Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO
-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
辻 延昌*; 大橋 一孝*; 田澤 勇次郎*; 橘 幸男; 大橋 弘史; 高松 邦吉
FAPIG, (190), p.20 - 24, 2015/07
強制冷却喪失事故時、高温ガス炉の崩壊熱は輻射、熱伝導および自然対流で除去される。そのため、受動的な除熱量を評価し高温ガス炉の固有の安全性を確認することは重要である。本論文では、汎用熱流動解析コードを用いて、通常運転時の強制対流および強制冷却喪失事故時の自然対流を解析した。その際、燃料温度は自然対流に大きく影響されるため、炉心領域の自然対流を精度良く評価することが重要である。また、マルチホール型燃料とピンインブロック型燃料の熱流動特性についても比較を行った。
C high temperature gas-cooled reactor中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。
辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10
固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。
Yan, X.; 武田 哲明; 西原 哲夫; 大橋 一孝; 國富 一彦; 辻 延昌*
Nuclear Technology, 163(3), p.401 - 415, 2008/09
被引用回数：12 パーセンタイル：61.59(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉においては、1次系冷却材配管が破断することによる冷却材喪失事故(減圧事故)においても炉心燃料が制限温度を超えて破損しないように炉容器室冷却系等の設計が行われるが、減圧事故においては崩壊熱による原子炉内の自然循環が発生して空気が持続的に炉心に供給され炉心燃料ブロックが酸化し炉心を崩壊する現象も同時に防止しなければならない。高温ガス炉の設計においては、この減圧事故時の空気侵入を防止する機構(SCAD: Sustained Counter Air Diffusion)が提案されている。高温ガス炉のブロック型炉心を有する圧力容器内に低温の冷却ガス流路構造及び断熱構造を付加し、スタンドパイプを圧力容器内に内蔵することを可能とすることにより、異常事故発生時における制御棒飛び出し、放射性物質の放出及び炉心酸化の発生を防ぐことを可能とする原子炉圧力容器の構造が提案されている。
角田 淳弥; 柴田 大受; 石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
Key Engineering Materials, 297-300, p.1698 - 1703, 2005/11
高温ガス炉の炉内構造物には黒鉛が使用されるが、事故などで炉心温度が上昇する場合には黒鉛構造物の熱応力が増加し、それによって引き起こされる破壊の確率が増加する。黒鉛の熱伝導率は炉内の中性子照射によって低下するが、焼き鈍しによりある程度回復することが知られており、黒鉛構造物の破壊・強度の評価においては熱伝導率の回復の影響を適切に考慮することが重要である。本研究では、IG-110黒鉛の熱伝導率の焼き鈍し効果について、照射温度,照射量,焼き鈍し温度を関数とした回復因子のモデル化を行い、有限要素法による熱応力解析を実施して破壊確率を評価した。その結果、炉内の黒鉛構造物の温度評価値は、熱伝導率の回復効果を考慮した場合では考慮しない場合に比べて最大で約70C低い結果となり、それに伴い破壊確率が減少することが明らかとなった。
柴田 大受; 角田 淳弥; 馬場 信一; 山地 雅俊*; 石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
Key Engineering Materials, 297-300, p.728 - 733, 2005/11
熱・機械的特性に優れるセラミックス材料は、高温ガス炉の炉内構造物への適用が期待されている。結晶粒径を微細化した3モル%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体(3Y-TZP)セラミックスは、高温での超塑性現象を利用した圧延加工が可能であり有望な材料であるが、強度に関するデータは炉内構造物へ適用するために必要な設計基準を作るうえでは十分でない。本研究では、3Y-TZPセラミックスについて、室温で引張り,曲げ,圧縮試験を実施し、得られた強度データに基づき設計基準の概念検討を行った。その結果、平均の引張り強度は曲げ強度よりかなり小さく、応力条件下での正方晶から単斜晶への相変体機構を考慮することが重要であることを示した。また、得られた強度データをWeibull理論により確率論的に検討し、ジルコニア製構造物に対する設計基準の概念を提案した。
角田 淳弥; 柴田 大受; 石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
Key Engineering Materials, 297-300, p.143 - 147, 2005/11
