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深谷 正明*; 畑 浩二*; 秋好 賢治*; 佐藤 伸*; 竹田 宣典*; 三浦 律彦*; 鵜山 雅夫*; 金田 勉*; 上田 正*; 戸田 亜希子*; et al.
JAEA-Technology 2014-040, 199 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2014-040.pdf:37.2MB
超深地層研究所計画における工学技術に関する研究は、大きく分けて、(1)「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、(2)「研究坑道の建設技術の開発」、(3)「研究坑道の施工対策技術の開発」、(4)「安全性を確保する技術の開発」および、(5)「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の5項目に分類して進めている。これまでは、「第2段階」の調査研究として、研究坑道掘削工事で取得される計測データや施工データを用いた評価に基づく設計の妥当性についての検討などを中心として進めてきた。本研究は、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」の一貫として、深度500m研究アクセス北坑道における再冠水試験のための止水壁に関する検討を実施した。具体的には、止水壁やプラグに関する国内外の文献調査を実施し、この結果を基に、設計条件の検討、解析による止水壁躯体の設計と岩盤安定性の評価、主な部材の材料選定、止水グラウトの検討などを実施した。
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月
平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
堀 雅夫*; 村松 精*; 坂井 茂*; 西田 優顕*; 高橋 克郎*; 溝尾 宣辰*
PNC TN1410 93-053, 271 Pages, 1993/11
第9回高速増殖炉研究開発成果報告会を平成5年2月24日(水)に経団連ホールにて開催した。本報告書は報告会におけるスライドをまとめたものである。1.高速増殖炉研究開発の概要2.原型炉「もんじゅ」試運転の成果と今後の計画(1)「もんじゅ」試運転の現状と今後の計画(2)総合機能試験の成果(3)性能試験計画3.国際協調に基づく研究開発4.「常陽」の今後の展開
柚原 俊一*; 堀 雅夫*; 沢井 定*
PNC TN9530 88-014, 49 Pages, 1988/11
我が国の原子力委員会は昭和62年6月、5年振りに「原子力開発利用長期計画」を改訂した。本計画は高速増殖炉の基本的な開発政策についても見直しし、以下の主要政策を明示している。 (1) 軽水炉に引き続く主要な原子力発電プラントとしての高速炉の使用 (2) 高速増殖炉を中心とするプルトニウム利用体系の確率 高速増殖炉開発の展開については、(1)もんじゅ開発の推進、(2)実証炉1号開発の推進、(3)高度技術の開発及び(4)革新技術の開発を主要な柱としている。 これらの開発戦略に基づき、「もんじゅ」及び「常陽」を中心とする高速増殖炉の研究開発は動燃を主体として進められている。 高速実験炉「常陽」は順調に運転を継続し、高速原型炉「もんじゅ」の建設は計画通りの進捗で、昭和63年10月末で57.1%の進捗率である。 高速実証炉DFBR-1については、設計及び建設の主体である原電、研究開発の主体となる動燃、電中研、原研、これらの4機関の協力のもとに設計研究及び所要の研究開発が推進されている。 高速増殖炉の要素技術となる研究開発については、安全、燃料、構造・材料、炉物理、プラント機器及びシステム等の種々の分野で進められている。
小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.
JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01
この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLi
Oを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。
澤井 定*; 堀 雅夫*; 小松 純治*
PNC TN2600 87-001, , 1987/09
昭和62年9月13日17日,米国ワシントン州において開催された米国原子力学会及び欧州原子力学会主催の高速増殖炉システム国際会議(FastBreederSystemsInternationalConference)に出席し,招待論文の発表,各国との討論・意見交換を行った。 本会議には,主催者の予想を上まわる15ヶ国約350名(米約200,日本約40,仏国約30,西独約30,英約10,ソ連4,他)が参加し,盛会であった。 本会議の概要は以下の通りである。 1.開発計画 o各国とも長期的にはFBRの開発が必要かつ重要と考えている点では一致していた。 o西側では,日本以外の国の今後のFBR開発計画は明確ではなく,次のFBR実証炉の建設計画をはっきり示したのは日本のみであった。 oFBRの実用化には,R&Dと並行して,間隔をあまりあけずにプラントを建設し,経験を得て行くことが必要という意見があった。 2.各国の開発の方向 o米国は,建設コスト低減と安全性の増進に力点を置いたLMFRの開発を推進し,FFTFを1991年までに金属燃料に切りかえるなど,金属燃料路線を推進して行く。 oヨーロッパ連合は,大型炉共通設計を進めるなど,結束を固めるべく努力して行く。 oソ連は,BN-600の経験を踏まえ,BN-800の建設に着手しており,増殖性を重視するなどの独自のFBR路線を進めて行く。 3.燃料サイクル o発電プラントの開発建設計画に対する燃料サイクル開発についての関心が強かった。 oヨーロッパにおいては,大型炉を対象とした再処理施設の共同設計を進めるとの報告があった。 4.国際協力 o国際協力の重要性は,以前にも増して協調されていた。 o資金を節約するためには,相互補完により協調実施して行くことが求められていた。 5.技術報告 約150件の報告(招待論文を含む)があり,特に目を引いたものは下記の項目であった。 oスーパーフェニックス炉の炉外燃料貯蔵槽のリーク個所発見の速報。 oFBRの蒸気発生器でのナトリウム-水反応(本年2月に発生)の状況速報。 oフェニックス炉での高燃焼度化のための燃料マネージメント方法の報告。 oPFR,FFTF,フェニックスの各炉におけるテスト燃料による破損運転経験の報告。 o日本の各機関からの大型炉設計研究の報告。 6.次回の会議開催 o高速炉に関する
望月 恵一; 堀 雅夫*; 和泉 啓*
PNC TN243 83-14, 73 Pages, 1983/05
no abstracts
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-04, 274 Pages, 1979/10
高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第5回大リーク・ナトリウム-水反応試験(Run―5)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―5で使用された内部構造物は,三菱重工(株)で設計製作されたものである。Run―5の注水率は,15kg/secであり,これはiso-velocitymodelによれは,伝熱管5本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で24.6kg/cm
2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は7.6kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.23secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
広井 博*; 佐藤 稔*; 大後 美道; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-155, 367 Pages, 1979/08
高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書は,SWAT―3で実施された第7回大リーク・ナトリウムー水反応試験(Run―7)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―7で使用された内部構造物は,東芝/石川島播磨重工業(株)で設計製作されたものである。本試験の主目的は,ダウンカマ部でのナトリウム―水反応現象の解明にある。Run―7の注水率は,106Kg/secであり,これはiso―velocitymodelによれば,「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管2本破断に相当する試験規摸であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で19.5Kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は58Kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.613secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
