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原山 泰雄; 星屋 泰二; 染谷 博之; 新見 素二; 小林 敏樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.291 - 301, 1993/04
被引用回数：4 パーセンタイル：44.87(Nuclear Science & Technology)引張試験片のような棒状試料の照射試験に用いるキャプセルでは、同時に多数の試料を照射するため、多数の孔(試料が挿入される)や中心孔を有する円柱形の試料ホルダーがしばしば使用される。この種のホルダーを用いたキャプセルの設計においては、照射試料が原子炉運転状態で目標温度になるかどうかを知るために、試料周りのホルダー孔周辺の熱流束分布、温度が試料温度に関する境界条件であることから、その温度分布を必要とする。そこで、多孔をもつ発熱円柱体の温度分布を求めることを試み、温度分布に関する解析的な表示を得た。その結果は、関係するパラメータの相互関係が明確になるため、材料照射に用いるキャプセルの設計や安全評価上極めて有用であると考える。
原山 泰雄; 染谷 博之; 麻生 智一; 新見 素二
JAERI-M 92-149, 78 Pages, 1992/10
JMTR内で照射される照射試験用キャプセルの型式として、内部へ高圧水を供給するタイプのキャプセルがある。本型式のキャプセルを設計するに当たっては、キャプセル内の熱挙動をできるだけ正確に把握しておく必要がある。そのための計算プログラムとしてSATCAPが作成された。現在、本タイプのキャプセルには、燃料棒照射用のBOCAキャプセルと材料試料照射用の飽和温度キャプセルがあり、照射に供されている。各々のキャプセルの照射挙動が解析された。その結果、これらキャプセルの熱挙動の解析に本計算プログラムは、十分な性能を有することが確認された。本報告書における計算プログラムSATCAP-Cは、供給水のキャプセル内への供給方法、外筒管の構造および照射試料の種類(燃料か材料か)を選択可能とし、現状で考えられる本型式のキャプセルの熱挙動を十分把握できるものである。
原山 泰雄; 染谷 博之; 星屋 泰二
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.961 - 964, 1991/10
燃料棒内のペレットが、偏心した場合のギャップ熱伝達率について考察した。ペレットが被覆内で偏心すると、ギャップの断面は「三日月形」の領域が形成される。この「三日月形」の領域に関する温度分布を二次元分布として表わした。得られた温度分布より、ギャップ寸法が周方向に変化する場合のギャップ熱伝達率が推定された。結果として、軽水炉燃料棒のようなギャップ寸法の小さいものでは、平均ギャップ熱伝達率は軸対称と考えて求めたギャップ熱伝達率とほとんど変わらないことが示された。この結果は、燃料棒の設計等において、燃料棒内のペレットと被覆を中心軸対称と考えて温度を計算しても、特に問題は発生しないと言う理論的基礎を与える。
原山 泰雄; 松並 清隆*; 石井 忠彦; 中村 仁一; 内田 正明
JAERI-M 91-003, 38 Pages, 1991/02
沸騰水キャプセル(BOCA)内部の熱的挙動の全体像を把握することを目的に熱解析を行なった。BOCAとは、材料試験炉(JMTR)において軽水炉燃料セグメントの出力急昇試験に使用している照射試験装置としてのキャプセルの一型式である。解析により、燃料セグメント線出力密度が600W/cm時、キャプセル外筒内面の熱伝達率は0.71W/cm
K程度であることが明らかになった。さらに、燃料セグメント部で発生した熱量のうち10%程度の熱量はペレット・スタックの上側部分に移動し、冷却されると予想されることが分かった。
染谷 博之; 遠藤 泰一; 星屋 泰二; 新見 素二; 原山 泰雄
JAERI-M 90-214, 57 Pages, 1990/11
JMTRでは、照射目的に合わせ種々の照射試験用キャプセルが設計・製作され、照射試験に供されている。多段独立制御ヒータ付きキャプセルは、キャプセルの一型式であり、キャプセル内に複数個の電気ヒータを組み込み、その供給電流を独立に調整可能である。本タイプキャプセルの照射試料は、試料ホルダーに挿入される。試料ホルダーと外筒間のガスギャップ寸法は、軸方向にわたり試料温度が平坦化するように設計される。原子炉の出力変動等による温度変化は、試料ホルダー表面の溝に取り付けたヒータによって目標温度になるよう矯正される。この報告書では、本タイプのキャプセルについて設計・製作の経験ならびに現在までにキャプセルの照射により得られたデータの整備をすることにより、考えられる合理的一設計手法について述べたものである。
星屋 泰二; 染谷 博之; 山口 昇*; 原山 泰雄
JAERI-M 89-199, 35 Pages, 1989/12
