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論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation, 1; Overview and method development

竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09

本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。

報告書

ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験 実験データ集

下山 一仁; 宇佐美 正行; 三宅 収; 西村 正弘; 宮原 信哉; 田辺 裕美

PNC-TN9450 97-007, 81 Pages, 1997/03

PNC-TN9450-97-007.pdf:1.72MB

「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、第1回目を平成8年2月15日に、第2回目を平成8年3月28日に、大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)を用い、温度計を模擬してナトリウム漏えい速度、漏えい形態の確認実験を行った。なお本実験データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明; ナトリウムによる漏えい速度、漏えい形態の確認実験

下山 一仁; 西村 正弘; 宇佐美 正行; 宮原 信哉; 三宅 収; 田辺 裕美

PNC-TN9410 97-085, 163 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-97-085.pdf:6.17MB

「もんじゅ」2次主冷却系でのナトリウム漏えい事故の原因究明の一環として、動燃大洗工学センターのナトリウム漏洩火災基礎試験装置SOFT-1を用いた燃焼実験を2回実施した。本実験の目的は、破損した温度計からのナトリウムの漏えい速度と漏えい形態の確認、温度計周辺の配管保温構造とフレキシブルチューブへの影響の確認、及び温度計の温度履歴の「もんじゅ」との比較である。漏えい速度は、実験に用いた模擬温度検出器の流路が確保された条件で56($$pm$$2)g/secが得られた。この漏えい速度を「もんじゅ」事故当該部に補正し53g/secの値を得た。ただし、熱電対ウェル先端アニュラス部の流路断面積は公称寸法を、また漏えいナトリウムの加圧圧力は漏えい期間中の最高圧力値1.65kg/cm$$^{2}$$Gとした。漏えい形態について、特に初期の挙動は温度検出器コネクタとフレキシブルチューブの接続状態が漏えいナトリウムの落下の様子に影響を与える。第1回実験では、「もんじゅ」事故後に現場で確認された状況に合わせて、チューブを始めから外して実験を開始したのに対し、第2回実験では接続した状態で実験を開始した。第2回実験では、漏えい開始から17秒後にチューブをコネクタのエルボ部に固定するふくろナットによる接続が外れて、第1回実験の初期状態と同じになった。接続が外れるまでの漏えい形態は、エルボ部継ぎ目からの液滴の飛散やチューブの被覆を貫いて流線状の流れが特徴的であったのに対し、接続が外れてからの漏えい形態は、チューブの内外を伝って最下端部から連続的に滴下する流れが主流であり、時折散発的にエルボ部付近からの飛散が見られた。配管保温構造(外装板等)への影響については、第1回実験においてコネクタのエルボ部に近い部分の外装板に腐食による穴が開いたが、第2回では特に穴等の損傷は見られず、その差はナトリウム漏えい時間の違いによると考えられる。温度検出器の熱電対信号は、「もんじゅ」の当該温度と極めて良く似た挙動が得られ、ナトリウムの流出と熱電対信号履歴の関係を十分説明できることが確認できた。

報告書

高クロム系SG伝熱管材の破損伝播特性

下山 一仁; 浜田 広次; 田辺 裕美; 宇佐美 正行

PNC-TN9410 93-212, 141 Pages, 1993/09

PNC-TN9410-93-212.pdf:5.99MB

高速増殖炉の実証炉において、蒸気発生器(SG)を原型炉の分離型から一体貫流型に合理化することに伴い、新しい伝熱管材であるMod.9Cr-1Mo鋼の破損伝播特性を把握するため、大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、中リーク領域(10g/s$$sim$$数100g/s)でのナトリウム-水反応試験を実施した。試験によって以下に示すことが明らかになった。(1)Mod.9Cr-1Mo鋼の中リーク領域での耐ウェステージ性は、2・1/4Cr-1Mo鋼とオーステナイト系ステンレス鋼SUS321の中間に位置しており、ウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼の約1/2倍である。また、2・1/4Cr-1Mo鋼のウェステージ率とL/D(L:ノズル・ターゲット間距離,D:注水ノズル孔径)の関係式を基準にして、Mod.9Cr-1Mo鋼の比例定数を求めることによって実験整理式を得た。(2)ターゲット伝熱管のウェステージ形状はトロイダル型が多く、2次破損孔径の最大値は同条件の2・1/4Cr-1Mo鋼に比べて1/2倍以下である。同じように、Mod.9Cr-1Mo鋼の注水ノズル孔径と2次破損孔径の関係式の定数を得た。これらの実験整理式とその定数を破損伝番解析コードLEAPに反映することにより、同コードをMod.9Cr-1Mo鋼製一体貫流型SGのナトリウム-水反応事象評価に適用できるよう整備を図る。

