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論文

福井県の特徴を踏まえた高経年化研究計画について

榊原 安英; 磯村 和利; 山下 卓哉; 渡士 克己; 土井 基尾; 大草 享一; 田川 明広; 平原 謙司

日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.283 - 286, 2006/06

原子力発電所の高経年化対策の充実を図るために、原子力学会の高経年化に関するロードマップに沿って、調査研究を、長期運転プラントや研究機関等が集積化する福井県下で実施した。

報告書

FBRプラントにおけるき裂進展評価手法の高度化に関する研究(Phase II) 共同研究報告書

飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司

JNC TY4400 2004-001, 90 Pages, 2004/03

JNC-TY4400-2004-001.pdf:10.67MB

本研究では平成12年度の同名研究で得られた成果をもとに、平成13-15年度の3年間の予定でFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に、評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発モデル化した亀甲状き裂の強度評価を行う場合に、軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と近似的に考えてよいことを破面調査により確認した。その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂K値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 仏国規格A16、JNC作成欠陥評価指針の比較を行った。その結果、現在提案されている簡易クリープ疲労き裂進展評価手法の基本的な考え方には大差がなく、K値を用いて断塑性破壊力学パラメータを推定し、これによりき裂進展評価を行うものであることが確認できた。この方向については今後とも変わることがないと考えられる。そこで昨今の計算機能力の飛躍的な向上を背景に、任意構造中のき裂に対するK値を容易に評価可能とする「目標K値精度を指定しうる三次元き裂進展評価手法の高度化を提案した。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、S55C,SUS304,HT60,SS400, 2.25Cr-1Mo, SUS316, SUS321, T91, Inconel718の低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。今回得られたデータをASME pressure vessel code Sec.XI, JSME軽水炉プラント維持規格中の疲労き裂進展評価線図と比較した結果、今回のデータはS55C,HT60を除きこの線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。またKmax増により⊿Kthが漸減する材料を予測する手法を提案し、その有用性を確認した。

報告書

FBRプラントにおけるき裂進展評価手法の高度化に関する研究(Phase II)平成14年度(共同研究報告書)

飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司

JNC TY4400 2003-002, 63 Pages, 2003/03

JNC-TY4400-2003-002.pdf:3.95MB

今年度は昨年度に引き続きFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発 本年度はモデル化した亀甲状き裂が軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と同じと考えてよいことを破面調査により確認し、その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂のK値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を有限要素解析結果を用いて評価した数値解と比較することにより確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 本年度は仏国規格A16(3RD DRAFT, 12/31/1995版)解説書を入手できたので、この全訳(ドラフト)を作成し、この内容をもとにA16とJNC作成欠陥評価指針(案)の比較を行った。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、昨年度に引き続き低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。き裂閉口が生じない結果、疲労き裂進展抵抗の上限値に近いデータが得られることを期待し、ASTM E467に準じKMAX=一定試験法により実験を行った。得られたデータをJSME軽水炉プラント維持規格の評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図を超える場合があることがわかった。JSME評価線図は元来原子力プラントに使用されている材料を対象としているために直ちに問題となることは無いが、この評価線図の安全裕度については今後検討していく必要があると考える。また本年度は時間を要する低荷重域疲労き裂進展データの取得を促進すべく、高温試験にも対応可能な大容量高速

論文

「もんじゅ」構造健全性診断システムの開発

田邉 宏暁; 土井 基尾; 渡士 克己

サイクル機構技報, (13), p.13 - 22, 2001/12

原子力プラントの安全且つ安定な運転を維持するために、機器の保全管理を目的とした補助的なシステムとして、プラント運転によって得られる温度等の計測値を用いて運用開始の初期から機器に発生する応力の履歴と、これによるクリープ疲労損傷を計算する「構造健全性診断システム」を高速増殖原型炉「もんじゅ」の主要機器を対象として開発した。

報告書

地層処分システム性能評価の品質保証に関する研究[概要版]

