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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
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。
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
The achievement of in-vessel retention (IVR) of accident consequences in an unprotected loss of flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, is an effective and rational approach to enhancing the safety characteristics of the sodium-cooled fast reactor. The objective of the present study is to show that the decay heat generated from the relocated fuels would be stably removed in post-accident-material-relocation/post-accident-heat-removal (PAMR/PAHR) phase, where the relocated fuels mean fuel discharged from the core into low-pressure plenum through control-rod guide tubes, and fuel remnant in the disrupted core region (non-discharged fuel). As a result of the assessment, it can be concluded that the stable cooling of the relocated fuels was confirmed and the prospect of IVR was obtained.
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。
和田 雄作
平成21年度日本金属学会関東支部講習会「破壊の原因を破面観察から探る」テキスト, p.6_1 - 6_6, 2009/09
高速増殖炉原型炉「もんじゅ」において、1995年12月、電気出力40%で性能試験を実施中に、2次主冷却系のナトリウムが漏えいする事故が発生した。この事故により約640kgのナトリウムが漏えいした。本講演では、事故の概要を紹介したうえで、漏えい部である配管内に挿入された温度計さや管の破損について、その原因究明の全体の流れを、破面解析が重要な位置を占めたことを実例として示しながら解説する。破損原因の究明は、破損した温度計さや管の材質検査と破面解析から進め、かなり高い周波数域での高サイクル疲労特有の組織・結晶依存型破面やき裂の停留らしき痕跡を確認するところが基本となる。一方、主冷却系配管内でのさや管の流力振動に対するコンピュータ解析も並行して進め、水流動試験の裏付けを得て、さや管に抗力方向への自励的な高い周波数の振動(インライン振動)が起こることを確認する。続いて、100%流量での流力振動によるさや管付け根段付き部の応力集中部における疲労き裂発生の評価,疲労き裂進展に対する数値解析と破面解析の照合による組織・結晶依存型破面やき裂停留の解明,き裂停留後の進展開始の駆動力や40%流量でのき裂進展の機構などの解析により、流力振動によるさや管の高サイクル疲労破損の過程を整理して示した。
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。
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; 広井 博
JNC TN2400 2003-003, 225 Pages, 2004/02
JNC-TN2400-2003-003.pdf:40.45MB
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プ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。
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。
斎藤 直*; 鶴田 俊*; 和田 雄作
JNC TY9200 2004-002, 61 Pages, 2003/03
JNC-TY9200-2004-002.pdf:2.95MB
高速炉における冷却材ナトリウム漏えい時の燃焼挙動に係わる研究に関して、これまでの工学的取り組みに加えて、現象論的にその挙動を解明していくことが重要である。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い、ナトリウム燃焼挙動に関する理解をより深めることを目的に、平成10年度から共同研究を実施している。本報告書は、平成1314年度の情報交換会議等の結果を取り纏めたものである。
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。
和田 雄作
カザフスタン原子力センター創立10周年記念国際会議, 0 Pages, 2002/00
カザフスタン原子力センタ-創立10周年記念の国際会議において、要素技術開発部の活動概況を、大洗FBRサイクルシンポジウムの資料をべ-スに整理した。研究開発を展開する上での技術基盤と安全性、伝熱流動、構造・材料、機器・計測などの研究開発展開をトピックスを交えて簡潔にまとめた。
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。
小井 衛; 和田 雄作
大洗FBRサイクルシンポジウム, 0 Pages, 2001/00