報告書

高クロム系SG伝熱管財溶接部のウェステージ特性 微小リーク,小リーク,ウェステージ試験

下山 一仁; 小林 十思美; 宇佐美 正行; 田辺 裕美; 吉田 英一; 萩 茂樹*

PNC-TN9410 91-288, 72 Pages, 1991/07

PNC-TN9410-91-288.pdf:2.3MB

高速増殖炉の設計を合理化する手段として、蒸気発生器を一体貫流型にする案が検討されている。それを採用するためには、耐応力腐食割れ性とい高温強度の両方の特性を満足する伝熱管材が必要で、現在高クロム系鋼が候補材として挙がっている。これまでその代表3鋼種(Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼、9Cr-1Mo-Nb-V鋼)の伝熱管母材部について、ナトリウム-水反応時の耐ウェステージ試験を実施し、上記の特性を十分満足することを既報で確認した。しかし、蒸気発生器としての総合的な評価を行うためには、母材部のみでなく伝熱管の中で初期次陥発生の可能性が最も高い溶接部についての耐ウェステージ性を把握しておく必要がある。そこで上記3鋼種を代表としてMod.9Cr-1Mo鋼を選定し、その溶接部に関する微小リーク領域と小リーク領域のナトリウム-水反応時のウェステージ試験を実施した。試験によって、以下に示すことが明らかになった。1)微小リーク領域において、伝熱管溶接部自身の耐ウェステージ性は、溶接部の初期リーク孔位置(溶接金属部、ボンド部、溶接熱影響部)に依存せず、母材部との間に有意な差はない。2)小リーク領域において、ターゲットとなる伝熱管溶接部の耐ウェステージ性は、母材部との間に有意な差はない。これらの結果から、一体貫流型蒸気発生器で9Cr系鋼の伝熱管材を採用する場合の微小$$sim$$小リーク・ナトリウム-水反応事象の評価には、9Cr系鋼母材部の試験で導いた実験式を溶接部も含めた全伝熱管部に適用できることが確認できた。

報告書

2重伝熱管における片側壁破損 水リーク時の健全性確認試験

浜田 広次*; 宇佐美 正行*; 姫野 嘉昭*; 田辺 裕美*

PNC-TN9410 89-146, 85 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-146.pdf:2.61MB

(目的)2重伝熱管に内管リークが発生した場合の,蒸気による外管損耗の可能性を評価することを主な目的にして,試験を実施した。(試験)加工上の制限から予め外管に人口の欠陥孔を設けた2重管の供試体を制作し,それに実機設計例相当の高温・高圧蒸気を注入する蒸気試験と,比較用データ取得のため窒素ガスを高温で通気するガス試験を行った。注入・通気時間はプラントでのリーク検出時間の当面の目標値である数時間よりも長く,保守的な結果となるように24時間とした。各試験の前後には,Heガスを用いた欠陥孔を含む流路の流動抵抗の測定から欠陥孔の等価断面積(直径)の変化量を調べた。試験後は,伝熱管壁の蒸気損耗の有無を明らかにするため,供試体の金相検査を実施した。(結果)試験後は欠陥孔の等価直径が小さくなり,閉塞に至るケースも一部見られ,蒸気損耗に起因する欠陥孔の拡大は生じていない。金相検査からは,欠陥孔近傍表面に付着物やその状況・状態の軽微な変化が一部の供試体の内外管界面部に見られたが,蒸気の衝突による有為な形状変化や組織・材質的な変化は認められない。(結論)実機設計例条件下での24時間の蒸気噴出では伝熱管壁に損耗が生じないことより,2重管に内管リークが発生してから24時間以内に噴出蒸気による損耗で外管が貫通破損する可能性は無い。