燃料ペレットの被覆内での偏心、あるいは燃料被覆のovalityなどによる変形があると、燃料棒内のギャップ寸法は周方向に変化する。ギャップ寸法の変化に伴うギャップ熱伝達の局所的変化が燃料棒内温度、熱流束に与える影響を評価可能な評価式を導いた。その結果の一つとして、燃料ペレットの被覆内偏心を含めギャップ寸法が周方向に変化する場合でも、平均ギャップ熱伝達率はnominalギャップ寸法の熱伝達率と見なしてもよいことが分った。
原山 泰雄; 染谷 博之; 新見 素二
JAERI-M 89-187, 60 Pages, 1989/11
JMTRでは、照射技術向上の一つとして、水の飽和温度を利用した飽和温度キャプセルの開発を進めている。キャプセル内部に水を注入するキャプセルの設計に当たっては、内部の熱挙動を可能な限り正確に把握することが重要である。そこで、本型式のキャプセルの熱挙動を把握するための設計用プログラム(SATCAP)が作成された。一方、飽和温度キャプセルが製作され、照射試験に供された。このとき得られた測定温度データは、初期プログラムの熱伝達係数の評価モデルを自然対流によるものにした方が良いことを示した。そこで、熱伝達係数の評価法に自然対流によるモデルを追加し原バージョンのプログラムが修正された。この報告書は、修正された計算機プログラムSATCAP-Bについてのものである。
新見 素二; 染谷 博之; 小林 敏樹*; 大内 光男; 原山 泰雄
JAERI-M 89-099, 30 Pages, 1989/08
材料試験炉部では現在飽和温度キャプセルの開発を進めている。本キャプセルは、キャプセル内に水を供給し、その水をキャプセル構造材および照射試料のガンマ発熱を利用して沸騰させるタイプのキャプセルである。このように、キャプセル内の照射環境は実機軽水炉の環境と同様であるため、照射試験においては有益なデータが得られることが期待される。そこでこのようなタイプのキャプセルを確立するため、あらかじめ炉外で実験を行った。本報告書は、炉外で行った飽和温度キャプセルの熱的特性と、キャプセル制御装置の性能特性についてまとめたものである。
小林 敏樹*; 星屋 泰二; 新見 素二; 染谷 博之; 原山 泰雄
JAERI-M 88-121, 36 Pages, 1988/07
試験試料を格納し、照射試験のため原子炉炉心に装荷されるキャプセルの外筒(内筒)は、炉心とキャプセル内容物との境界である。キャプセルが炉心に損傷を与えないため、キャプセル外筒(内筒)については安全上の強度評価が必ず要求される。これらのキャプセル設計の効率化を図るため、キャプセル外筒(内筒)の強度評価を行う計算機プログラムCAPSTARを作成した。この報告書は、プログラムCAPSTARで行う計算内容、プログラム入/出力についての説明を記載している。
原山 泰雄; 小林 敏樹*; 新見 素二; 染谷 博之
JAERI-M 88-013, 49 Pages, 1988/02
JMTRでは照射技術向上の一つとして、キャプセル内で供給水が沸騰する“飽和温度キャプセル$の$開発を進めている。これは、キャプセル内の供給水を飽和温度に保ち温度コントロールに利用しようとの構想にもとずく。このキャプセルの設計には、キャプセル内の熱挙動を正確に把握することを必要とする。 このため、本キャプセルの熱挙動を評価する設計用プログラムを開発した。
染谷 博之; 小林 敏樹*; 新見 素二; 星屋 泰二; 原山 泰雄
JAERI-M 87-148, 25 Pages, 1987/09
JMTRで照射するキャプセルの設計において、GENGTCプログラムを温度評価に使用してきた。
原山 泰雄; 藤田 操; 渡辺 浩二*
JAERI-M 86-101, 205 Pages, 1986/07
国際計画等を通じ入手した燃料ふるまいに関するデ-タ及び同様な公開文献からのデ-タをもとに 燃料ふるまいデ-タファイルを作成中である。この報告書は、昭和60年度末までに収集・整理したデ-タファイルに基づき編集したものである。
石田 紀久; 原山 泰雄; 知 新之亮*
Journal of Nuclear Materials, 140, p.74 - 84, 1986/00
被引用回数：20 パーセンタイル：86.83(Materials Science, Multidisciplinary)SUS304被覆管の900
C~1,350Cでの高温水蒸気雰囲気中における酸化実験をおこなった。酸化膜は二層の酸化層からなり、外表面にHematiteおよびその内側にMagnetiteと見られるものが形成された。酸化膜の成長は酸化時間に対して放物線状に増加しており、これから放物速度計数がもとめられた。係数は酸化温度に依存して増加し、アレニウスの式で表わされた。これらの結果は、原子力船「むつ」のLOCA-ECCS解析データとして用いられた。
原山 泰雄; 京谷 正彦*
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(2), p.151 - 159, 1986/00
