Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
鈴木 寿之; 村松 靖之; 鴨志田 重男
JAEA-Testing 2007-001, 58 Pages, 2007/03
JAEA-Testing-2007-001.pdf:7.49MB
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、軽水炉における安全性研究の一環として、発電炉において照射された照射済燃料を使用し、反応度事故時の燃料挙動を研究している。過去10年間に実施した反応度事故模擬実験では、高燃焼度における被覆管破損が予想よりも低いエンタルピーで発生することを確認した。破損は出力急昇による被覆管の温度上昇前に起こるので、被覆管の初期温度が影響する可能性がある。反応度事故時における出力急昇開始前の被覆管温度の効果を確認するために、B-I型(BWR炉心状態を模擬できる第1型)高圧水カプセルを開発した。本マニュアルは、B-I型高圧水カプセルを用いての反応度事故模擬実験を安全かつ円滑に遂行するために、カプセルの受入から照射後の輸送についての一連の作業手順及び異常時の措置について定めたものである。
村松 靖之; 大河原 正美; 鈴木 寿之; 柴田 功; 更田 豊志
JAEA-Technology 2007-028, 47 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-028.pdf:4.76MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、燃料等安全高度化対策の一環として、高燃焼度酸化ウラン燃料及びプルトニウム-ウラン混合酸化物燃料(MOX燃料)を用いた照射実験を行う。この照射実験を行う際に照射カプセルの移動及び炉心への装荷にカプセル装荷装置を使用するが、既存の装荷装置では高燃焼MOXには対応できないため、中性子遮へい能力を強化し、さらに新型の高圧水カプセルにも対応したカプセル装荷装置B型を設計・製作した。
村尾 裕之; 村松 靖之; 大河原 正美; 柴田 功
JAEA-Technology 2006-062, 32 Pages, 2007/02
JAEA-Technology-2006-062.pdf:1.81MB
原子炉安全性研究炉NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の炉内実験は実験燃料を専用の照射カプセルに封入し、炉心へ挿入して行われる。NSRRではこれまでに17種類の大気圧水カプセルを製作しており、そのうちX-IV型大気圧水カプセルは設計及び工事の方法の認可を6回取得し、平成18年6月に第7回目の設工認申請を行った。第7回目の申請に際しては設計の強度評価に用いる規格を通商産業省告示501号の廃止に伴い、日本機械学会発電用原子力設備規格、設計・建設規格(JSME S NC1-2005)に変更した。JSME S NC1-2005では、新たに「負荷荷重」の状態を示す供用状態が導入されており、今回の申請書では許容応力強さを供用状態に応じて算出した。また、JSME S NC1-2005では、クラス1支持構造物に対して、組合せ応力に関する評価を求めていることから、今回の申請書で同評価を追加し許容応力を超えないことを確認した。
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文
JAERI-Tech 2003-094, 41 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-094.pdf:2.26MB
NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や、妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため、制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価しシミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRRの台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。
富安 邦彦; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志; 村松 靖之
no journal, ,
反応度事故条件下でのPCMIによる燃料破損について、被覆管肉厚方向の亀裂進展に関する二次元有限要素解析を実施し、亀裂先端の極めて狭い範囲において大きな塑性歪みが生じることを示した。本結果は、燃料破損において、亀裂先端の局所的な延性破壊の繰り返しにより肉厚方向に亀裂が進展することを示唆するものである。
梅田 幹; 杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志; 村松 靖之
