で、大洗工学センター所長の委嘱により「照射後試験等廃棄物処理処分検討秀員会」を平成15年12月平成17年3月の期間で設置した。委員会は、大洗工学センターから処理対象廃棄物性状、プロセス選定、処分対応、品質管理方法などの考え方を説明し、それに対して各委員から意見等を頂く手法で実施した。その結果、廃棄体基準、品質管理、核種分析、処分性能評価等に関して各委員から数々の意見、提言などを頂いた。これらの意見、提言に関しては、今後の施設設計や処理処分計画の立案に反映すべき内容を整理し、それら対する対応方針(案)をまとめた。今後はこれらのフォローを行う必要かおるが、一方では貯蔵施設の裕度も漸減し、上流側での高速炉開発に対して支障を来たす逼迫した状況にある。したがって、今後時間の許される範囲内で処分の全体システムを考慮した処理のあり方について検討を重ね、その結果に可能なかぎり柔軟に対応できるような形で本計画を可及的速やかに進めることが重要と考える。

溶接構造用圧延鋼材SM400Bに生じる熱ひずみに対する健全性評価方法について

三澤 直人; 和田 雄作; 加藤 章一*

JNC-TN2400 2003-001, 38 Pages, 2004/01

JNC-TN2400-2003-001.pdf:1.08MB

溶接構造用圧延鋼材SM400Bを温度変動環境下で使用する場合、本材料に発生する熱ひずみに対する健全性評価方法は、降温過程においては延性消耗則、昇温過程においては従来のひずみ目安値そのものを適用する方法が妥当であり合理的であることが機械試験を通じて確認できた。

蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャ型破損評価手法の整備と適用(3)

三宅 収; 浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作; 宮川 明; 岡部 綾夫; 中井 良大

JNC-TN9400 2001-130, 235 Pages, 2002/03

JNC-TN9400-2001-130.pdf:7.05MB

高速増殖炉の蒸気発生器における伝熱管破損事故(ナトリウム-水反応事故)の評価に関連して、事故発生時の高温ラブチャ型破損による隣接伝熱管への破損伝播の有無に係る評価手法を整備した。また、この評価手法を用いて「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管の健全性を評価した結果について整理した。主な内容は以下の通りである。 (1)伝熱管材料強度については、時間依存のクリープ破断強さを強度評価の基本とすることとし、2・1/4Cr-Mo鋼の摂氏700度摂氏1200度のクリープ試験データを取得し、それに基づく評価基準値を策定した。また、この評価基準値が誘導加熱による伝熱管破損模擬試験結果とも整合することを確認した。(2)ナトリウム-水反応による反応域と管外熱伝達率を求め、反応域モデルとしてコサイン温度分布を設定した。(3)伝熱管内の冷却条件(水・蒸気の伝熱相関)については、ヘリカルコイル型蒸気発生器の伝熱相関式に加え、限界熱流束(CHF)相関式並びにPosr-CHF伝熱相関式を組合せて設定した。(4)整備した評価手法を用いて、SWAT-3試験及び米国LLTR試験条件の解析を行い、本評価手法に十分な保守性があることを確認した。また、1987年の英国PFR事故で高温ラブチャ型破損が生じた原因と事故後に行われた改造の有効性について、上記評価手法を適用して定量的に示した。 (5)この評価手法を採用した「もんじゅ」蒸気発生器に関する解析では、カバーガス圧力計信号によって伝熱管破損を検出した場合、カバーガス圧力計検出の機能強化と水ブローの性能強化を図った設備改造後の「もんじゅ」において給水流量を定格、40%給水、10%給水運転条件のいずれのケースとした場合でも隣接する伝熱管に高温ラプチャ型の破損伝播が発生しないことを確認した。

ナトリウム燃焼挙動に関する研究(II)-消防研究所/サイクル機構共同研究-

斎藤 直*; 和田 雄作

JNC-TY9200 2001-003, 108 Pages, 2001/03

JNC-TY9200-2001-003.pdf:5.86MB

高速炉における冷却材ナトリウム漏えい時の燃焼挙動をより現象論的に解明していくため、消防庁消防研究所と核燃料サイクル開発機構は各々で実施しているナトリウム燃焼挙動に係わる基礎実験ならびに解析についての情報交換を定期的に行う共同研究を平成10年度に引き続いて実施し、ナトリウム燃焼挙動に関する理解を深めるとともに共通認識を得た。本報告書は、これらに係わる共同研究の成果を取り纏めたものである。

事故に関する技術報告 III,2(2)(b)き裂の進展「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故に関する技術報告

