PANDORA Project for the study of photonuclear reactions below

民井 淳*; Pellegri, L.*; Sderstrm, P.-A.*; Allard, D.*; Goriely, S.*; 稲倉 恒法*; Khan, E.*; 木戸 英治*; 木村 真明*; Litvinova, E.*; et al.

European Physical Journal A, 59(9), p.208_1 - 208_21, 2023/09

https://doi.org/10.1140/epja/s10050-023-01081-w

光核反応は原子核構造の観点からも応用の観点からも重要であるにも関わらず、その反応断面積は未だに不定性が大きい。近年、超高エネルギー宇宙線の起源を探るために、鉄よりも軽い原子核の光核反応断面積を正確に知る必要が指摘されている。この状況を打破するため、原子核物理の実験、理論、宇宙物理の共同研究となるPANDORAプロジェクトが始まった。本論文はその計画の概要をまとめたものである。原子核実験ではRCNP、iThembaによる仮想光子実験とELI-NPによる実光子実験などが計画されている。原子核理論では、乱雑位相近似計算、相対論的平均場理論、反対称化分子動力学、大規模殻模型計算などが計画されている。これらで得られた信頼性の高い光核反応データベースと宇宙線伝搬コードを組み合わせ、超高エネルギー宇宙線の起源の解明に挑む。

高速増殖原型炉もんじゅ 原子炉容器ガードベッセルの設計・製作・据付と総合機能試験報告書

横田 淑生; 山崖 佳昭; 井上 達也; 富樫 義則; 仲村 喬

PNC TN2410 97-020, 543 Pages, 1997/09

本報告書は、原子炉容器ガードベッセルの設計より工場製作を経て、昭和63年6月の現地据付、その後の予熱性能試験の結果に至るまでの記録であり、関係するR&D成果及び設計根拠集を含めて技術集約を行った。原子炉容器ガードベッセルは、万が一、1次主冷却系配管から、冷却材であるナトリウムが漏れ出た場合に、漏出ナトリウムを内包するとともに1次主冷却系ナトリウムの漏出量を抑制し、原子炉容器内の炉心の冷却に必要なナトリウム液位を確保する機能を有している。また、ナトリウム充填前の原子炉容器の予熱を行う予熱保温設備を外壁に有している。本報告書は、主に以下の点に重きをおいて技術集約を行ったものである。(1)設計1)型式、形状、寸法についての考え方2)原子炉容器耐震サポートとしての役割3)漏えい量抑制機構及び溢流処理機構(2)機能を満足させるための製作・据付上の留意点と結果(3)予熱設備の設計(R&Dとその反映)と予熱試験の結果これらを通して、原子炉容器ガードベッセルと原子炉容器との隙間が、機能上要求される漏えいナトリウムの保持、漏えいの抑制およびISI機器の移動のために適正に確保されたこと、原子炉容器の予熱中、周、径方向とも温度分布の制限値以内で所定の時間内に昇温できたきと、原子炉容器および原子炉容器ガードベッセルの下部サポート部の隙間が熱過渡時を含めて耐震上の適正な範囲内で維持できる見通しが得られたことなどが確認できた。

