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田島 保英; 家田 芳明
電気評論, 99(2), p.46 - 61, 2014/02
日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、原子力による新しい科学技術や産業の創出を目指して基礎研究から応用研究に至るまで幅広い研究開発を行い、我が国唯一の原子力に関する総合的な研究機関として、原子力研究の中核的役割を担うとともに、東京電力福島第一原子力発電所事故からの復旧・復興に向けた取り組み、核燃料サイクル技術の確立を目指した研究開発、原子力安全研究、核融合研究開発等を重点的に実施すべき業務として進めてきた。本報では、原子力機構における平成25年度の研究開発の主な成果を中心に、現状と今後の動向を紹介する。
田島 保英; 三浦 幸俊; 家田 芳明
電気評論, 98(2), p.45 - 60, 2013/02
日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、発足から8年目を迎え、第2期中期目標期間の半ばを迎えたところである。原子力機構はこれまで、核燃料サイクル技術の確立をはじめとする原子力エネルギー研究開発に加え、原子力による新しい科学技術や産業の創出を目指して基礎研究から応用研究に至るまで幅広い研究開発を行い、我が国唯一の原子力に関する総合的な研究開発機関としての役割を果たすための研究開発を推進してきた。本稿では、原子力機構における平成24年度の研究開発の主な成果を中心に、現状と動向を紹介する。
家田 芳明; 近澤 佳隆; 小竹 庄司*
ATW; International Journal for Nuclear Power, 57(3), p.163 - 168, 2012/03
日本における高速炉開発の経験と現状が要約されている。実施中のFaCTプロジェクトは高速炉サイクルを2050年頃に実用化する計画であり、文部科学省, 経済産業省, 電力, メーカーと原子力機構の共同で推進されている。FaCTフェーズ1の成果として、JSFRのキー技術の成立性が確認されたが、東北沖で発生した大地震の影響で、フェーズ2の開始を待つ状態にある。日本の原子力研究開発政策は、東北沖地震と津波の影響を受けるかもしれないが、原子力エネルギーの重要性は変わりない。ここでは、東電福島第一原子力発電所事故から学んだ教訓、もんじゅの安全性向上への反映、次世代高速炉システムの安全設計基準への反映に焦点を当てて述べる。
家田 芳明; 小野 清; 根岸 仁; 塩谷 洋樹; 長沖 吉弘; 難波 隆司
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/12
日本原子力研究開発機構は、電気事業者,電力中央研究所,メーカ各社の参画を得て、1999年7月から高速増殖炉サイクルの実用化像を構築するとともに、その技術体系を確立することを目的とした高速増殖炉サイクルの実用化に向けた研究開発を進めている。FaCTのフェーズI(2006-2010年度)では、それ以前のFSで選択した主概念「ナトリウム冷却炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理及び簡素化ペレット法燃料製造の組合せ」を対象に、現時点での革新技術の採否判断と原子力委員会が定めた性能目標への達成度の評価を実施した。フェーズIはおおむね順調に進み、技術的には革新技術を工学規模試験により実証する次のフェーズ(FaCTフェーズII)に入ることができる段階にまで達したことを確認した。本ペーパーは、改めて高速増殖炉サイクル開発の意義に触れ、FaCTフェーズIの研究開発成果の概要を中心に述べるとともに、今後の研究開発の方向性をまとめたものである。
家田 芳明; 近澤 佳隆; 小竹 庄司*
Proceedings of Jahrestagung Kerntechnik Annual Meeting on Nuclear Technology 2011 (DVD-ROM), 11 Pages, 2011/05
国際的な高速炉開発が停滞するなか、われわれは研究開発を継続してきた。その結果、開発目標を満足し得る日本の実用高速炉概念(JSFR)を提示した。もんじゅは2010年5月に運転再開を果たし、40%プラント出力試験を目指して炉内中継装置を回収する予定である。FaCTプロジェクトは、国・電力・メーカと原子力機構が協力し、高速炉サイクルの2050年頃からの実用化を目指して進められている。フェーズIでJSFRの枢要技術の評価を完了し、現在はフェーズIIへの移行を待っている状況である。しかし、原子力の必要性は変わらない。今後の原子力開発において、福島第一原子力発電所事故に学び、その経験を次世代の高速炉システムの安全設計クライテリアに反映する。
阪本 善彦; 阪本 善彦; 江沼 康弘; 安藤 将人; 西川 覚; 小竹 庄司; 家田 芳明
第14回 環太平洋原子力会議(2004年3月21日
25日), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として、ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉、水冷却炉の各候補概念について、開発目標に照らした技術評価を行った。また、各候補概念について、実用化のために必要となる研究開発課題をまとめ、その概要をロードマップとして示した。
