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論文

Development of under sodium viewer for next generation sodium-cooled Fast reactor; Imaging test in sodium

相澤 康介; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 由井 正弘*; 神納 健太郎*; 平松 貴志*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却炉において、不透明な液体金属中の可視化技術は重要な課題である。障害物を検知する水平型ナトリウム中可視化装置及び画像化を可能とするナトリウム中可視化装置が各機関で研究開発が進められてきた。既往の研究開発では、受信センサとして圧電素子を用いていた。本研究では、高解像度が期待できる光受信方式を採用したナトリウム中可視化装置の実用化を目指す。光受信方式は、薄膜の振動変位をレーザにより検知するものである。今回は、受信センサの性能向上に着目した開発を行う。受信センサの性能向上の課題は、受信センサ内部での音響伝播が課題である。この課題を解決するため、水中及びナトリウム中での試作試験を実施した。また、改良した受信センサを用いて水中及びナトリウム中を実施した。画像化試験結果より、受信波形と再生画像の関係を確認した。

論文

Performance evaluation of eddy current flowmeter in Monju

相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸橋 裕子

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(12), p.1393 - 1401, 2018/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

液体金属冷却炉において、炉心冷却材喪失事故等の初期検知及び炉内熱流動の把握のために、燃料集合体出口の温度及び流量計測が有用である。原子力機構は、開発した渦電流式流速計34体をもんじゅ炉心上部機構に設置した。本資料は、もんじゅに設置した渦電流式流速計のデータを示す。実測した結果、1次系流量と渦電流式流速計の信号強度は高い直線性を有していることが明らかになった。定格条件における変動量は0.2m/sであり、これはフルスケールの5%以下である。試験結果より、渦電流式流速計は相対流量を検知するのに有用な装置であることが示された。

論文

Measurement of Velocity Field in Five Jets Water Test (FIWAT) for thermal striping in sodium-cooled fast reactor

相澤 康介; 小林 順; 田中 正暁; 栗原 成計; 石田 勝二*; 長澤 一嘉*

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 10 Pages, 2018/11

原子力機構において先進ループ型ナトリウム冷却炉の設計が進められている。先進ループ型ナトリウム冷却炉の炉心計測取付板の下部では、制御棒を通過した低温ナトリウムと燃料集合体を通過した高温ナトリウムの混合による温度変動が生じ、この温度変動による炉心計装取付板の高サイクル熱疲労が懸念される。原子力機構では、炉心計装取付板周辺でのサーマルストライピング現象を解明するため、1/3縮尺5噴流水試験を実施している。本研究では、噴流出口と炉心計装取付板下部の間の混合領域の流速場をPIVにより計測し、温度変動挙動との比較を行った。

論文

Demonstration of under sodium viewer in Monju

相澤 康介; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*

Nuclear Technology, 204(1), p.74 - 82, 2018/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉において、不透明なナトリウム中の検査技術開発が重要である。本稿では、原子炉容器内の障害物を検知するために開発されたナトリウム中可視化装置のもんじゅにおける実証試験の結果を示す。もんじゅでは、原子炉容器内部において超音波センサに正対する位置に反射板を設置している。もんじゅのナトリウム中可視化装置は、障害物の有無による信号強度の変化により、炉心出口上端と炉心上部機構下端の間の障害物を検知する。実証試験では、様々な条件下での基準となる反射信号を蓄積し、SN比が目標値以上確保できることを確認した。また、障害物の有無により、反射信号が明確に異なることを実験的に明らかにし、本ナトリウム中可視化装置は障害物検知に有用であることを示した。

論文

Development of under sodium viewer for next generation sodium-cooled fast reactors