SWAT-3改造予備設計

森 建二*; 大音 明洋*; 井上 正明*; 青木 俊夫*; 中村 武則*; 小*; 塩田 達也*

PNC TJ9164 94-006, 133 Pages, 1994/03

PNC-TJ9164-94-006.pdf:3.4MB

本研究は、実証炉蒸気発生器の設計基準水リーク率(DBL:DESIGN BASIS LEAK)の妥当性を確認するため、既設の蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)の適用性及び改造内容に関し、予備的検討を行ったものである。以下に成果を示す。1) 基本仕様の検討 破損箇所(管束上部、管束下部)及び水側流動状態(定格状態、30%部分負荷状態、ブローダウン状態、起動時)が高温ラプチャに及ぼす影響について、実証炉SG条件を模擬した隣接伝熱管壁温度評価を行い、次の結果を得た。a.破損箇所については、水側条件が過熱域である管束上部が厳しくなる。b.水側流動状態の影響として、管壁温度は水側条件に依存し、定格状態、部分負荷、ブローグウンの順で厳しくなる。c.上記結果より、水リーク率約1KG/S, 管束上部破損、部分負荷30%条件を模擬した試験を基準ケースとして設定した。また、破損箇所(管束下部破損)、運転条件、注水継続時間、水リーク率及び接液型ラプチャディスクの有無等をパラメータとした試験ケース(計10ケース)を設定した。2) 改造に伴う系統・機器設計 a.系統・機器設計仕様の設定に当たり、試験時の注水管及び隣接管の計11本がギロチン破断した場合の大リーク解析(水噴出率解析、準定常圧解析)を実施した。水噴出率解析の結果、1本当たりの最大噴出率は7.2KG/S, その後3.1KG/Sとなる。また、前記水噴出率を用いた準定常圧解析の結果、最大圧力は注水点近傍で9.7KG/CM2A 、配管部で18.1KG-2- であり、現状のSWAT-3の設計条件の範囲内であることを確認した。 b.改造に伴う系統構成を検討し、系統図を作成するとともに、リスト類(配管リスト、弁リスト、計装品リスト)を作成した。 c.準定常圧解析結果に基づき、改造に伴い新規製作が必要となる、反応容器、水加熱器(注水管用、隣接管用)及びダンプタンクに関する、設計仕様を明確にするとともに、構造図を作成した。 d.反応容器は実証炉SGの1/3スケール(胴内径10--、全高7000MM)、ナトリウム入口ノズルは2系統設け、1試験体で2回の注水試験が可能な構造とした。伝熱管は、実証炉伝熱管寸法及び材質を模擬するとともに、本数は注水管2本、隣接伝熱管20本及び窒素ガス封入管38本から構成されている。また、改造範囲内の配管についても、

Field Insitu Vibartion Testing of JOYO Heat Transport System Piping

井上 達也; 谷山 洋

PNC TG033 82-01(6), 23 Pages, 1982/02

PNC-TG033-82-01(6).pdf:0.32MB

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高速実験炉「常陽」格納容器漏えい率試験成果報告(第5分冊その2); 格納容器局部漏えい試験

榎戸 俊彦*; 大和田 敏雄*; 平田 豊*; 井上 達也*; 瀬川 卓真*; 海野 信三*; 沢田 誠*

PNC TN941 80-59VOL2, 164 Pages, 1980/04

PNC-TN941-80-59VOL2.pdf:9.03MB

高速実験炉「常陽」の昭和54年度定検において格納容器全体漏えい率試験に先立ち昭和54年8月末から12月初にかけて格納容器局部漏えい試験が実施され,判定基準を満足する結果が得られた。B種試験の合計漏えい率は,7,45110-3+-2,57110-4(%/day)C種試験の合計漏えい率は,4,02310-3+-2,77310-4(%/day)であった。(但し,統計処理法の結果である。)本書は,今回の格納容器局部漏えい試験の要領および結果について記述したものである。尚,結果については,従来の試験結果も記載した。

高速実験炉「常陽」ナトリウム注入後第2回格納容器全体漏洩率試験 試験報告書(速報)