根岸 仁; 佐賀山 豊; 佐藤 和二郎; 前田 二三男; 中井 良大; 家田 芳明
サイクル機構技報, (20), 0 Pages, 2003/00
FBRサイクル実用化戦略調査研究のフェーズ112年目の2002年度は、主要技術の成立性見通し及び候補概念の明確化に必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発に着目した。FBRシステムについてはNa炉及び鉛ビスマス炉では、100GWd/t程度を達成できる見通しを得た。また、燃料サイクルシステムでは、システムの詳細設計を進めるとともに、技術選択の上で重要な鍵を握る簡素化溶媒抽出法や簡素化ペレット法の技術的成立性の見通しを得た。
根岸 仁; 野田 宏; 山下 英俊; 前田 二三男; 佐藤 和二郎; 家田 芳明
サイクル機構技報, (16), p.1 - 12, 2002/09
FBRサイクル実用化戦力調査研究のフェーズ11初年度の2001年度の成果についてまとめた。フェーズ1の成果とフェーズ11の計画について研究開発課題評価委員会で慨ね妥当との評価を受けた。また、フェーズ1で抽出したFBRシステム及び燃料サイクルシステムの候補概念について、革新的技術を取り入れた設計研究を進めるとともに、主要技術の成立性見直し及び候補概念の絞り込みに必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発に着手した。
嶋田 雅樹; 家田 芳明; 此村 守; 島川 佳郎
環太平洋原子力会議, 0 Pages, 2002/00
実用化戦略調査研究の全体概要を紹介するとともに、ナトリウム冷却炉について、これまでの検討状況及びフェーズ11での研究開発計画等について概要を紹介する。
アキラ トーマス トクヒロ; 小林 順; 上出 英樹; 大島 宏之; 家田 芳明
Nuclear Engineering and Design, 177, p.91 - 104, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：23.04(Nuclear Science & Technology)FBRのホットプレナムから燃料集合体への,低温流体の混合対流潜り込み流れに関して,超音波流速計による計測を中心とした水流同上実験研究をおこなった。この現象は崩壊熱除去のための直接炉心補助冷却装置(DRACS)の運転中の ある
一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-055, 11 Pages, 1996/07
「もんじゅ」二次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,破損温度計ウエルの設置位置におけるサーマルストライピングの可能性を検討した。以下の要因を仮定して,解析・評価を行った。すなわち,1)枝管からの温度の異なる流体の流入,2)熱交換器出口における温度変動,である。中間熱交換器二次側出口部の配管内冷却材温度分布を
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と想定した解析によって,熱電対ウエル設置部近傍の同分布が約2程度まで緩和される傾向を得た。したがって,熱交換器部には有意な要因はないと判断した。
一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-054, 18 Pages, 1996/07
「もんじゅ」二次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,溶接部の再確認試験を行った。本報では,1)溶接部のマクロ及びミクロ組織を観察し,2)歪ゲージ法によって,熱電対ウエル‐管台と管台‐主配管の溶接部の残留応力を測定し,3)溶接部の表面皮膜解析を行い,それぞれ結果を報告した。1)組織観察では顕著な欠陥はみられなかった,2)ウエル内面側に,最大引張側の軸方向及び周方向残留応力が認められた。
一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-053, 9 Pages, 1996/07
「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,温度系ウエルの高サイクル疲労の可能性を検討した。本報は,その中間報告をまとめた報告書である。脈動の周波数が最大になる場合でも,ウエルの固有振動数と脈動の周波数は2.3倍程度離れているので,共振が起こる可能性は小さいと結論した。この前提で,脈動による励振力を求め,結果を記述した。1)破損部の圧力脈動はほとんど0近くなっていると考えられる,2)ポンプ脈動による高サイクル振動荷重は有意なものにならないと判断される,などを報告した。
岡林 邦夫; 岩田 耕司; 和田 雄作; 森下 正樹; 山口 彰; 一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-052, 162 Pages, 1996/07
「もんじゅ」二次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,流体力による温度計の振動について検討した。本報は,その中間報告をまとめた報告書である。1)温度計ウエルはNa流速約37m/秒の範囲で対称渦放出を伴う抗力方向振動を起こす可能性があった,2)この振動は健全なウエルで定格約60%以上の流量状態において発生する,3)初期の100%流量運転期間中に抗力方向振動を起こし,周方向に有意な疲労亀裂が生じたと推定される,4)深さ1mmの有意な亀裂を仮定し,後続の進展履歴における最終破断に至る過程を推定した,などを記述した。