相澤 康介; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 由井 正弘*; 植本 洋平*; 黒川 正秋*; 平松 貴志*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉では、不透明なナトリウム中の検査が重要な課題の一つである。世界各国の機関において、長距離から障害物の有無を検出する目的とした水平USV(ナトリウム中可視化す装置)、短距離または中距離から可視化を目的とした画像化USVが開発されてきた。本研究では、約1mの距離から画像化を目的としたUSVを開発した。本研究では、受信センサとして、ダイアフラムの振動を光学的に検知するシステムを採用した。本研究では、主に受信センサ及び送信センサの感度向上を目指し、かつ改良した受信センサ及び送信センサを用いた水中画像化試験を実施した。試験の結果、改良センサを用いることで従来より高解像度の画像を得られることを明らかになった。

論文

Development of prototype reactor maintenance, 2; Application to piping support of sodium-cooled reactor prototype

荒井 眞伸; 桾木 孝介; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 高屋 茂; 久保 重信; 小竹 庄司*; 伊藤 隆哉*; 山口 彰*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

研究開発段階炉の保全の適用先としてもんじゅの配管支持構造物を検討した。配管支持構造物の寿命はプラント寿命より長いことは試験的に確認されている。初期段階としてアクセス可能な支持構造物について目視検査が考えられるが、高速炉の特徴として配管熱膨張が大きいため、最終的には配管変位監視による支持構造物の健全性監視が可能になると考えられ、その場合は、目視検査は代表部位のみに限定できると考えられる。

論文

Demonstration of eddy current type flow meter in Monju

相澤 康介; 近澤 佳隆; 諸橋 裕子

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.314 - 320, 2016/04

燃料集合体出口の温度及び流量計測は、LOCAとRIAの様な異常事象の早期検知やナトリウム冷却高速炉の炉上部における熱流動を理解する上で有効である。原子力機構において渦電流式流速計の開発は進められてきており、もんじゅの炉心上部機構に34体の渦電流式流速計が設置されている。本報告では、もんじゅに設置した渦電流式流速のデータを示す。10$$sim$$100%の流量において、渦電流式流速計の信号強度と一次主冷却系流量には高い直線性が得られることがわかった。また、その0.25m/sという低流速領域においても、その直線性は得られた。定格流量条件において、渦電流式流速計の変動は0.2m/s程度(平均流速の5%)であることが確認された。これらの試験結果より、渦電流式流速計は相対的な流量変化を検出できることが示された。

論文

Performance test of under sodium viewer in Monju

相澤 康介; 富樫 義則; 佐々木 孔英; 近澤 佳隆; 福家 賢*; 神保 昇*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.808 - 816, 2015/05

ナトリウム冷却炉の安全の観点で、不透明なナトリウム中を検査する技術は重要な課題である。もんじゅの原子炉において、障害物を検出するためのナトリウム中可視化装置の開発が実施されてきた。本装置は、もんじゅの炉心に対して、超音波センサーと反射板を対角に設置する。ナトリウム中可視化装置は、炉心出口頂部と炉心上部機構下部の間にある障害物をエコー信号の強度差により検出する。本報告は、出力運転前に実施したもんじゅにおけるナトリウム中可視化装置の性能試験について記述する。試験において、様々な条件下での基本のエコー信号を蓄積し、必要なSN比を満足することを確認した。また、障害物の有無によるエコー信号が大幅に変化することを確認した。これらの実験結果は、開発したナトリウム中可視化装置が炉心出口頂部と炉心上部機構下部の間にある障害物について検出可能な性能を有することを示す。

論文

Selector-valve failed fuel detection and location system for Japan Sodium-cooled Fast Reactor

相澤 康介; 藤田 薫; 上出 英樹; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 189(2), p.111 - 121, 2015/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JSFRではセレクタバルブ方式破損燃料位置検出装置(SV-FFDL)を採用している。炉容器径を小さくするためSV-FFDLユニットは2基構成としており、かつJSFR炉心は562体の燃料集合体から構成されていることから、1基あたりのサンプリングする燃料集合体数が既往炉と比較して増大している。結果として、炉全体の測定時間が長期間におよぶ可能性がある。また、JSFRはスリット付き炉上部機構を採用しており、スリット下部に位置する燃料集合体についてのサンプリング性能は低くなることが知られている。本研究では、コンパクト炉容器において多数の燃料集合体を取り扱うSV-FFDLシステムの検出性能を評価した上で、FFDLの運転方法及び手順を検討した。