前田 一人*; 房枝 茂樹*; 片岡 伸一*; 根本 和明*; 柳澤 一郎*; 福井 裕*; 土井 基尾*

PNC TJ1216 97-007, 77 Pages, 1997/03

PNC-TJ1216-97-007.pdf:2.93MB

本研究では、性能評価で用いる解析コード及びデータを対象として、それらの品質を保証するための手順と品質に関する情報の管理・運用手法について、地層処分システムの性能評価結果の信頼性の保証という観点からの検討を行う。本年度は、地層処分システムの性能評価で考慮すべき品質保証項目に対する品質保証の手順を、国内外での品質保証の実績等を踏まえて整理するとともに、解析コードの検証手法やデータの分類手法を以下のとおり検討した。(1)品質保証項目の抽出と既存の品質保証手法の調査・整理・原子力分野、航空宇宙分野、YMP、WIPPの品質保証要求事項を調査・整理した。・データ、解析コードの利用に於いて、エラー防止と品質保証の観点から確認を行うべき項目を摘出した。(2)品質保証手続きのフレームワークの作成・摘出した品質保証項目を確認項目と記録項目に分類し、性能評価解析における要求事項を管理フローとして示した。・管理フローに基づき、計算機システムへ展開した場合における品質管理システム構築のための基本要件について検討した。(3)解析コードの検証方法の構築動燃殿のニアフィールド性能評価コードである、MESHNOTE、PHREEQE、MATRICSを対象とした検証マニュアルを作成した。さらに、検証結果を判定するための基準ならびに適用範囲の設定方針について検討した。(4)データの分類管理手法の構築・データの取得から処理段階の全過程のデータ管理を行うため、取得方法や中間処理方法及び信頼性に基づいたデータの階層構造を構築した。・上記で構築した階層構造及びデータの性能評価計算への影響度を考慮したデータベース構造を検討した。

報告書

地層処分システム性能評価の品質保証に関する研究

前田 一人*; 枝房 茂樹*; 片岡 伸一*; 根本 和明*; 柳澤 一郎*; 福井 裕*; 土井 基尾*

PNC TJ1216 97-006, 202 Pages, 1997/03

PNC-TJ1216-97-006.pdf:10.03MB

本研究では、性能評価で用いる解析コード及びデータを対象として、それらの品質を保証するための手順と品質に関する情報の管理・運転手法について、地層処分システムの性能評価結果の信頼性の保証という観点からの検討を行う。本年度は、地層処分システムの性能評価で考慮すべき品質保証項目に対する品質保証の手順を、国内外での品質保証の実績等を踏まえて整理するとともに、解析コードの検証手法やデータの分類手法を以下のとおり検討した。(1)品質保証項目の抽出と既存の品質保証手法の調査・整理・原子力分野、航空宇宙分野、YMP、WIPPの品質保証要求事項を調査・整理した。・データ、解析コードの利用に於いて、エラー防止と品質保証の観点から確認を行うべき項目を摘出した。(2)品質保証手続きのフレームワークの作成・摘出した品質保証項目を確認項目と記録項目に分類し、性能評価解析における要求事項を管理フローとして示した。・管理フローに基づき、計算機システムへ展開した場合における品質管理システム構築のための基本要件について検討した。(3)解析コードの検証方法の構築動燃殿のニアフィールド性能評価コードである、MESHNOTE、PHREEQE、MATRICSを対象とした検証マニュアルを作成した。さらに、検証結果を判定するための基準ならびに適用範囲の設定方針について検討した。(4)データの分類管理手法の構築・データの取得から処理段階の全過程のデータ管理を行うため、取得方法や中間処理方法及び信頼性に基づいたデータの階層構造を構築した。・上記で構築した階層構造及びデータの性能評価計算への影響度を考慮したデータベース構造を検討した。

報告書

性能評価手法の統合的運用に関する研究(概要版)