報告書

蒸気発生器の設計基準リーク低減のための試験研究; 伝熱管保護スリーブの破損伝播抑制効果確認試験

宇佐美 正行*; 田辺 裕美*; 姫野 嘉昭*; 黒羽 光男

PNC-TN9410 89-123, 54 Pages, 1989/08

PNC-TN9410-89-123.pdf:1.65MB

伝熱管溶接部からの水リークによる破損伝播を制御するために、伝熱管保護スリーブを考案・試作し、その効果を試験で確認した。試作した伝熱管保護スリーブは、(1)ターンバックル、(2)スペーサー、(3)防護用バンド状板から成り、材質はすべてSUS304である。伝熱管へは、幅30mmの防護用バンド状板を巻き付けて装着するが、ターンバックルおよびスペーサーを用いることで、短時間で容易に取付けられ、かつ溶接施工を必要としない構造となっている。試験は、模擬欠陥孔を設けた伝熱管(Mod.9Cr-1Mo鋼)に伝熱管保護スリーブを装着し、これに132kg/cm2gの蒸気を供給しておこなった。試験時のナトリウム温度は505$$^{circ}C$$である。試験の結果から、伝熱管保護スリーブは、次のように破損伝播に対して効果的な抑制機能を有することが確認された。1.水リークが発生すると、伝熱管保護スリーブの両端部近傍ではナトリウム-水反応が生じ、このためにリーク伝熱管自体に2次的な損耗が起こるが、隣接伝熱管は、これによる貫通破損が起こるまでの間ウェステージされない。2.水リーク率が10g/sのとき、隣接伝熱管が破損するまでの時間は、伝熱管保護スリーブを装着しない場合の約6倍に遅延され、破損伝播が起こる前に水素計による水リーク検出(検出時間120秒以上)が十分可能となる。伝熱管保護スリーブは、本試験によって、破損伝播を抑制するための有効な手段となることが実証された。しかし、その実用化には、耐久性や装着性などまだいくつかの課題がある。

報告書

高クロム系SG伝熱管材のウェステージ特性 : 小リーク・ウェステージ試験

宇佐美 正行*; 田辺 裕美*; 姫野 嘉昭*

PNC-TN9410 88-129, 116 Pages, 1988/10

PNC-TN9410-88-129.pdf:10.05MB

大型炉では、経済性向上の観点から一体貫流型蒸気発生器が有力視されており、その伝熱管材として高クロム系鋼(9クロム系鋼)が候補に挙がっている。しかし、これら高クロム系鋼については、これまでFBR特有のウェステージ(ナトリウム-水反応による伝熱管の損耗)挙動に関するデータが不十分で、蒸気発生器の伝熱管として選定を行なうためにはこれらのデータベース構築が不可欠となっている。そのため、鋼クロム系鋼で代表的なMod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼および9Cr-1Mo-Nb-V鋼を対象に、動燃の小リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-2)を用いて小リーク領域でのウェステージ試験を実施した。試験パラメータは、1)水リーク率、2)ノズルとターゲット間の距離、3)ナトリウム温度である。試験の主な結果は以下のとおり。1. 高クロム系3鋼種間の耐ウェステージ性には有意な差がない。2. 鋼クロム系鋼は、2・1/4Cr-1Mo鋼の約2倍の耐ウェステージ性を有している。3. 水リーク率0.5g/sec以下では、耐ウェステージ性がオーステナイト系ステンレス鋼並になる。4. これらの結果を基に、Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼および9Cr-1Mo-Nb-V鋼に対して、一つのウェステージ率実験式を導いた。