被引用回数：5 パーセンタイル：54.53(Nuclear Science & Technology)高性能燃料として、孔開きペレットが提案されている。製造上、孔をペレットの真の中心に穿けることはかなり困難であり、何らかの公差を設けねばならない。本報告は中央の孔が偏心したときのペレット内温度分布および表面に発生する熱流束の変化を解析的に求めている。冷却水温度一定、中央の孔よりの熱の流出はないとした境界条件の下に定常二次元熱伝導方程式が解かれた。その結果、孔が偏心した場合、偏心の反対側内ペレット領域に高温の部分が発生することが分かった。得られた評価式は、高性能燃料の設計および安全性評価に有用であると考えられる。
原山 泰雄; 泉 文男
JAERI-M 9683, 140 Pages, 1981/10
FREC-4Aは原子炉通常運転下の燃料棒の挙動を解析する。燃料棒の挙動はその照射履歴に従って計算される。プログラムは、下部に挿入された初期負荷スプリング(あるいは支持カラー)の効果を含んで、PCMIによって引き起こされる燃料棒全長についての被覆の伸びを計算することに重点がおかれている。FREC-4Aは燃料棒を軸方向にセグメントに分割する。セグメントにおいて、温度、応力と歪は軸対称であり、軸方向の歪は燃料ペレットと被覆のそれぞれについて一定であると仮定する。セグメントはさらに半径方向に同心状リング要素に分割され、二次元軸対称有限要素法が適用され、燃料棒全長についての全体剛性方程式が導かれる。長さに沿った接触力、変位はこの方程式を解くことにより求められる。この報告書は、FREC-4Aの理論と使用マニアルを記載する。
原山 泰雄; 泉 文男; 石橋 明弘*
JAERI-M 9631, 71 Pages, 1981/08
プログラムFREGシリーズは、燃料棒内の温度分布とそれに基づく蓄積熱量を計算する。温度分布は燃料棒の照射履歴に従って計算される。燃料棒内の温度は,燃料ペレット表面と被覆内面との間のギャップ熱伝達係数に強く影響される。したがって、FREGもこの熱伝達係数をいかに求めるかに重点がおかれている。FREG-4は、FREG-3の拡張プログラムである。FREG-3からの主要な変更点は、ギャップ熱伝達に影響を持つF.P.ガスの放出率の取扱いてある。すなわち、ペレット残留のガスと放出されたガスを区別して取扱う。この報告書は、FREG-3から修正されたモデルと入力手引を記載している。
泉 文男; 原山 泰雄
JAERI-M 9629, 274 Pages, 1981/08
日本国内の加圧水型原子力発電プラントの性能、装置、機器について、1980年12月までに入手したデータを整理、収録している。これらのデータは、1979年版(JAERI-M8947)のデータに変更が生じたものは修正され、新たに建設されたプラントに関するデータは追加して1980年版を編集した。収録のデータは、すべて専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
泉 文男; 森島 淳好; 鈴木 元衛; 原山 泰雄
JAERI-M 8947, 420 Pages, 1980/07
日本国内の原子力発電プラントの性能、装置、機器について1979年12月までのデータを整理、収録している。これらのデータは、1978年版(JAERI-M8083)以後の変更については修正され、また新たなプラントについては追加されている。収録のデータは、専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
内田 正明; 原山 泰雄; 大坪 直昭*
JAERI-M 8482, 56 Pages, 1979/10
事故時または過渡時における軽水炉燃料挙動解析プログラムFREG-3Tを開発した。このプログラムは定常運転時のギャップ熱伝達率評価プログラムFREG-3を基礎とし、これに過渡温度計算機能および事故時の解析に必要な燃料棒表面熱伝達モデル、高温物性データ等を付加したものである。このプログラムは出力、冷却材条件の入力値に従い、単一燃料棒の温度、内圧および変形分布を計算する。モデルは主として大口径破断の冷却水喪失事故の条件を念頭に置いて構成した。実用的な事故解析コードへの第一歩として、未だ計算範囲は限られているが、通常運転出力ランプ中の燃料中心温度、炉外ジルカロイ管ふくれ実権、炉内LOCA実験等について計算と実験データの比較を行い、一応満足すべき一致をみた。
山田 礼司; 原山 泰雄; 石橋 明弘*; 小野 正夫*
JAERI-M 8468, 77 Pages, 1979/09
燃料の局所的な変化の大部分は燃料ペレットの照射による変化に起因している。この変化を理解する手段として有限要素法に基づいた解析のプログラムを作成した。プログラムはペレットのクラックの解析に重点をおき、現段階ではペレットと被覆管の機械的相互作用は考慮していない。 
-Z系の2次元モデルに基づくFEMFと
-Q体系の平面モデルに基づくFREB4の二つのプログラムを作成した。本報告書はプログラムの概要とペレットのクラックがその出力によってどのように変化するかについて記述した。