向井 悟*; 北尾 秀夫*; 立川 博一*; 房枝 茂樹*; 柳澤 一郎*; 土井 基尾*; 浜崎 学*

PNC TJ1216 96-003, 106 Pages, 1996/03

PNC-TJ1216-96-003.pdf:2.44MB

ニアフィールド性能の定量化には、処分環境で生起する現象のモデル化、使用データの信頼性の向上及びそれらモデルやデータの統合の他、モデル、データの履歴、解析内容のトレース等が可能な品質管理体系の構築が必要である。このため、本研究では性能評価手法の統合的な運用を進めていくため、以下の検討を実施した。(1)速度論的吸着特性を考慮した物質移行モデルの開発及びトレーサー試験解析・速度論的吸着モデルに関する文献調査の結果、吸着性トレーサであるCs、Srは、Frenudlich型の吸着を示すことが分かった。・吸着速度を考慮して物質移行のモデル化を行ない、吸着速度定数及びFrenudlich定数の違いによる物質移行量への影響を把握することができた。・吸着性トレーサ試験のデータを用いた解析の結果、Naは線形吸着モデルで説明できるがSr、Rb、Csについては吸着速度を考慮することで、大略破過曲線を説明することができた。(2)Uの溶解度制限固相の変遷に関する研究・UO2(am)は、十分にUO2(cr)まで結晶化した。UO2(cr)の溶解度は、10-10$$sim$$10-9Mになると推定された。・乾式法でUO2(cr)が合成されたが、固相表面は、活性で溶解度が高いことが示された。(3)性能評価手法の統合的運用のための品質管理システムに関する研究

報告書

カルシウム型ベントナイトに対する核種の収着特性に関する研究(2)-概要書-

向井 悟*; 滝 洋*; 土井 基尾*

PNC TJ1214 95-006, 34 Pages, 1995/03

PNC-TJ1214-95-006.pdf:0.53MB

本研究では、カルシウム型に変換したベントナイトに対する核種の収着特性を把握するために、以下に示す研究を実施した。(1)カルシウム型ベントナイトと模擬地下水との浸出液を調整し、溶液中のpH、Eh及び元素分析を行った。また、大気雰囲気下と雰囲気制御下(Ar雰囲気下、O2濃度1ppm以下)における浸出液の化学組成について比較・検討した。(2)大気雰囲気下と雰囲気制御下において、カルシウム型ベントナイトに対するNp、I(雰囲気制御下)、及びC(大気雰囲気下)の分配係数測定試験をバッチ法により実施し、以下の分配係数が得られた。1)Npの分配係数:1.1$$times$$102ml/gCa型ベントナイト-蒸留水系4.1$$times$$101ml/gクニゲルV1-蒸留水系2)Iの分配係数:2.9ml/gCa型ベントナイト-蒸留水系1.5ml/gCa型ベントナイト-水酸化カルシウム系3)Cの分配係数:1.7$$times$$101ml/gCa型ベントナイト-蒸留水系1.6$$times$$103ml/gCa型ベントナイト-水酸化カルシウム系

報告書

溶解度制限固相の変遷に関する研究(2)研究概要

立川 博一*; 出雲路 敬明*; 土井 基尾*

PNC TJ1214 95-002, 37 Pages, 1995/03

PNC-TJ1214-95-002.pdf:1.73MB

本研究では、ウランの非晶質固相(UO2/xH2O)の結晶性固相(UO2(cr))への変遷過程を短期的ウラン液相濃度変化試験および加速試験により実験的に求めるとともに、得られた結果を解析し、メカニズムの推定に基づく速度式、速度定数の取得を行った。以下に得られた結果を示す。(1)短期的変化試験でウラン液相濃度は、ウラン非晶質生成直後では、$$sim$$2$$times$$10-5mol/lとなり、試験開始24時間では5$$times$$10-9$$sim$$3$$times$$10-8mol/lとなった。(2)加速試験より、加熱保持により結晶化が進行したが、著しい結晶化の進行で沈澱固相にイオン交換反応由来と見られるpH減少が生じた。結晶化度約50%の試験系では、液相ウラン濃度が短期的変化試験と同等となった。(3)8種類の固相変遷のモデルの検討を行い、このうち汎用性が高いと考えられる2種類のモデル〔U(OH)4(aq)を考慮したUO2(am)-UO2(cr)、UO2(am)-UO2(s、cr)-UO2(cr)のモデル〕を作成した。(4)速度式、速度定数の算出手順の検討を行い、作成したモデルに基づき実験データ解析(短期および長期試験)を行なった。UO2(am)-UO2(s、cr)-UO2(cr)のモデルを用いた場合は、測定された固相の変遷及びウラン濃度の挙動を再現することができた。(5)固相の変遷に及ぼす放射線の影響度に関する調査を行った結果、分子動力学法によるモデル解析が候補として考えられることが分かった。