C/C複合材は高温ガス炉の炉内構造物の材料として有望であるが、繊維に対して平行方向と垂直方向とで熱・機械的特性に大きな異方性を有しており、構造材の強度特性の評価は困難である。本研究では、中性子照射条件の黒鉛の応力解析に用いられている有限要素法を用いたVIENUSコードをC/C複合材の異方性を取り扱えるように改良し、2次元C/C複合材で炉内構造物を製作した場合について、弾性係数,熱膨張率等の異方性をパラメータとして炉の運転状態に応じた変形・応力解析を行った。また、解析結果に基づき構造物の破壊強度を競合リスク理論を用いて評価した。その結果、2次元C/C複合材の層間のせん断応力が破壊を生じる要因の一つであることを示した。
辻 延昌*; 柴田 大受; 角田 淳弥; 石原 正博; 伊与久 達夫
FAPIG, (169), p.13 - 17, 2005/03
高温ガス炉(HTGR)の高性能化に伴い、より高温となる炉心条件において燃料温度を許容温度以下に保つためには固定反射体ブロック間の間隙を狭め炉心をバイパスする冷却材流れを制限しなければならない。本研究は、冷却材流路を連成した3次元伝熱解析を実施し、高い耐熱性を持つ炉心拘束機構を開発してバイパス流れを厳しく制限しなければならないことを解析的に明らかにした。この炉心拘束機構として有望な候補材であるC/C複合材に着目し、最適厚さの設計及び直交異方性材料のFEM応力解析によりC/C複合材製の耐熱性炉心拘束機構の実現可能性があることを示した。本論文は、2004年10月に韓国済州島にて開催された国際会議(APCFS2004)で発表したレポートを和訳して紹介するものである。
片西 昌司; 國富 一彦; 辻 延昌*; 前川 勇*
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.257 - 267, 2004/09
原研で設計研究を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の事故時における冷却機能である炉容器冷却設備の設計を行った。これは、原子炉圧力容器の外に冷却パネルを設置し、原子炉圧力容器表面からの放散熱により加熱されたパネルを空気の自然循環により除熱することで炉心の残留熱を除去するものであり、完全に受動的な冷却設備であるとともに、高温ガス炉の特徴的な安全機能である。空気の自然循環により冷却パネルから効率的に除熱でき、かつ、圧力バウンダリ破損による炉室の圧力上昇に耐えて健全性を保つことのできる構造として、ダクトを組合せてパネル状にした構造を考案した。これにより、十分な除熱性能を有し、事故時の健全性も保たれる設備を設計した。また、運転制御方法,保守点検方法等を検討し、具体的な設計により、受動的な炉容器冷却設備の成立性を示した。
菊池 誠*; 本橋 嘉信*; 伊藤 勉*; 佐久間 隆昭*; 柴田 大受; 馬場 信一; 石原 正博; 沢 和弘; 北条 智博*; 辻 延昌*
日本機械学会関東支部茨城講演会(2004)講演論文集(No.040-3), p.57 - 58, 2004/09
将来の高温ガス炉への応用が期待されている超塑性3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)について、その超塑性変形特性を調べ、SEM観察により微細構造の変化による影響を検討した。その結果、高ひずみ速度での超塑性変形では、加工軟化が生じ、その原因として超塑性変形時に生成するフラットキャビティが実断面積を低下させるためであることを明らかにした。また、フラットキャビティは超塑性変形中に荷重を除くことで消滅させることができ、その場合2倍以上の伸びを達成できることがわかった。
角田 淳弥; 中野 正明*; 辻 延昌*; 柴田 大受; 石原 正博
JAERI-Tech 2004-055, 25 Pages, 2004/08
JAERI-Tech-2004-055.pdf:4.25MB
高温ガス炉の炉心構成要素や炉内構造物に用いられる黒鉛材は、運転中の中性子照射により熱伝導率が大きく低下するが、減圧事故等の事故時に高温に加熱されるとアニーリング効果によって熱伝導率の回復現象を生じることが知られている。このため、保守性の観点から現状の燃料最高温度評価では考慮していないこのアニーリング効果を定量的に考慮することにより、事故時の炉心温度挙動評価の高精度化が図られ、高温ガス炉機器の健全性評価手法の高度化を達成することが可能となる。そこで本研究では、高温ガス炉の炉心温度に及ぼす黒鉛熱伝導率に関するアニーリング効果の影響について解析的な検討を行い、アニーリング効果によって、減圧事故時の燃料最高温度の解析値が約70C低くなることを示した。これにより炉心の温度挙動解析において、アニーリング効果を適切に考慮することが重要であることが明らかになった。また、HTTRの黒鉛構造物のアニーリング効果を定量的に評価するために必要な試験方法について検討し、アニーリングデータの取得試験計画を検討した。
文沢 元雄; 稲葉 良知; 辻 延昌*; 大橋 一孝*; 井出 朗*; 竹中 豊*
日本機械学会第6回動力・エネルギー技術シンポジウム'98講演論文集, p.100 - 105, 1998/00
本研究では、高温ガス炉を用いた核熱利用システムの効率向上を目的として、実用規模システムでの水蒸気改質器の性能を検討してきた。すなわち、実用規模水蒸気改質器で可変量(温度、圧力、流量)よりメタン転換率などの特性を評価した。本水蒸気改質器の特徴は改質管外面を突起付き構造とし、伝熱促進を図ったこと及びインナーチューブによる改質管内面からの触媒層再加熱を図ったことである。解析の結果、伝熱促進構造を採用するとメタン転換率は約4%増加し、インナーチューブの効果はメタン転換率が1.4%の増加となることがわかった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