広井 博*; 佐藤 稔*; 田辺 裕美*; 綿見 正和*; 吉岡 直樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 79-118, 282 Pages, 1979/06
高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウムー水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT―1試験装置,SWAT―3試験装置を用いて試験が行なわれている。本報告書はSWAT―3で実施された第4回大リーク・ナトリウム‥水反応試験(Run―4)にて得られたデータをとりまとめたものである。Run―4で使用された内部構造物は,東芝/石川島播磨重工業(株)で設計製作されたものである。三試験の主目的は伝熱管コイル上部(液面下640mm)でのナトリウム-水反応現象の解明にある。Run―4の注水率は,9.0kg/secであり,これはiso―velocitymodelによれば,「もんじゅ」蒸気発生器伝熱管5本破断に相当する試験規模であった。試験においては,圧力,歪,温度,液面,ボイド,配管反力,加速度,変位,流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で14.7kg/cm2aであり,蒸発器内での準定常圧力の最大値は54kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.536secに破裂し,放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
進藤 嘉久*; 大後 美道; 三宅 収; 堀 雅夫*; 佐藤 稔*
PNC TN952 78-07, 48 Pages, 1978/10
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において,伝熱管小リーク発生時のリーク検出計 -水素濃度計-の検出性能評価は,いわゆる「セーフティ・マップ」でおこなわれる。本報告書は原型炉用「セーフティ・マップ」作成コードSWAC-10-MJ/1の取扱いマニュアルと一て作成されたものである。 SWAC―10―MJ/1は,すでに同様の目的で動燃50MW蒸気発生器試験施設用に作られたSWAC-10コードを,原型炉用に改造したものである。 本改造により従来のSWAC―10コードと異なった主な点は以下のとおりである。(1)計算対象を原型炉製作準備設計1の体系とした。(2)伝熱管ウェステージ式をリーク点ノターゲット間距離の効果が取扱える動燃実験式を用いた。(3)一次破損孔のセルフウェステージによる孔径拡大現象を取扱えるようにした。(4)Na中検出器のNi膜中の水素拡散応答特性を取扱えるようにした。
鐘ヶ江 直道*; 池本 一郎*; 大後 美道; 井上 設生*; 堀 雅夫*
PNC TN941 78-91, 214 Pages, 1978/10
PNC型Na中水素検出計2号機は,すでに報告した同1号機の試作,試験から得られた成果を基に,商速増殖原型炉「もんじゅ」での使用を想定し設計,製作されたものであり,現在動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センタ内各種試験装置に組込まれ順調に稼動が続けられている。この2号機の特徴は,検出計の較正運転手法の簡易化および精度の向上を目的として従来はなかった「動的室,静的室分離型」の構成を開発し実用化した点にある。▲本書は,この2号機の法本設計仕様,詳細構造および較正試験,水注入時の応答試験を含むNa巾試験結果について記述するものである。これ等の設計,試作および試験を通じて以下の成果を得た。▲1)「動的室,静的室分離型」は較正試験時の運転手法の簡易化および較正精度の向上に有効である。▲2)同1号機の経験も含め,既に報告した「検出計最適設計法」の妥当性を確認した。▲3)「もんじゅ」の適用可能な設計,製作および運転に関する多くの情報を得ると同時に,本2号機が「もんじゅ」用として使用可能である事の見通しを得た。▲大洗工学センタでは現在この2号機を使用して,検出計の寿命,経年変化を把握するための長期試験を行って更に多くの運転経験を積み重ねる予定である。▲
田辺 裕美*; 佐藤 稔*; 広井 博*; 綿見 正和*; 吉岡 真樹*; 堀 雅夫*
PNC TN941 78-154, 210 Pages, 1978/10