報告書

溶解度制限固相の変遷に関する研究(2)文献集

立川 博一*; 出雲路 敬明*; 土井 基尾*

PNC TJ1214 95-004, 187 Pages, 1995/02

PNC-TJ1214-95-004.pdf:8.35MB

本研究では、ウランの非晶質固相(UO2・xH2O)の結晶性固相(UO2(cr))への変遷過程を短期的ウラン液相濃度変化試験および加速試験により実験的に求めるとともに、得られた結果を解析し、メカニズムの推定に基づく速度式、速度定数の取得を行った。以下に得られた結果を示す。(1)短期的変化試験でウラン液相濃度は、ウラン非晶質生成直後では、$$sim$$2$$times$$10-5mol/lとなり、試験開始24時間では5$$times$$10-9$$sim$$3$$times$$10-8mol/lとなった。(2)加速試験より、加熱保持により結晶化が進行したが、著しい結晶化の進行で沈澱固相にイオン交換反応由来と見られるpH減少が生じた。結晶化度約50%の試験系では、液相ウラン濃度が短期的変化試験と同等となった。(3)8種類の固相変遷のモデルの検討を行い、このうち汎用性が高いと考えられる2種類のモデルU〔(OH)4(aq)を考慮したUO2(am)$$rightarrow$$UO2(cr)、UO2(am)$$rightarrow$$UO2(s、cr)$$rightarrow$$UO2(cr)のモデル〕を作成した。(4)速度式、速度定数の算出手順の検討を行い、作成したモデルに基づき実験データ解析(短期および長期試験)を行なった。UO2(am)$$rightarrow$$UO2(s、cr)$$rightarrow$$UO2(cr)のモデルを用いた場合は、測定された固相の変遷及びウラン濃度の挙動を再現することができた。(5)固相の変遷に及ぼす放射線の影響度に関する調査を行った結果、分子動力学法によるモデル解析が候補として考えられることが分かった。

報告書

緩衝材の熱・水・応力連成試験 第4報 加熱・全面注水試験結果について

藤田 朝雄; 茂呂 吉司*; 土井 基尾; 松本 一浩*

PNC TN8410 93-294, 48 Pages, 1994/02

PNC-TN8410-93-294.pdf:3.18MB

緩衝材大型試験設備では、原位置締め固め方式により設置した緩衝材を用いて、平成4年4月より加熱・全面注水試験を行なっている。本報告書は試験開始後12か月の間に得られた緩衝材中での熱、水の移動とそれに伴う膨潤圧の発生状況と6か月目に実施した水分測定のための緩衝材サンプリングの結果について報告する。サンプリング結果と試験結果から以下のようなことが分かった。1.緩衝材中の水分分布をみると、ヒーター近傍では熱の影響により初期含水比より含水比が低下しており、また人工岩盤近傍では注水側であるため初期含水比より含水比は上昇している。2.緩衝材中の膨潤圧は水平方向と鉛直方向との異方性はあるものの、試験室で測定した膨潤圧とほぼ同じ値(約5kg/cm2)が観察された。3.熱の分布は約半年でほぼ定常状態になり、緩衝材中の温度勾配は30cmの距離で約10$$^{circ}C$$であった。

報告書

高速実験炉「常陽」特殊試験報告書; 補助冷却系による崩壊熱測定試験

土井 基尾*; 松村 寿晴*; 坂口 俊英*; 寺田 和道*

PNC TN941 81-78, 32 Pages, 1981/04

PNC-TN941-81-78.pdf:5.22MB

高速実験炉「常陽」の75MW定格運転後の炉心崩壊熱の測定を目的として,補助冷却系による崩壊熱測定試験を実施した。補助冷却系の起動は,系統ナトリウム温度を約250$$^{circ}C$$まで降温させ,1次主冷却系をポニーモータ運転状態とした後に行ない,主冷却系と補助冷却系の並列運転を経てから補助冷却系のみによる崩壊熱除去に移行した。試験結果 1)補助冷却系の配管はその一部分が原子炉容器内に設置されているため,炉容器内でも熱交換が行われ,補助中間熱交換器の出入口温度差から直接崩壊熱を求めることは出来なかったが,それを補正することにより崩壊熱470kWが得られた。2)本試験時,補助冷却系による崩壊熱除去能力は充分余裕があった。3)1次主循環ポンプを停止し,補助冷却系のみの運転に移行した時点から,1次主冷却系のホットレグとコールドレグのナトリウム温度差が急速に拡大し,監視値として定めた10$$^{circ}C$$を越えた為,補助系起動後約1時間にして試験を中断しプラント復帰操作に移った。