岡林 邦夫; 岩田 耕司; 和田 雄作; 森下 正樹; 山口 彰; 一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-051, 73 Pages, 1996/07
「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,流体力による温度計の振動について検討した。本報は,詳細な別報と分離して概要を記述した報告書である。流力振動による温度計ウエルの破損の可能性について定量的に検討した。1)ウエルは対称渦放出を伴う抗力方向の流力振動による高サイクル疲労によって破損した可能性が高いことが判明した,2)運転履歴に基づいてウエルの亀裂進展を解析し,初期の100%流量運転での亀裂発生とその後の40%流量運転での破断を推定した,3)結果は破面調査と水中疲労確認試験の結果とも整合している,などを報告した。
一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-046, 42 Pages, 1996/07
もんじゅ」二次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,温度計ウエルの水中疲労確認試験を行い,その後の調査を報告した。本報では,打振試験によってウエルの固有振動数と減衰比を測定し,破面観察を行い,また温度計ウエルの特性を確認した。各打振によって得られた自由振動波形と減衰比の測定結果を示した。また破面のSEM観察結果を示し,亀裂の発生/合体,破面の傾き,亀裂進展方向,亀裂停留位置,破面の特徴などについて,コメントした。
一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-045, 58 Pages, 1996/07
「もんじゅ」二次主冷却系ナトリウム漏洩事故(1995年12月8日)の原因究明作業の一環として,温度計ウエルの水中疲労確認試験を行った中間結果を報告した。Cループ運転履歴,亀裂進展模式図及び水流動試験結果から,ウエル破断までの時間的推移を定性的に考察した。状態をIIV段階に分け,1)細管段付き部の上流側縁に沿って複数の亀裂が発生し,流れ方向に成長し始めた,2)亀裂進展に伴い無次元流速が増大し,変位振幅が減少し亀裂進展は止まった,3)40%流量運転において無次元流速が振動発生領域に入り再び亀裂を開始した,4)40%流量運転で振動は次第に大きくなり,亀裂は有意な伝播を開始した,と考察した。
横田 淑生; 一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-044, 20 Pages, 1996/07
1995年12月8日に発生した「もんじゅ」2次主冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明のため種々の作業が行われた。本報告では,念のために行われた1次主冷却系温度計のさやの健全性試験と解析の中間結果を示した。試験は打振試験と流力振動試験および解析は2次元流体-構造連成解析である。打振試験では固有振動数を,また流力振動試験では強制変位による振動を明らかにした。解析ではさやの変位量と振動数を計算した。
IV)岡林 邦夫; 岩田 耕司; 和田 雄作; 森下 正樹; 山口 彰; 一宮 正和; 家田 芳明
PNC TN9420 96-040, 274 Pages, 1996/07
もんじゅ二次主冷却系ナトリウム漏洩事故原因究明作業の一環として行った,流体力による温度計の振動に関する検討の中間報告である。温度計は主配管の横腹の管台に溶接支持され,温度計ウェルが配管内に約185mm水平に突き出した構造になっている。振動解析によれば温度計ウェル先端の振幅は流れと直行方向で最大値約0.9mm,流れ方向の最大値約1.2mmである。2方向の振動数はいずれも約260Hzのウェル先端が振動するモードである。疲労損傷が生じる部位はウェル付根溶接部とウェル細管付根段付部が考えられるが,後者の部位の応力は前者より有意に大きいので,まずここから破損すると考えられる。
上出 英樹; 家田 芳明; 小林 順; 二ノ方 壽
PNC TN9410 96-076, 72 Pages, 1996/03
高速炉の熱流動の分野においてベンチマーク実験を行ない、これに対する多次元熱流動解析コードの国際ベンチマークを実施した。合計12種類の熱流動解析手法が、浮力による潜り込み現象並びに温度成層化現象を対象とするベンチマークに適用された。解析手法として有限差分法、有限要素法、及びその乱流モデル、対流項の高次差分解法の現象に対する適用性を検討した、有限差分法では乱流モデルと高次差分法を組み合わせた手法が高い適用性を示した。また、有限要素法についても乱流モデルの重要性が明かとなった。解析手法の検討を通して潜り込み現象、温度成層化現象を解析する上で、低乱流状態で浮力の影響を受ける混合対流条件下の流れに対する乱流モデルの開発が重要であることが示された。なお、本ベンチマークは国際水理学会(IAHR)の第7回新型炉熱流動ワーキンググループの会合(1992年8月、於ドイツ、カールスルーエ)のために準備したものである。