論文

Tagging-gas failed fuel detection and location system for sodium-cooled large reactors

相澤 康介; 近澤 佳隆

Nuclear Technology, 189(2), p.143 - 151, 2015/02

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)の破損燃料位置検出はセレクタバルブ法がレファレンスとして採用されている。本検討では代替案としてタグガス法の適用性について評価を行った。特にJSFRの炉心燃料が高燃焼度であることに着目し燃焼期間中の組成変化を考慮してもタグガスによる破損燃料同定が可能であることを確認した。

論文

Investigation on thermal striping phenomena in Five Jets Modelled Water Test (FIWAT) simulating Sodium-cooled Fast Reactor

相澤 康介; 小林 順; 小野島 貴光; 田中 正暁; 大野 修司; 上出 英樹; 長澤 一嘉*

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2014/12

アドバンストループ型ナトリウム炉であるJSFRでは、炉心上部のサーマルストライピング現象が課題である。制御棒から流出する低温ナトリウムと燃料集合体から流出する高温ナトリウムの混合により炉心上部機構下部の炉心計装取付板(CIP)において温度変動が生じ、そこで高サイクル熱疲労が生じる可能性がある。したがって、CIP周辺のサーマルストライピング現象を検討するため、1/3縮尺5集合体モデル水試験を実施した。試験装置は、中心に制御棒チャンネル、制御棒チャンネルの周囲4箇所に燃料集合体チャンネル、及びCIPを模擬した。高温噴流と低温噴流の温度差、高温噴流と低温噴流の流速比、流速比同一条件における高温噴流流速をパラメータとして試験を実施した。流量比はJSFRと同一とし、高温流速はJSFRの1/3としたケースをリファレンス条件とした。試験の結果、CIP近傍の温度変動挙動は流速比に依存することを示した。また、CIP近傍において、スパイク状の急峻な温度低下を伴う温度変動が確認された。このスパイク状の温度変動は、構造材に伝達する過程で大幅に減衰することを確認した。さらに、流体から構造材への熱伝達挙動を評価することにより、熱伝達特性を把握した。

論文

U-RANS simulation of elbow flow with a 1/7 scale experimental loop simulating JSFR cold-leg piping

山野 秀将; 金子 哲也*; 相澤 康介; 田中 正暁; 江原 真司*; 橋爪 秀利*

Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 10 Pages, 2014/11

本研究では、商用流体力学解析コードを用いてレイノルズ応力モデルによるU-RANSアプローチを高レイノルズ数(1.0$$times$$10$$^{6}$$)条件でのシングル及びダブルエルボ流れに適用した。この数値シミュレーションにはJSFRのコールドレグ配管を模擬した1/7縮尺水試験を用いて、3次元的に接続されたダブルエルボ体系における流動状況を調べた。結果として、数値解析と試験結果との比較によって、U-RANSシミュレーション手法の妥当性と適用性を確認した。また、シミュレーションにより渦構造を含む非定常流動場は第1エルボと第2エルボでは非常に異なることが示された。これは1段エルボで生成された馬蹄渦が2段エルボに横向きに流入されるからである。さらに、シミュレーションによって本論文で扱ったダル部エルボ流れにおけるエルボ間距離の影響は小さいことが示された。

論文

Reliability improvement of JSFR emergency power supply system

鍋島 邦彦; 相澤 康介; 近澤 佳隆; 佐藤 大輔*; 猪狩 理紗子*

Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.600 - 606, 2014/04

JSFRは、崩壊熱除去装置として自然循環を採用しているため、非常用電源の容量削減や瞬時の起動の必要がないことが長所となっている。しかし、福島原子力発電所事故の後、外的事象などに対するJSFR電源設備の信頼性向上を目的として、非常用電源設備構成の再検討を実施している。長時間の全交流電源喪失(SBO)時におけるclass 1E設備維持のため、除熱失敗事象(LOHRS)に対するAM設備用(non-class 1E)GTGと、小型空冷式ディーゼル発電機と鉛蓄電池からなる代替非常用電源設備を新たに追加した。