報告書

高速実験炉「常陽」ヒートバランスの現状と考察

寺田 和道*; 石川 真*; 田村 誠司*; 土井 基尾*; 鈴木 利明*; 山本 寿*

PNC TN941 80-168, 53 Pages, 1980/12

PNC-TN941-80-168.pdf:9.04MB

高速実験炉「常陽」に於けるヒートバランスは,現在,1次主冷却系の原子炉出入口温度差と流量,より算出した発熱量と主冷却器の空気側の出入口温度と風量より算出した発熱量の間に75MW時Aループで約11%,Bループで約4%の差があり空気側が大となっている。空気側の出入口温度と風量は,主冷却器の出口ダクト部で熱電対及びピトー管により8$$times$$8個所測定を行ない,その平均値から算出している。更に,1次主冷却系の原子炉出入口温度差と流量から算出した発熱量と主冷却器のNa側の温度差と流量より算出した発熱量は,Aループはほぼ一致し,Bループは約8%1次側が大となっている。燃料集合体毎の出口冷却材温度と冷却材流量から積算した炉心発熱量は,1次主冷却系の温度,流量から算出した発熱量より,75MW出力時約7%程高くなっている。本理由として,燃料集合体出口の熱電対の位置が集合体に対し中心位置にあるため,その指示値が集合体の平均出口Na温度より高めの指示を示しているのではないかと考えられている。Aループに於ける1次系及び2次系基準と空気系基準の発熱量の差,Bループの1次系基準と2次系基準の発熱量及び2次系基準と空気系基準の発熱量の差は,現在考えられている測定誤差の範囲を超えるものである。本報告書は,高速実験炉部技術課で昭和55年2月より3月にかけて実施された熱出力検討会の内容をもとに,昭和55年3月末時点での「常陽」の熱出力とヒートバランスの現状と考察について,述べたものである。

報告書

高速実験炉「常陽」75MW性能試験報告書; 定常伝熱特性PT-12

土井 基尾*; 遠藤 雅行*; 七島 健司*; 前谷 弘道*; 速水 雅尚*; 和田 穂積*; 広瀬 正史*

PNC TN941 80-65, 269 Pages, 1980/05

PNC-TN941-80-65.pdf:48.51MB

本試験は主冷却系の主中間熱交換器及び主空気冷却器について,その設計性能を確認するものである。試験は下記三通りの定常状態において行った。原子炉出力75Mwtに至る各ステップ(25,40,50,65,75Mwt)の定常状態における試験原子炉入口ナトリウム温度を270$$^{circ}C$$に制御して原子炉出力を上げ,各ステップ(30,50.60,65Mwt)の定常状態における試験。2次ナトリウム流量を下げ,約80%,50%の定常状態における試験。試験の結果‥1)主中間熱交換器については前報(SN94179-128)で報告した性能から予想された結果が得られた。2)主空気冷却器については高風量域までのデータが得られ,ほぼ設計値と良い一致を示した。主中間熱交換器(A)における性能低下の原因は,シェル側流体のバイパス流によるものと考えられたので,確認のため上記3)の試験を実施し予想と一致した結果が得られた。主空気冷却器については,原子炉出力75Mwtで定格風量の約1/2であるため,上記2)の試験を実施し熱負荷運転状態における高風量域のデータを得ることが出来た。