no journal, ,
BWR及びPWRで照射された高燃焼度MOX燃料を対象とした反応度事故模擬実験をNSRRにおいて実施し、被覆管変形量及びPCMI(燃料被覆管機械的相互作用)破損しきい値などに関するデータを取得した。少なくとも59GWd/tまでの燃焼度範囲では、UO
燃料実験結果と一貫性のあるデータが得られ、MOX燃料に特有の挙動は観測されなかった。
村松 靖之; 宇田川 豊
no journal, ,
日本原子力研究開発機構は安全性研究用原子炉NSRRを用いて、軽水炉燃料について数多くのパルス照射実験を行った。1975年以来1200回を超える未照射燃料実験を行い、また1989年の高燃焼度燃料用施設改造を経て、70回を超える照射済み燃料実験を行った。パルス照射時の強い
線,中性子線下での非常に速い過渡挙動に対して信頼性のある測定を実現するため、これら多くの実験においてさまざまな計測技術を試行し、経験の蓄積とともに独自の計測技術を開発した。被覆管表面への熱電対素線溶接及び被覆管表面からの酸化膜除去を行う遠隔操作技術により、高燃焼度燃料表面における膜沸騰遷移時の温度測定を可能にした。また、燃料破損時に生じた水塊の速度を測定する水塊速度計により、破損時に発生した機械的エネルギーの評価を可能にした。こうした計測技術により、多くのデータを取得し、その結果は日本をはじめとする各国の安全評価指針に反映されている。
川島 和人; 鈴木 寿之; 村松 靖之; 田口 祐司
no journal, ,
日本原子力研究開発機構のNSRR原子炉施設では高経年化した原子炉プールを継続使用していく際に、プールライニング(アルミニウム)について必要肉厚等の確認を重要な点検項目とした。そのため、原子炉プール水中の遠隔で超音波探傷法によりプールライニングの検査を行うための装置を開発した。
田口 祐司; 川島 和人; 村松 靖之; 阿波 靖晃
no journal, ,
本調査は、プールライニングに使用されているアルミニウム材(肉厚約15mm)の経年変化の状況を調査し、プールライニングの平面部,溶接線内部及び溶接線近傍の必要肉厚7mmが保たれていることの確認を主な目的とする。プールライニングの肉厚測定は、約2年間かけて開発した水中でも測定可能な超音波探傷による測定装置で行った。
川島 和人; 田口 祐司; 村松 靖之; 鈴木 寿之; 大河原 正美
no journal, ,
NSRRでは原子炉プールライニングの長期的な安全性を確認するため、プール水中でも調査可能な超音波探傷装置を開発し、調査対象となるプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性等の調査を実施した。その測定データを解析した結果、プールライニングとしての必要肉厚である7mmは十分に確保されており、今回の測定箇所については施工時の肉厚である15mmであることが確認できた。また、溶接線部の状態についても性能に影響を及ぼすような欠陥のないことを確認した。
秋山 佳也; 川島 和人; 村松 靖之; 村尾 裕之
no journal, ,
NSRRでは原子炉プールライニングの長期的な安全性を確認するため、プール水中でも調査可能な超音波探傷装置を開発し、調査対象となるプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性等の調査を実施した。その測定データを解析した結果、プールライニングの必要肉厚である7mmは十分に確保されており、今回の測定箇所については施工時の肉厚である15mmであることが確認できた。また、溶接線部の状態について大きな欠陥のないことを確認した。
谷口 良徳; 宇田川 豊; 村松 靖之; 蛭田 健太; 天谷 政樹
no journal, ,
燃焼度64GWd/tのM5
被覆MOX燃料を対象とした反応度事故模擬実験を原子炉安全性研究炉で実施した。その結果、同実験に供した実験燃料棒の破損形態は、これまで高燃焼度軽水炉燃料で見られたPCMI破損とは異なる高温破裂型であった可能性が大きい。
三原 武; 谷口 良徳; 秋山 佳也; 村松 靖之; 宇佐美 浩二; 吉田 拓矢; 宇田川 豊
no journal, ,
添加物入りBWR燃料及びPWR-MOX燃料を対象とした最近の反応度事故模擬実験において、従来の傾向に比して低いPCMI破損限界(OS-1実験)及び内圧による破裂に類似した破損形態(CN-1実験)が確認された。原因究明のため、燃焼度,水素吸収量共OS-1燃料を上回る無添加燃料を対象にLS-5実験を、また、CN-1実験から条件を変更(やや低い発熱量,予加圧,高温)したCN-2実験を実施した。LS-5燃料は、OS-1に続き従来の傾向に比して低い破損限界を示した。被覆管中、破損限界低下に寄与すると考えられる径方向に配向・成長した水素化物が多く観察され、これは低い破損限界と共に、OS-1燃料にも共通する特徴である。CN-2実験では、CN-1と類似の破損形態が観察された。実験条件の関係及び外観上の類似性を考慮すれば、両実験で観察された燃料破損は共に内圧増を駆動力とする破裂であったものと考えられる。