和田 雄作

日本原子力学会誌, 39(9), p.717 - 719, 1999/00

原子力学会誌9月号特集「もんじゅ事故に関する技術報告」のIII章2節(2)(b)き裂の進展を分担執筆するものである。「もんじゅ」2次主冷却系温度系の流力反動による高サイクル疲労破損に関する一連の原因究明のための解析および試験の成果を、解説記事としてまとめたもので、温度計さや管釈付き部付け根におけるき裂発生の後の微小き裂進展と停留、続いて巨視的き裂進展と停留を、破面調査結果と対立させて解析結果を整理した。最初の停留については、破面調査でのaラインが生じる機構を、続く停留ではcラインが生じる機構を明らかにした。また、水中疲労試験の結果を示し、cラインの生じる機構の裏付けを示した。cライン以降の機構については、簡単に説明を加えた。

急速加熱による円筒の内圧破断に関する構造健全性評価手法の研究

小峯 龍司; 和田 雄作

PNC-TN9410 98-086, 135 Pages, 1998/08

PNC-TN9410-98-086.pdf:8.3MB

蒸気発生器伝熱管破損に起因する隣接伝熱管への破損伝播メカニズムとして、ナトリウム-水反応により急速に伝熱管壁が加熱され破断に至るいわゆる高温ラプチャ現象が考えられる。本研究では、この現象を急速加熱による円筒の内圧破断としての構造強度問題に置き換え、その健全性評価方法を実験と解析に基づき検討した。得られた成果は以下の通り。(1)応力算定法については、内圧破断評価に対して従来の経験式が適用できることが、実験だけでなく詳細FEM弾塑性大変形解析の結果からも示された。(2)高温ラプチャ対象温度領域では非常に短時間の現象であってもクリープ効果が影響し、JIS高温引張試験に従ったひずみ速度では遅過ぎて、時間依存効果を正確には評価できないことが明らかとなった。(3)もんじゅ蒸発器を対象に、2と1/4Cr-1Mo鋼に関して、数分以内の非常に短時間のクリープ破断試験とJIS引張試験よりも2桁近くひずみ速度が速い10%/secの高速引張試験を実施し、構造健全性評価に適用できる強度基準値を定めた。(4)別途実施した伝熱管の一連の内圧破断試験(TRUST-2ガス圧試験)結果を引用することで、上記の応力算定法と強度基準値による構造健全性評価手法の妥当性が示された。(5)もんじゅ過熱器の評価に必要なSUS321の強度基準値を、2と1/4Cr-1Mo鋼に適用した方法に準じて定めた。

温度計の流力振動防止のための設計方針(案)

岩田 耕司; 井上 達也*; 古谷 章*; 和田 雄作*; 鵜川*; 峰*; 金谷*

PNC-TN9410 97-042, 8 Pages, 1997/03

PNC-TN9410-97-042.pdf:0.29MB

平成7年12月に高速増殖原型炉「もんじゅ」において発生した2次主冷却系配管からのナトリウム漏洩事故は、温度計さやの流力振動による破損が直接の原因であった。今後、「もんじゅ」において同種の破損の発生を防止するため「温度計の流力振動防止のための設計方針(案)」を作成した。本設計方針(案)は、高速炉の配管に設置された熱電対温度計さやを対象として、供用中の流力振動に対する構造健全性の評価方法ならびに判定条件を規定しており、現行の「もんじゅ」技術基準類の規定を補足するものとして位置づけられる。本設計方針(案)は、「もんじゅ」既存設備の健全性の確認ならびに今後必要に応じて実施される改良設計に適用することを念頭に置いた動力炉・核燃料開発事業団としての案である。なお、本設計方針(案)の検討作業は、平成8年5月11月の間、動力炉・核燃料開発事業団内に設けられた温度計設計方針検討会において行われたものである。

「もんじゅ」ナトリウム漏えい事故の原因究明対策班作業関連資料流体力による温度計の振動について(詳細版)

岡林 邦夫; 岩田 耕司; 和田 雄作; 森下 正樹; 山口 彰; 一宮 正和; 家田 芳明

PNC-TN9420 96-052, 162 Pages, 1996/07

PNC-TN9420-96-052.pdf:7.04MB

「もんじゅ」二次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,流体力による温度計の振動について検討した。本報は,その中間報告をまとめた報告書である。1)温度計ウエルはNa流速約37m/秒の範囲で対称渦放出を伴う抗力方向振動を起こす可能性があった,2)この振動は健全なウエルで定格約60%以上の流量状態において発生する,3)初期の100%流量運転期間中に抗力方向振動を起こし,周方向に有意な疲労亀裂が生じたと推定される,4)深さ1mmの有意な亀裂を仮定し,後続の進展履歴における最終破断に至る過程を推定した,などを記述した。