高速増殖原型炉「もんじゅ」の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計データを得るため,動燃大洗工学センターにおいて,SWAT-3試験装置を用いて大リーク試験が行なわれている。本報告書は蒸気発生器安全性総合試験装置SWAT-3で1978年3月に実施された第6回大リーク・ナトリウムー水反応試験(Run-6)にて得られたデータについてまとめたものである。Run-6で使用された内部構造物は,日立製作所/バブコック日立(株)で設計製作されたものである。本試験の準定常注水率は初期9.4kg/secであり,これはiso-velocityモデルによれば伝熱管5.7本破断に相当する注水率であった。試験においては,圧力・歪・温度・液位・ボイド率・配管反力・加速度・変位・流量等が計測された。初期スパイク圧力は注水点近傍で12.0kg/cm2aであり,準定常圧力の最大値は5.1kg/cm2aであった。蒸発器放出系ラプチャ板は注水開始後0.58secで破裂し放出系の作動は良好であった。伝熱管二次破断はなかった。
池本 一郎*; 井上 設生*; 大後 美道; 堀 雅夫*; 鐘ヶ江 直道*
PNC TN941 77-191, 142 Pages, 1977/12
ウェステージ・データ整理コード「SWAC―8」は,現在動燃事業団が集枯している世界各国のナトリウム・水反応試験による材料ウェステージ・データをファイルし,各実験パラメータのウェステージに対する効果を求め,ウェステージ整理式の作成,および既に提唱されているウェステージ整理式の全世界データによる比較,検証などを行なうためのものである。▲本報告書では,主として「SWAC―8」コードの概要および操作方法について記述する。▲
小石川 秋三*; 高橋 憲次郎*; 田辺 裕美*; 広井 博*; 佐藤 稔*; 堀 雅夫*
PNC TN941 77-91, 89 Pages, 1977/01
高速炉蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故に対する安全設計デークを得るためにSWAT-3試験装置で試験が行なわれている。本報告は大リーク・ナトリウム-水反応時に放出系配管に生じる作用力の挙動を評価する目的で,SWAT-3Run-3試験での放出系配管ナトリウム流動や配管に作用する力に関するデータを整理し検討を加えたものである。ナトリウムの放出は放出系配管内のラプチャ板破裂後3秒の間にほぼ完了した。この間の流動は二相流で,最大圧力は4.4kg/cm2a,最小ボイド率は0.75,最大ナトリゥム流量は600kg/secであった。配管に作用する力には下記のものがある。-)蒸発器の運動による力-)曲管部での運動量変化による力-)収納容器の運動による力-)熱膨張力力-)は0.22secから0.77secの間ではステップ状に変化する。力-)の最大値は2.9tonである。力-)は振動数2.5Hz及び3.1Hzを持つ周期的な力である。
菱田 誠*; 佐藤 健*; 堀 雅夫*
PNC TN941 77-82, 86 Pages, 1977/01
期間1972年6月28日1977年3月30日目的蒸気発生器内でナトリウム-水反応事故が起った時の圧力波が二次系内を伝播する現象を調べるための実験で,本報では二次系の主要機器を含むループ内における圧力波伝播特性を調べた。要旨原型炉二次系構成磯器のうち,現在まで単体として試験してきた配管要素(分岐,ベンド),中間熱交換器,蒸気発生器などを連結した二次系ループを取りあげ,原型炉「もんじゅ」の約1/12.5の縮尺モデルについて圧力波伝播実験を行なった。試験条件は圧力波伝播媒体としては水を使用した。立上り時間2.57msec.波高値約27kg/cm2の第一パルス波を有する入力波形を使用した。この試験の結果と圧力波伝播計算コードSWAC-5KおよびSWAC-5Hによる計算の結果を比較した。試験結果から次のことが判った。二次系ループモデル内における圧力波伝播の計算結果と実験結果は中間熱交換器近辺を除けばよく一致している。中間熱交換器の内部および近傍においては圧力波の波形は類似しているが,波高値は計算結果の方が高い。すなわち計算結果は安全側の値を与える。SWAC-5KまたはSWAC-5Hコードによって「もんじゅ」二次系の圧力波伝播解析を行うことは妥当である。また,本報で採用した計算のモデルおよび考え方なども実機の解析に当って適用できると考える。
菱田 誠*; 佐藤 健*; 堀 雅夫*
PNC TN941 77-44, 57 Pages, 1977/01
期間昭和46年4月1日昭和51年11月30日 目的 蒸気発生器内でナトリウム-水反応事故が起った時の圧力波が二次系に伝播する様子を調べるための実験で,本報では蒸気発生器単体について圧力波伝播特性を調べた。要旨 原型炉二次系構成機器のうち,蒸気発生器を取りあげ,実物の約1/12.5の縮尺モデルについて圧力波伝播実験を行なった。試験条件は,1)圧力波伝播媒体として水を使用した。2)立上り時間約1.5msec,波高値約2.27.0kg/cm2の第一パルス波を存する入力波形を使用した。試験結果から次のことが判った。1)入力波形の第一パルス波の波高値は,蒸気発生器下部プレナムで約1/15に,上部プレナムで約1/30に減少する。2)計算結果と実験結果では差異を示す場所もあるが,全体的には比較的良い一致を示す。3)実験結果と計算結果の比較の際に,SG部分に次の三つの計算モデルを用いた。(イ)実際の断面積に従って,一次元的に組合せたモデル。(ロ)伝熱管部に平均断面積を用いたモデル。(ハ)シュラウド外側(実際のSGではダウンカマー部に相当)のみを考慮したモデル。比較結果では,各モデルによる計算結果ともかなり良く一致しており,モデル間の差も殆どなかった。4)使用した計算モデルは,この蒸気発生器と同様の形状の過熱器,再熱器等に使用可能と考える。5)SWAC―5計算コードは,実機二次系の圧力波伝播解析に使用できると考える。