報告書

高速炉冷却系配管における流れの剥離現象に関する基礎研究; 高レイノルズ数領域におけるマルチエルボ内複雑流動構造の解明(先行基礎工学研究に関する平成20年度及び平成21年度共同研究報告書)

江原 真司*; 結城 和久*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将

JAEA-Research 2013-011, 72 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-011.pdf:11.34MB

東北大学では、コールドレグ配管で発生する非定常流動メカニズム及び圧力変動特性を可視化試験及び圧力測定試験により明らかにし、さらにスケール効果を調べるため、異なる縮尺モデルにおいて流動試験を実施した。平成20年度では、1/15縮尺流動試験装置において2段エルボ内の可視化試験を実施した。また、1/7縮尺流動試験装置に1段ショートエルボを設置して装置の健全性を確認し、Re=320,000に対する可視化試験に着手した。平成21年度では、1/7縮尺流動試験装置を用いて1段エルボ及び2段立体接続エルボに関する可視化試験を実施し、詳細な流れ場を観測した。これら試験データから、エルボ内流れの複数エルボ効果を検討した。加えて、1/15及び1/7縮尺試験装置を用いて1段エルボに関する圧力変動計測試験を実施し、Re数を変化させたときの圧力変動特性を計測した。これらの配管スケールの異なる試験データより、圧力変動特性へのスケール効果の影響を検討した。原子力機構では、実機設計の成立性評価に向けて解析評価手法の開発を進めている。商用熱流動解析コードSTAR-CDを用いて1/7縮尺2段エルボ流動試験解析を実施し、可視化試験結果と流速分布の傾向はおおむね一致していることを示した。本研究より、単エルボ配管体系を対象に検証してきたURANS解析手法が2段エルボ体系に適用可能なことを確認した。

論文

Under-sodium endurance experiment of selector valve in failed-fuel detection and location system of JSFR

相澤 康介; 藤田 薫; 平田 慎吾*; 笠原 直人*

Nuclear Technology, 183(1), p.1 - 12, 2013/07

ナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、破損燃料位置検出器としてセレクタバルブ方式FFDLを採用している。JSFRの燃料集合体数は約600体であるが、経済性向上のため炉容器コンパクト化を図っており、セレクタバルブ方式FFDLユニット2基ですべての燃料集合体からサンプリングする方針としている。したがって、セレクタバルブ方式FFDLユニット1基あたりが検出すべき燃料集合体が約300体となり、従来のセレクタバルブ方式FFDLユニットと比較して大幅に増大している。また、プラント設計寿命は60年を目標としていることから、JSFRの炉上部構造と整合し、かつ約300体の燃料集合体を対象としたセレクタバルブ構造を設計し、プラント設計寿命を考慮したセレクタバルブ摺動部の耐久性を確認する必要がある。本検討では、セレクタバルブの製作性と耐久性を実証するため、実規模モックアップ試験体を製作し、製作性を確認するとともに高温ナトリウム中耐久試験を実施した。耐久試験後の断面観察、硬さ測定及び化学分析から、セレクタバルブ摺動部のコーティング層が残存していることを示し、セレクタバルブの耐久性を実証した。

論文

Applicability evaluation of tagging-gas failed fuel detection and location system for sodium-cooled large reactor