報告書

ナトリウム火災防護設備基礎試験(IV); 水による二次系主配管ナトリウム漏洩模擬試験

姫野 嘉昭*; 宇佐美 正行*; 木下 哲宏*

PNC-TN9410 86-088, 37 Pages, 1986/08

PNC-TN9410-86-088.pdf:3.3MB

「もんじゅ」安全設計で想定されている二次系主配管に1/4・Dt(但し、Dは配管内径、tは配管肉厚)の破損孔が生じた場合について、水による漏洩模擬試験を行った。試験では、保温構造体付きのフルモックアップ配管試験体(直管、エルボ、T字管)も用い、これらで保温構造体の内の(1)内装板のみを取りつけた場合、(2)内装板と外装板の両方を取りつけた場合、のそれぞれについて、a漏洩形態の目視観察、b液滴噴流の全漏洩流量に対する割合の測定、c噴流中の液滴径の測定、およびd漏洩孔と保温構造体の流動圧力損失係数の測定、などを行った。測定結果および結果の検討から次の成果を得た。(1)内装板のみを取りつけた場合、漏洩流量の50%以上が外装板の周方向と軸方向の継目から液滴噴流となって四散し、その液滴径は、個数平均径で数㎜であった。(2)内装板と外装板を配管に取り付けた場合 液滴噴流の発生は完全に抑制できた。別途実施したNa漏洩試験から、事故時の保温構造の健全性は確保されることを明らかにしている。このため、実際の漏洩事故でもNaのスプレーの生成を完全に防止できる見通しを得たことになる。(3)1/4・Dt相当の漏洩孔を含めた保温構造体の圧力損失係数圧力損失係数の実測値は2.3$$sim$$2.8であった。「もんじゅ」安全解析に使用されているこの値が1.0であることから、安全解析で想定されている流量には約50%の安全裕度であることを明らかにした。また圧力損失測定から、保温構造体の圧力損失の殆どは内装板で生じ、外装板に加わる噴出流の動圧は非常に小さいことも明らかにした。

報告書

原型炉用過熱器伝熱管材SUS321のウェステ-ジ試験

宇佐美 正行*; 田辺 裕美*; 黒羽 光男

PNC-TN9410 86-023, 112 Pages, 1986/03

PNC-TN9410-86-023.pdf:6.08MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」の蒸気発生器において万一水リークが発生した場合の事故評価を行う上で、ナトリウム-水反応による伝熱管の損耗(ウェステージ)挙動を把握することは重要である。このため、過熱器材であるSUS321鋼を対象として、動燃大洗工学センター内の小リーク・ナトリウム・水反応試験装置(SWAT-2)及び大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、それぞれ小リーク及び中リーク領域でのウェステージ試験を実施した。試験パラメータは水リーク率、ノズル-ターゲット間距離、ナトリウム温度である。主な結果は以下のとおり。 1. 小リーク領域(水リーク率:0.1$$sim$$10g/sec)でのSUS321鋼のウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼及びSUS304鋼と同様L/D(L:ノズル・ターゲット間距離、D:ノズル孔径)に依存し、L/D=20$$sim$$35にピークを有する。このSUS321の最大のウェステージ率は同じオーステナイト系ステンレス鋼であるSUS304の最大値の約1/2で、SUS321の方が耐ウェステージ性に優れている。2. 中リーク領域(水リーク率29及び145g/sec)のSUS321鋼のウェステージ率はL/Dに依存し、L/D=20$$sim$$50にピークを有する。これは2・1/4Cr-1Mo鋼の最大ウェステージ率に比べ約1/4で、耐ウェステージ性に優れている。 3. これらの結果を基に小リーク及び中リーク領域のそれぞれに適用できるウェステージ率評価実験式を導き出した。

報告書

コ-ルドトラップによるナトリウム-水反応生成物除去試験 : SWAT-3RECT-II試験

田辺 裕美*; 渡辺 智夫*; 宇佐美 正行*

PNC-TN941 85-127, 92 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-127.pdf:3.25MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」及びそれに続く大型炉の蒸気発生器でのナトリウム-水反応事故後の運転法の確立のため,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いた反応生成物除去試験運転(RECT―2)を実施した。これはRunl8注水試験で発生し,ナトリウム系内に残留した反応生成物を,コールドトラップを循環する高温ナトリウムによって洗浄・捕獲が可能な事を確認するものであった。大量の不純物の捕獲による閉塞を恐れてコールドトラップはメッシュレス型の物を用いた。純化運転は1984年4月4日より開始し主循環系ナトリウムのプラグ温度が187$$^{circ}C$$まで低下した4月26日に打切った。本試験で得られた主な結果は以下の通りである。1)試験後の観察ではEV下部やナトリウム出口配管に沈析していた反応生成物は完全に除去されていた。2)この事から,42kgの注水によって生じた生成物のうち高温ドレン後も系内に残留した14kg-H/2Oのほとんどが本運転で除去されたと結論される。3)しかし,スタグナント部やクレヴィス部を模擬した試験体中のNaOHは試験後も一部残っており,このような部分に侵入した微量生成物の除去は高温ナトリウムの循環だけでは不充分である。4)酸素の物質移動係数として2$$times$$10$$times$$-4〔g/(cm$$times$$2・Hrppm)〕が得られた。5)コールドトラップによる生成物除去を効率的に行なうにはメッシュレスタイプで極端な縮流構造を避けるなど,閉塞しにくく,また容易に閉塞物除去可能な構造が必須である。このような点に注意すれば一層のスピードアップは可能であり,本経験により「もんじゅ」でのナトリウム-水反応事故後の処置法の具体的な計画策定が可能となった。