JCOSSAR95論文集, 0, p.199 - 206, 1995/00
高温工学試験研究炉の炉心支持黒鉛構造物の受入検査として、表面欠陥の検出を目的とした渦流探傷検査の適用性について、検出限界欠陥寸法の実験的評価及びこの検出限界欠陥寸法を表面欠陥として想定した破壊力学的評価を実施した。その結果、(1)渦流探傷検査によるPGX黒鉛の検出限界欠陥寸法は、長さ約5mmで深さ約1mm程度であること、(2)検出限界欠陥寸法の初期欠陥は、原子炉の運転に伴い進展しない領域にあること、(3)検出限界欠陥寸法は、破壊の開始する限界欠陥寸法との比較から十分に許容される大きさであること、を明らかにし、黒鉛構造物の受入検査として、渦流探傷検査による表面欠陥の検出が有用であることを示した。
丸山 創; 七種 明雄; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
Transactions of the 13th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT),Vol. I, 0, p.581 - 586, 1995/00
HTTR実機炉内構造物の据付工事に先立ち、炉内構造物の組立状態の確認、シール性能及び流量配分特性の確認を行うことを目的として、炉内構造物の工場組立試験を実施した。試験の結果、炉心性能に悪影響を及ぼす漏れ流れに対して十分なシール性能を有していることが確認できた。また、炉心支持鋼構造物の構造健全性の観点から適切な流量配分特性が得られることが分かった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
JAERI-Tech 94-035, 61 Pages, 1994/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物には、耐熱特性に優れた黒鉛及び炭素材料が用いられる。これらの材料は脆性材料であるために、加工や取扱い工程において表面に割れ等が生じる可能性がある。そこで、外規模検査における合否の判定基準を定めるために、構造物の表面に生じる割れ等に対する許容欠陥寸法を定量的に求めることが必要である。このため、本報告では黒鉛及び炭素材料に対する許容欠陥寸法を破壊力学的観点から検討し、定量的に定めた。
伊与久 達夫; 多喜川 昇*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 辻 延昌*; 山田 邦貴*; 杉原 哲哉*
JAERI-M 93-002, 28 Pages, 1993/01
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛検査基準は、材料検査、非破壊検査、寸法検査及び外観検査からなる。材料検査については、黒鉛及び炭素材料に対して特に考慮する項目について解説されているが、その詳細は規定されていない。このため、銘柄検査、不純物検査及び機械的強度検査からなる材料検査について、黒鉛及び炭素で材料に特有の検査方法、判定基準等を検討した。検討に際しては、HTTRで使用する黒鉛及び炭素材料について、従来取得してきたデータを体系的に調査・分析すると共に、製造メーカに問い合わせた最新の製造実績を考慮した。検討の結果、一部の明確に規定されていなかった材料検査の検査方法及び判定基準を具体的に設定することができた。HTTRの黒鉛及び炭素の材料検査は、本成果に基づいて行う予定である。
辻 延昌*; 大杉 俊隆; 大野 秋男
JAERI-M 86-179, 43 Pages, 1986/12
高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて、中性子エネルギ-に対して異なった感度を有する2つの検出器(対検出器)を使う未臨界度モニタ-に関する実験を行なった。対検出器として、
U,
Np,
U核分裂計数管、He比例計数管を組合わせ、XII-1,XIII-1炉心において、体系の未臨界度を変えて対検出器の係数率比Rを測定した。測定の結果、係数率比Rが未臨界度に対して、滑らかに変化する様な対検出器の組合わせと設定位置が存在することを確認した。
飯島 進; 岡嶋 成晃; 早瀬 保*; 大部 誠; 大杉 俊隆; 小圷 龍男*; 桜井 健; 大野 秋男; 佐藤 邦雄; 佐藤 若英*; et al.
JAERI-M 86-065, 126 Pages, 1986/03
大型軸方向非均質炉心模擬実験の一環として、FCA XIII-1集合体を用い、径方向核性を測定する実験が行われた。実験項目は臨界特性、反応率分布と反応率比、出力分布、物質反応度価値及びB
C制御棒反応度価値である。核デ-タとしてJENDL-2を使用し、原研の高速炉核特性計算コ-ドシステムを用い実験解析を実施した。
岡嶋 成晃; 飯島 進; 早瀬 保*; 大部 誠; 小圷 龍男*; 辻 延昌*
JAERI-M 86-016, 51 Pages, 1986/02
FCA XII-2集合体は軸方向非均質炉心模擬実験計画における3番目の炉心であり、厚さ30cmの内部ブランケットを有し、内部ブランケットの厚さの影響を検討するための体系である。測定項目は、(i)臨界性(ii)反応率分布とは反応率比(iii)サンプル反応度価値とナトリウムボイド反応度価値であり、分布測定については軸方向を対象とした。実験結果はJENDL-2と原研における標準的核特性計算手法を用いて解析を行い、軸方向非均質炉心の核特性計算精度について検討した。