これまでの研究開発の中で、FBRサイクル技術を支える主要な専門分野に関して、試験技術を高め、解析コ-ドを開発してきた。これからは、こうした技術基盤を活用しつつ、試験研究の重点化・絞込みと、最新の数値解析技術による現象の詳細把握や最適化手法の開発を進め、的確な技術裏付けに基づく斬新な要素概念の創出を目指す。
岩田 耕司; 森下 正樹; 山口 彰; 和田 雄作
JNC TN9400 2000-088, 67 Pages, 2000/09
JNC-TN9400-2000-088.pdf:1.96MB
1995年に発生した高速増殖原型炉「もんじゅ」の2次主冷却系配管からのナトリウム漏えい事故は温度計の流力振動による破損が原因であった。核燃料サイクル開発機構(旧,動力炉・核燃料開発事業団)では,この種の破損を防止するため,「温度計の流力振動防止のための設計方針(案)」(1997年3月発行。以下「温度計設計方針」という)を策定した。本解説書は,「温度計設計方針」における流力振動防止の考え方,防止規定の内容,評価方法及びそれらの根拠等について詳細に解説したものである。本解説書の内容は,基本的に「温度計設計方針」策定時点で利用可能な流力振動の試験データや技術的知見,検討結果に基づいて作成されているが,その後に得られた最新の研究成果等も取り入れ内容の充実を図っている。
浜田 広次; 田辺 裕美; 和田 雄作
サイクル機構技報, (4), p.37 - 48, 1999/09
FBR蒸気発生器伝熱管の破損伝播現象を詳細に評価するために,高温ラプチャを想定したナトリウム-水反応評価条件の整理,高温材料試験データの蓄積,構造評価手法や水ブロー評価手法の整備を行い,これら評価手法を用いて,「もんじゅ」蒸気発生器への適用解析を行った。その結果,実機で想定される各種運転条件から水ブロー終了までの期間において,高温ラプチャは発生しないことを確認できた。また,安全裕度を拡大する方策として,ブロー弁増設による水ブローの高速化が有効であることを定量的に示した。
和田 雄作
日本原子力学会誌, 41(4), p.382 - 383, 1999/00
日本原子力学会誌40周年記念号の分担執筆であり、「3.核燃料・炉材料」の中の「3-6 構造材料」で、標記「高速炉新型炉用材料」について、ここ10年の研究開発動向を中心に解説するものである。対象を高速炉に絞り、もんじゅ開発後の実証炉へ向けた構造材料開発の流れを、蒸気発生器用の改良316FR鋼に関する一連の材料試験結果と標準化を概説しながら簡潔にまとめたものである。
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。
小峯 龍司; 和田 雄作
PNC TN9410 98-086, 135 Pages, 1998/08
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。
浜田 広次; 田辺 裕美*; 和田 雄作*; 宮川 明*; 広井 博*
PNC TN9410 98-029, 122 Pages, 1998/05
高速炉蒸気発生器伝熱管の高温ラプチャに対する健全性評価のため、動燃では次の研究を進めてきた。1)超高温材料データの取得と構造健全性評価法の整備2と1/4Cr-1Mo鋼の高温(7001200
)クリープ試験データを取得し、高温、短時間破裂である高温ラプチャ特性を踏まえて時間依存のクリープ破断評価法に基づく材料基準値を策定した。また伝熱管破損模擬試験(TRUST-2)により本評価法を検証した。2)ブローダウン時の減圧特性を含む伝熱管内流動解析手法の整備本ブローダウン解析に使用するBLOOPHと汎用コードであるRELAP-5とで実機ブローダウン解析結果の比較を行い、両者が良好な一致を示すことを確認した。また、ナトリウム-水反応時の入熱を考慮した管内蒸気流モデルを開発した。3)ナトリウム-水反応試験データに基づく定量的な検証過去のナトリウム-水反応試験データから保守的に求めた反応域温度と管外熱伝達率を用いてSWAT-3試験及び米国LLTR試験の解析を行い、クリープ破断モードよりも延性破断モードが早期に現われること、破断時間は実際の試験結果よりもかなり短時間の保守的な結果となることを示した。これらの結果を踏まえて、PFR大リーク事故及び高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管破損の再評価を行った。主な結果は、以下のとおり。1.1987年の英国PFRの事故が多数の伝熱管破損に至った最大の原因は、事故当時過熱器に高速減圧系が設置されていなかったためであることが、上記評価法を適用して定量的に示された。2.以上の検証解析結果を踏まえて選定した保守的なパラメータを用いて、「もんじゅ」条件での100%、40%、10%の各定常運転から水ブローまでの解析を行い、いずれの場合も高温ラプチャが発生する条件に至らないことを確認した。3.管束部中下部ではブロー途中に伝熱管内部流量が低下するため、安全裕度が相対的に小さくなるが、蒸気ブロー弁の増設による水ブローの高速化が裕度拡大方策として有効であることを示した。
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
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。
森下 正樹; 青砥 紀身; 横田 淑生; 和田 雄作; 一宮 正和
動燃技報, (101), p.47 - 60, 1997/03
「もんじゅ」のナトリウム漏洩事故の直接的原因は、温度計さや管の抗力方向の流力振動による高サイクル疲労破壊であったことが明らかにされており、動燃技報No.99において報告されている。本報では、まず、「なぜ当該温度計のみが破損したか」という点に関する詳細な調査結果に基づいて、熱電対の挿入状態(曲がり)によって温度計の減衰特性が変化して流力振動応答が他の温度計よりも大きかったため、と推定している。次に、疲労き裂の発生と進展に関して、疲労曲線、ひずみ集中係数、微小き裂進展、き裂貫通時期など、破損過程の推定をより一層確かなものにするための検討結果について述べている。