相澤 康介; 近澤 佳隆

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/04

ナトリウム冷却大型炉へ適合する破損燃料検出システムの検討を行っている。本研究では、保守補修性に優れるタギングガス方式破損燃料位置検出器の検討を行った。タギングガス方式破損燃料位置検出器の主な課題は、燃料ピン内のギャップコンダクタンスの低下、及び燃焼によるタギングガスの同位体比変化である。タギングガスとして用いるKrとXeの熱伝導率は、燃料ピン内に封入されているHeの熱伝導率より小さく、タギングガス方式破損燃料位置検出器を採用することで、燃料ピンのガスプレナムにおけるギャップコンダクタンスが低下する。したがって、タギングガス方式破損燃料位置検出器を採用するときにおける燃料最高温度の変化を解析した。JSFRは高燃焼度燃料を採用していることから、既往炉と比較して、タギングガスの同位体比が燃料により大きく変化することが予測される。それゆえ、JSFR条件における核変換とFPガス放出によるタギングガスの同位体比変化を評価した。これらの結果より、タギングガス方式破損燃料位置検出器のJSFRへの適合性を評価した。

論文

Flow visualization and frequency characteristics of velocity fluctuations of complex turbulent flow in a short elbow piping under high Reynolds number condition

高村 宏行*; 江原 真司*; 橋爪 秀利*; 相澤 康介; 山野 秀将

Journal of Fluids Engineering, 134(10), p.101201_1 - 101201_8, 2012/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.47(Engineering, Mechanical)

二次元PIVを用いて、JSFRコールドレグ配管の1/7縮尺である一段ショートエルボ配管の流動可視化実験が行われた。その目的は、高レイノルズ数での流速変動の周波数特性やエルボ腹側に現れる流動剥離に関連する微細流動場を調べことである。レイノルズ数を変えても、St=0.5の周期的な動きが剥離近傍で現れた。

論文

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の1/3縮尺試験による流動状況と圧力変動特性

佐郷 ひろみ*; 白石 直*; 渡壁 寿人*; Xu, Y.*; 相澤 康介; 山野 秀将

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1378 - 1382, 2012/08

FBRサイクル実用化研究開発(FaCT)では、ナトリウム冷却大型炉JSFR(Japan Sodium-Cooled Fast Reactor)(電気出力150万kWe)の研究開発を進めている。この設計概念は、合理化の観点で2ループ化を採用することで、従来設計に比べ薄肉構造の1次系配管が大口径化し、かつ管内平均流速も9m/s台に増大する。このような配管系を設計するうえで、エルボ周辺での流体の乱れに起因する流力振動(ランダム振動)に対する配管の健全性の確認が必要となり、大口径配管内流動特性の把握及び配管の流力振動に関する評価手法の開発のための研究を実施している。本報では、1次系ホットレグ(HL)配管を対象に1/3縮尺試験装置を製作し、配管内の流力振動特性の把握を目的に実施した水流動試験で得られた流動状況や圧力変動特性について報告する。

論文

Design study and comparative evaluation of JSFR failed fuel detection system

相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06

日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。

論文

Water experiment and numerical simulation on failed fuel detection and location system of Japan sodium-cooled fast reactor (JSFR)

相澤 康介; 大嶋 淳*; 上出 英樹; 笠原 直人

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.47 - 60, 2012/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)で設計を進めているナトリウム冷却大型炉(JSFR)では、すべての燃料集合体を対象に破損燃料位置検出器(FFDL)を開発している。大型炉では、炉容器コンパクト化による経済性向上を図るため、単回転プラグを採用した燃料交換機に適合するスリット付き炉心上部機構(UIS)が採用されている。スリット下の燃料集合体に対しては、スリット内を燃料交換機が移動するため、FFDLサンプリング管を燃料集合体出口近傍に設置することができない。そのため、サンプリング管をUIS内の適切な位置に配置することにより、破損燃料を数体以内に絞り込むことが可能なサンプリング手法を開発する必要がある。本検討では、UISのスリット周辺構造を1/5縮尺で模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施して、サンプリング手法の開発と評価を行った。炉心上部機構を模擬した水流動試験及び濃度評価解析を実施し、UISの第2BP及びFHMプラグにサンプリング管を設けることで、スリット部の集合体での燃料破損に対するサンプリング濃度の目標値を達成できる結果を得た。また、濃度評価解析により、濃度分布を予測できることを明らかにした。

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