報告書

高速実験炉「常陽」75MW性能試験報告書; 冷却系熱電対較正結果

鈴木 利明*; 土井 基尾*; 石井 真*

PNC TN941 79-240, 36 Pages, 1979/12

PNC-TN941-79-240.pdf:0.92MB

常陽の1次系および2次系の冷却材温度測定にはCA熱電対が用いられている。75MW出力上昇試験において冷却材温度を正確に求めるために検出器,補償導線および計測器を含めた温度計測系としての較正を純金属の冷却特性を利用した温度定点法により実施した。使用した金属は純度99.9999%の鉛と99.999%の亜鉛である。▲原子炉出入口,IHX2次側出入口に設置されている熱電対(0.4級)は出力上昇試験用に製作した新しいものであるが,出力上昇試験前における基準値に対する熱起電力の差は亜鉛点(419.6$$^{circ}C$$)で-0.3$$^{circ}C$$$$sim$$+0.6$$^{circ}C$$であった。出力上昇試験後にこれらの熱電対について再度較正を実施したところ7体の内2体は正側に,2体は負側にドリフトしていることが明らかになった。残りの3体についてはドリフトはみられなかった。主冷却器出入口の熱電対は6体の内1体を除いて据付時に設置されたものであるが,それらの亜鉛点におけるドリフト量は出力上昇試験開始前にすでに+3.9$$^{circ}C$$$$sim$$+6.0$$^{circ}C$$であった。▲CA熱電対の熱起電力ドリフト現象についてはすでに計測,金属材料,原子力などの研究分野ですでに研究,調査が行われ,確認されている。これらの研究結果および今回の較正結果からみて,正確な温度を長期間にわたって得る場合はCA熱電対は必ずしも適切ではなく,また使用する場合は定期的な較正が必要と考えられる。▲

報告書

高速実験炉「常陽」性能試験報告書; PT-42補助冷却系による熱除去

広瀬 正史*; 遠藤 雅行*; 七島 建志*; 土井 基尾*; 榎本 俊彦*; 鈴木 幸夫*; 関口 善之*; 山本 寿*

PNC TN941 79-91, 81 Pages, 1978/12

PNC-TN941-79-91.pdf:4.66MB

補助冷却系は、主冷却系による熱除去が期待出来なくなった時、炉内ナトリウムレベル低下時、及び炉内検査時に崩壊熱除去系として用いられる。その設計除熱量は2.6MWtであり、本試験はその除熱能力を確認するものである。 本試験は原子炉熱出力を求め易いよう炉内ナトリウムレベルを下げ、又試験中の異常時に崩壊熱を冷却材熱容量で吸収させるため、冷却材温度を定格条件より下げて行った(A/C出口250$$^{circ}C$$に設定)。 試験は原子炉出力1.16MWt、及び2.16MWtにて定常状態を保ち測定を行い、測定結果より定格条件での除熱能力を推定した。 試験結果‥試験温度条件において原子炉出力2.16MWtに対応する補助冷却器入口ベーン開度は72%であった。これを定格温度条件に外挿すると原子炉出力2.6MWtにおいてはベーン開度に余裕があり、(定格条件をさらに延長すれば)その最大除熱能力は約3.1MWtと推定された。

口頭

FBRを対象としたリスクベース保全検討について

土井 基尾; 月森 和之; 渡士 克己

no journal, , 

近年、特に米国において軽水炉の安全規制にかかわる意思決定にリスク情報を積極的に活用する仕組みが実用化され、設備稼働率が大幅に向上している状況を踏まえて、日本の軽水炉においてもリスク情報の活用に向けた取り組みが行われている。ナトリウム冷却高速炉は軽水炉と異なり活性を有するナトリウムを使用することから、ナトリウム漏えいのリスクを考慮することが必要と考えられる。ナトリウム漏えいのリスクの観点からリスクベース保全検討手法及び原型炉を例として適用した検討状況を紹介する。

口頭

耐熱FBGによる高温構造物の振動変形モニタリング技術の開発

島田 幸洋; 増住 考志; 西村 昭彦; 土井 基尾*; 月森 和之

no journal, , 

フェムト秒レーザーを用いた非熱加工の手法を用いて石英板中に非可逆的な格子加工を行い、伝熱配管などの高温構造物の振動や変形を常時監視するための耐熱FBGの開発を目的として、その耐熱性評価を行った。その結果、950$$^{circ}$$Cまでの昇温後も回折光の強度比は変化せず、高温配管の局所的な振動,歪の検知手法として耐熱FBGのシステムが有効であることを示した。

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