鐘ヶ江 直道*; 池本 一郎*; 井上 設生*; 堀 雅夫*; 大後 美道
PNC TN941 77-190, 65 Pages, 1977/01
本プログレスレポートは,小リーク・ナトリウム水反応研究で得られた情報のうち,リーク検出計開発に関するものを速報的に報告するもので,日本原子力学会の講演原稿をもととした全5編より構成されている。各編の報告内容は以下のとおりである。第1編;小リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT―2)に組込まれたVARIAN社製Ni膜―イオンポンプ型Na中水素検出計を用いて実施した静的平衡法による較正試験結果の報告。Na中水素濃度(CH)とイオンポンプ出力(Ip)には理論どおりの関係は成立せず,CH
Ip0.70.75の関係が見出され,米および仏の報告ととも一致したことの報告を中心として,較正試験の原理,手法および間題点の指摘を記述し,最後に小リークN-一水反応時の応答測定結果について報告した。第2編;リーク検出計として最も実用化の進んでいるNi膜-イオンポンプ型Na中水素検出計について,その設計法,性能評価法の一般化を試み,2つの特性図にまとめ報告した。1つは動的平衡運転からの要求項目をまとめた「検出特性図」で,他は静的平衡運転からのもので「静的平衡測定特性図」である。両図の使用によって,全ての上記検出計の設計,性能評価が可能である。第3編;上記第2編で報告した最適設計法の実証を行う目的で製作した「PNC型Na中水素検出計」について,その特徴,設計法の評価について報告した。前編での設計法の妥当性を確認すると同時に,定量的に不明確であった設計出様等の定量的確認も行うことが出来,それによってさらに測定精度の向上も可能であることを確認した。第4編;前編で報告した「PNC型Na中水素検出計」を用いて実施した,ガス中試験およびNa中試験結果について報告した。水素検出計の設計や測定にきわめて重要な項目でありながらこれまで定量値が不明確であった真空壁面からの放出ガス率やゲージの自己排気速度の測定緒果についても報告した。第5編;これまで確認した設計法,試験結果を反映し,原型炉もんじゅ用に設計,試作した「PNC型Na中水素検出計2号機」の構造,性能の特性およびNa中試験結果について報告した本検出計は較正運転の手法,精度の向上を主目的として,静的室と動的室を分離したもので,今後長期性能試験による経年持性を確認して行く計画である。
田辺 裕美*; 広井 博*; 佐藤 稔*; 堀 雅夫*
PNC TN941 77-170, 73 Pages, 1977/01
ナトリウム冷却高速増殖炉の蒸気発生器での大リーク・ナトリウム-水反応事故時の安全解析のため準定常圧力挙動計算コードSWAC―13を開発した。本コードは蒸発器,過熱器などの蒸気発生器,中間熱交換器,二次系ナトリウム配管から構成される二次主冷却系,および収納容器,放出系配管からなる放出系について事故時の圧力挙動とナトリウム及び水素ガスの流動をネットワークモデルこよりシミュレーション計算を行なうものである。本報告書は,解析モデル,数値計算手法,プログラム概要につき本コードの取扱いマニュアルとしてまとめたものである。また本コードを用いた例題計算としてSWAT―3試験装置における大リーク試験を取り上げ,ネットワーク分割法,インプットデータ計算結果につき述べてある。本コードはJIS―FORTRANで書かれており,19OKBのコア容量を必要とし29リンク,10,000ステップに約50CPU分要する。使用した計算機はFACOM230/58である。
秋元 徳三*; 高野 博*; 前野 陽治*; 堀 雅夫*; 佐藤 稔*; 田中 信夫*; 綿見 正和*
PNC TN941 76-84, 63 Pages, 1976/08
実施期間;1975年2月1日1976年1月31日目的;大リークナトリウム-水反応によって発生する急峻な圧力波の特性および圧力波の蒸気発生器構造材におよぼす影響について,十分な解明をおこなうため,液体ナトリウムに代る圧力伝播媒質を用いて模擬試験をおこない,高速増殖炉蒸気発生器の設計および安全性向上に資する。要旨動力炉・核燃料開発事業団と電力中央研究所は高速増殖炉蒸気発生器の設計および安全性向上に資する事を目的に「高速増殖炉蒸気発生器内におけるナトリウム-水反応による圧力波の伝播に関するシミュレーション試験」を行っている。本研究は,第一次共同研究の成果を基盤に,第二次共同研究として1)高速増殖炉用蒸気発生器内,内部構造物の等価断面積の評価方法の確立2)圧力波の蒸気発生器構造材におよぼす影響について試験解明を行ったものである。1)項については,蒸気発生器内に内部構造物がある場合の蒸気発生器内の総合等価断面積を求める手法を開発し,試験は高速増殖炉原型炉"もんじゅ"蒸気発生器に対象を絞り,実機と同一ピッチ,同一寸法の伝熱管群部の等価断面積を求め,次に,伝熱管群部とセンターパイプ部を想定した並列管路の場合の等価断面積について検証を行った。2)項については,急峻な内圧変化に対する容器壁の動的歪について検討を行った。