報告書

高速実験炉使用済燃料貯蔵施設"電源設備の設計"

小澤 健二*; 宇佐美 正行*; 西野 一成*; 福田 達*; 鈴木 保治*; 井戸 満喜男*; 遠藤 昭

PNC-TN941 77-205, 1 Pages, 1977/11

PNC-TN941-77-205.pdf:1.22MB

使用済燃料貯蔵施設の電源設備の設計は、1)停電時における重要機器の安全性の確保、電源の安定供給および3)使用機器の互換性を考慮して行なった。本資料は、電源設備の設計条件および根拠を纏めたものである。

論文

TRANSPORT OF FRESH MOX FUEL ASSEMBLIES FOR MONJU INITIAL CORE (「もんじゅ」初装荷新燃料の輸送)

大内 祐一朗; 倉上 順一; 大内 祐一朗; 宇佐美 正行

PATRAM '95 (PACKAGING AND TRANSPORTATION OF RADIOACTIVE MATERIALS), , 

「もんじゅ」用初装荷炉心燃料の輸送は、平成4年7月から9回に分けて実施され、平成6年3月に終了した。輸送した新燃料は、MOX燃料ペレット等を充填した炉心燃料集合体205体(内側炉心109体、外側炉心91体および試験用燃料5体)であった。使用した輸送容器は、9mの落下試験や800$$^{circ}C$$・30分間の耐火性試験等に合格したB(U)型で、国の基準を満足する。また本輸送容器は、高性能中性子遮蔽材の使用、燃料集合体自動保持機構の採用等の特徴を有する。輸送に当たっては、輸送実施本部体制の導入、放射線管理の専門家同行等細心の注意を払うとともに、輸送経路上の各関係機関の協力のもとに、安全には万全を期した。実際の輸送においては、輸送事故等もなく計画通り輸送を完遂することができた。

論文

Fablication of FBR Fuel Shipping Cask for Post-Irradiation Examination(高速増殖原型炉"もんじゅ"照射後試験用輸送容器(PIE-SA型)の製作

宇留鷲 真一; 岩永 繁; 宇佐美 正行; 北井 善隆

PATRAM'95, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」において照射された燃料集合体を大洗工学センターの大型照射後試験施設に輸送するための輸送容器の開発を進めている。 このため、本開発作業の一環として、多種類の収納物輸送が可能な輸送容器の安全解析を行い、国の承認可作業を経て輸送容器(2基)の製作に着手しこの度完成した。 本件は、安全解析及び輸送容器の製作状況に関するものである。 (1)安全解析 収納物の仕様は以下の通りである。 1.燃料集合体以外に制御棒やサーベランス集合体などの核燃料物質では ない照射後炉心構成要素も収納物に含める。 2.異なる種類の集合体の混載を可能とする。

口頭

JAEAにおける全社核物質管理システムの構築

竹田 秀之; 宇佐美 正行; 広沢 尚教; 藤田 喜久; 小谷 美樹; 小又 和洋*

no journal, , 

独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)は、「核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」及び「国際規制物資の使用等に関する規則」に基づき文部科学省へ、保有する国際規制物資の計量管理報告を行っている。原子力機構核不拡散科学技術センターでは、各施設から文部科学省へ報告する国際規制物資に関する計量管理報告データを一元的に管理するために、全社核物質管理システムを構築し、データベース化を図っている。本システムは、操作及びメンテナンスが容易なパソコンを利用して構築したものであり、社内回線を利用し全社にネットワーク化を図っている。また、本システムは、計量管理にかかわる報告用データの処理機能やデータ間の整合性のチェック機能の強化はもとより、プルトニウム管理状況等にかかわる公開データの抽出,集計の処理を可能とする機能も有している。本報告では、本システムのこれらの機能等について紹介する。

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