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大野 修司; 森井 正*; 増井 章裕*; 澤田 隆*
PNC TN9520 89-010, 280 Pages, 1989/05
ナトリウム燃焼解析コードの高精度化の一環として,燃焼ガスの多次元燃流動解析コードSOLFAS(SOdiumLeakFireandAerosolAnalysisCodeSystem)を開発している。昭和63年度には,コードの3次元への拡張と複雑解析体系への適応化を実施して,SOLFASVer.0.3を完成させた。 本報告書は,このSOLFASVer.0.3の使用説明書として,入力データのほかに,解折モデル・数値解析法,複雑な境界条件・形状データ等の作成作業の間素化のために開発したプリプロセッサー,について説明したものである。また,3次元SOLFASコードのチェックとして実施した3種類の例題計算の結果についても記述した。
黒羽 光雄; 井上 設生*; 増井 章裕*; 奥村 泰伸*; 大後 美道; 太田 英久*; 佐藤 稔*
PNC TN941 81-51, 70 Pages, 1981/02
ナトリウム加熱蒸気発生器のリーク検出計として,ニッケル隔膜を蒸気発生器のカバーガス空間に直接挿入する型のガス中水素計が試作された。同水素計は,PNC型ナトリウム中水素検出計のニッケル膜と同様に応力負荷方式は内圧型で,真空系の主要構成部品も同一のものが採用された。同水素計は,現在,動力炉・核燃料開発事業団大洗工学センタ蒸気発生器安全性試験室内。小リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT―2)に据付けられ,順調に稼動を続けている。本書では,この水素計の設計仕様,およびその決定根拠を詳細に記述するとともに,試作した水素計の構造,部品仕様,ガス中試験結果,ナトリウムミスト中試験結果について報告するものである。これらの試作,試験を通じて以下の成果を得た。本水素計は,循環型のガス中水素計と比較して,非常に小型であるにもかかわらず,検出機能および濃度測定機能を充分有することが実証された。水素濃度の測定範囲は,数Vppm
10,000Vppm(ニッケル膜温度500
,カバーガス圧力1kg/cm
2G)であることが示された。ナトリウムミスト中のニッケル膜の水素透過率は,ナトリウム中のそれとほぼ同じ値が得られた。
増井 章裕; 中村 誠; 渡邊 和仁; 染谷 洋二; 谷川 尚; 飛田 健次
no journal, ,
ブランケットの1次冷却水にはトリチウムや放射性腐食生成物などが含まれる。冷却系主配管の真空容器外での破断を想定した場合、環境への放出を防ぐために建屋の健全性を確保する必要がある。建屋への負荷は、放出される冷却水量、配管径、建屋内容積等、設備設計に大きく依存する。建屋の健全性を確保するための条件を設備設計にフィードバックすることを目的とし、熱水力解析を行い、これらの主要パラメータが建屋への負荷に与える影響を明らかにした。
渡邊 和仁; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 片山 一成*; 林 巧; 柳原 敏*; 小西 哲之*; 横峯 健彦*; 鳥養 祐二*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉では、発電のために冷却水温度を300
C前後とするため炉内構造材の温度はITERよりも高くなり、また炉内機器の主要構造材と想定される低放射化フェライト鋼は比較的トリチウムを透過しやすい。これにより冷却水中へのトリチウム透過量が大きくなり、ITERでは必要としなかった冷却水中のトリチウム処理設備の適用を原型炉では検討する必要がある。そこで本研究では、保守的に仮定したトリチウム処理量の観点からトリチウム水処理設備への要求を概算するとともに、核融合炉の特徴を踏まえたその他観点からのトリチウム水管理の課題を抽出する。その結果、冷却水中へのトリチウム透過量を保守的に仮定した場合であっても、トリチウム管理濃度をCANDU炉と同程度にすることができれば既存の設備が適用できる可能性を明らかにした。
中村 誠; 飛田 健次; 谷川 尚; 染谷 洋二; 増井 章裕; 渡邊 和仁; 小西 哲之*; 鳥養 祐二*
no journal, ,
核融合炉において、トリチウムは燃料であり、主要な取り扱い放射性物質の一つである。核融合炉の異常や事故を想定し、環境影響を把握するために、ひばく線量の評価が重要である。本研究の目的は、被ばく線量評価手法の整備の一環として、ITERの安全評価に使用実績のあるトリチウム被ばく評価コードUFOTRIを日本の環境に適用する際の課題を明らかにすることにある。様々な気象条件(風速、大気安定度)と放出高条件のもとで、早期公衆被ばく線量計算のパラメータスキャンを行い、2次放出分の寄与を評価した。弱風の場合、放出点が低い場合、大気が不安定な場合、あるいは放出点から遠方の場合、2次放出の寄与が大きい傾向にあることが分かった。このように、放出点を高くするなどの工夫により、2次放出の寄与は小さくできるものの、遠方においてより寄与が高まることもあり、評価が重要であることを示した。
谷川 尚; 中村 誠; 染谷 洋二; 増井 章裕; 渡邊 和仁
no journal, ,
核融合炉におけるブランケットは、熱の取り出し、燃料であるトリチウムの生産、中性子の遮蔽、の機能を持つ機器である。これらの機能の内、ITERのブランケットは遮蔽の機能しか持たないために、遮蔽ブランケットと呼んで区別している。ITERまでの実験装置と、原型炉以降の核融合炉とを比較したとき、ブランケットはその役割と仕様とが最も大きく異なる機器の一つである。核融合炉の安全上の特徴を整理することを目的とし、ブランケットと放射性物質内蔵機器である真空容器に注目しつつ、ITERと原型炉との違いについて分析する。原型炉では発電のために高温・高圧の冷却水の適用を想定しているため、真空容器内冷却水放出事象による真空容器の過圧について評価した。また、増殖ブランケットに関わる事象として、ブランケット筐体内の冷却管破断の影響についても評価した。