井上 達也*; 榎本 俊彦*; 平田 豊*; 伊藤 忠弘*; 福田 達*; 朝倉 文雄*; 野本 昭二*

PNC TN943 80-01, 70 Pages, 1980/03

PNC-TN943-80-01.pdf:1.78MB

高速実験炉「常陽」原子炉格納容器の気密保持機能確認を目的とし,昭和54年12月,原子炉格納容器の全体漏洩率試験を実施した。試験は高速実験炉「常陽」の定期点検の一環とし,昭和53年2月に実施したナトリウム注入後第1回試験に引続き,第2回試験として第1回試験と同一の方法にて実施した。試験の結果,全体漏洩率(みかけの漏洩率)は絶対圧力法にて0.034+-0.021%/day,基準容器法にて0.039+-0.006%/dayであり,第1回試験で測定された漏洩率(それぞれ,0.036+-0.011%/day,0.036+-0.008%/day)とほぼ等しく,誤差並びにナトリウム冷却型炉として特殊な試験状態を採用したことに伴う補正漏洩率を加えた結果も基準値1.90%/day以下であって,原子炉格納容器の気密保持機能は維持されていることが確認された。第1回試験並びに第2回試験の結果により,ナトリウム冷却型炉固有の,冷却材を溶融循環させた状態での試験並びにそれに伴う漏洩率の評価法に問題はなく,以後の試験も,ナトリウム冷却型炉の全体漏洩率試験として支障なく実施出来るものと考えられる。

1次主冷却系配管材サーベイランス試験計画書

鈴木 和久*; 小杉 久夫*; 三輪 秀泰*; 井上 達也*; 古平 清*; 柚原 俊一*; 西田 隆*

PNC TN908 75-01, 32 Pages, 1975/08

PNC-TN908-75-01.pdf:0.74MB

要旨高速実験炉「常陽」では,主要部材の健全性を確認し,原子炉の安全性を確保するために,約20年間にわたって,サーベイランス試験を行うことが義務づけられている。本報は,そのうちの1次主冷却系配管材についての試験計画をとりまとめたものである。内容は1次主冷却系配管材の仕様,試験片製作要領,確認試験要領,ナトリウム浸漬要領,サーベイランス試験要領,試験結果のまとめかたとなっている。本報により試験片符号と対象部材,ナトリウム浸漬位置,取出年度など必要事項の対応が容易につき,また20年間にわたり,試験方法,データの評価方法が統一されることが期待される。▲

高速実験炉におけるヘリウム漏洩試験の手引

阿部 功*; 平沢 義也*; 尾尻 洋介*; 井上 達也*; 鈴木 幸男*

PNC TN952 74-01, 36 Pages, 1974/01

PNC-TN952-74-01.pdf:1.68MB

本報は「常陽」において実施して来たヘリウム漏洩試験の経験に基づき,ヘリウム漏洩試験の検討を取纏めたものである。 内容はヘリウム漏洩試験一般,各種の試験法,失敗例,および代表的なデータを集録してある。

特集 高速増殖炉もんじゅ発電所用機器 高速増殖炉もんじゅ発電所 1次主冷却系中間熱交換器の設計・制作

井上 達也; 岩間 次男*; 樋口 真一*; 山川 正剛*; 福田 嘉男*

日立評論, 71(10), 1005 Pages, 

高速増殖炉もんじゅ発電所1次主冷却系中間熱交換器は、1次主冷却系機器の中で重要な機器であり、原子炉で発生した熱を1次ナトリウムを通じ、2次ナトリウムに伝達するたて型無液面平行向流型、交換熱量238MWの大型熱交換器である。中間熱交換器は、材料のクリープ温度で運転され高温ナトリウムによる熱衝撃条件のもとで使用されるため、熱応力の緩和対策が、また、性能確保の面から機器内での均一な流動分布を得るために、各部に構造上の配慮が必要である。このため、綿密な計画のもとに、伝熱・流動、材料、構造強度、製作技術などの開発を進めてきた。中間熱交換器は本年6月、7月に相次いで工場完成し現地に据付けられた。この機会に開発された技術並びに製品の紹介を行うものである。

日本機械学会誌「機械工学年鑑」の一部

井上 達也

日本機械学会誌, 100(945), 47 Pages, 

例年日本機械学会より高速増殖炉および新型転換炉の動向について機械工学年鑑の原稿依頼を受けており,1996年を中心に「常陽」「もんじゅ」及び「ふげん」の状況を簡単に紹介する。主な内容は次のとおり。1,「常陽」運転中初臨界以来の累積運転時間約52000時間。2,「もんじゅ」停止中原因究明作業終了,安全総点検実施中。3,「ふげん」運転中総発電電力量約173億KWh。