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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。
高瀬 和之; 柴田 光彦; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 功刀 資彰*
Proceedings of 10th International Symposium on Flow Visualization (ISFV-10) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/00
原子炉異常時の圧力上昇を抑制するための安全装置としてサプレッションタンクシステムがある。原子炉本体からの高温蒸気はリリーフ配管を介してサプレッションタンク内の低温水中に侵入し、凝縮する。サプレッションタンクシステムの構成要素であるリリーフ配管形状や蒸気噴出口径などは、従来から実験で得られた知見を基に設計されてきた。そこで、本研究では、水-蒸気間の直接接触凝縮挙動を現象論的にモデル化することによって、これら構成要素を数値解析によって設計できる手法の確立を目指した。具体的には、計算セルごとの気相と液相の割合に応じて潜熱相当分の熱量を加減することによって水-蒸気間の凝縮挙動をモデル化した。モデル実験では、蒸気凝縮に伴い水槽内に発生する気泡の流動分布を高速度カメラとスリット光を用いて可視化し、得られた可視画像にPIV処理を行って流速,移動量等の定量データを求めた。実験で模擬したリリーフ配管形状は鉛直管及び多孔管の2種類である。実験で得られた気泡挙動(生成,拡散,断列,細分,消滅など)の傾向を、本提案の凝縮モデルを使って良く模擬できることがわかった。今後は、サプレッションタンク構造を模擬した大きな体系での予測計算を行い、本提案の凝縮モデルの予測性能について検証する考えである。
関 泰; 栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42(1-4), p.37 - 44, 1998/09
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉の真空容器には、大量のトリチウムと放射化ダストが存在すると想定される。そこで、これらの放射性物質が、異常時にどの程度の割合で可動化し、真空容器外に放出され、環境中に放出されるかを評価する必要がある。異常事象として、真空容器内の冷却材浸入事象(ICE)と真空破断事象(LOVA)が想定されており、これらに関しては、ITER工学R&Dとして個別に予備試験がなされており、事象解明と評価モデルの構築を進めている。今後は、さらにICEからLOVAへの事象進展の可能性、進展した場合の影響を評価するとともに、評価モデルの妥当性を示すために、真空容器内伝熱流動安全総合試験を計画している。本報告は、真空容器内の熱流動事象の検討結果から導出された総合試験装置の概要と試験計画を紹介する。
高瀬 和之; 柴田 光彦; 功刀 資彰*
可視化情報学会誌, 18(1), p.27 - 28, 1998/07
核融合炉の真空境界が破断した場合の容器内部の放射化ダストの壁面からの離脱挙動や容器外部への移行挙動を把握することは、核融合炉の熱流動安全設計を行う上でたいへん重要である。そこで、真空破断時に壁面から離脱して容器内を浮遊する放射化ダストの流動挙動を可視化実験によって調べた。真空破断は、小型真空容器に取り付けた真空バルブを開口することによって模擬した。実験では、放射化ダストを模擬した微粒子を小型真空容器内に設置して容器内部を減圧した後、真空破断を起こし、その時の模擬微粒子の挙動をスリット状のキセノン光を使って可視化観察し、次の結果を得た。(1)常温下では真空が破断しても真空容器内部のダストは容器外に流出しない。(2)高温下では真空破断後に発生する自然対流によってダストは容器外に同伴される。(3)上部破断後に容器底面に沈降するダストは底面にほぼ均一に分布する。(4)側部破断後の容器底面のダスト分布は上部破断時に比べて不均一である。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 栗原 良一; 関 泰; 柴田 光彦
Fusion Engineering and Design, 42, p.67 - 72, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)本論文は、国際熱核融合実験炉ITERの核融合熱流動安全性研究のうち、原研で実施されている真空容器内冷却材侵入事象(ICE:Ingress of Coolant Event)を調べるための予備試験装置を用いて最初に得られた実験結果についてその特徴をまとめたものである。実験は、容器内初期圧力が真空の場合と大気圧の空気で満たされた場合について、容器内圧力及び壁面温度の経時変化を測定し、安全性解析コードの性能・精度検査データとして提供することを目的とした。主な実験結果としては、容器内における圧力上昇は真空条件の方が初期1気圧条件に比べて格段に圧力上昇が小さいこと、及び冷却材衝突面での温度降下が極めて大きいことが明らかとなった。この原因として、容器内での比凝縮性ガスの存在、容器内へ噴出した水の蒸発形態及び容器に取り付けた各種ノズル・パイプ内での凝縮効果が指摘された。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 42, p.83 - 88, 1998/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.95(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の熱流動安全性研究のうち、真空境界破断事象時に真空容器の破断口部に生じる置換流挙動を定量化するために真空境界破断事象予備実験を行っている。筆者らはすでに常温下における実験の結果から、真空容器に設けられた破断口数及び破断口位置が真空容器内の置換量に与える影響を明らかにした。今回は、真空容器を200
Cに加熱した条件の基で真空境界が破断した場合の真空容器内の温度分布を定量的に調べ、その結果をもとに真空容器内の流動挙動を評価した。本研究の結果、破断口が1つの場合は破断口位置に応じて破断口部に対向流または成層流が形成され、破断口が2つの場合は同様に破断口位置に応じて一方向流または二方向流が形成されることが真空容器内温度分布の測定結果から明らかになった。
栗原 良一; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 関 泰; 笠原 文雄*; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; 大森 順次*
Fusion Engineering and Design, 42, p.61 - 66, 1998/00
被引用回数：7 パーセンタイル：53.8(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所では、国際熱核融合実験炉ITERのR&Dタスクの一つとして冷却材侵入事象(ICE)実験をTRAC-BF1等の安全性解析コードを検証するための熱流動データを得る目的で実施している。TRAC-BF1コードは元々沸騰水型原子炉の想定過渡事象を詳細に解析するために開発されたコードなので、核融合炉真空容器内で起こるICE現象を解析できるように原研で改良を進めてきた。安全性解析コードのベンチマークテストとしてICE実験を、真空容器内圧力10または10
Pa、真空容器内温度150または250C、噴出水温度100または200C、噴出水圧力3.5MPaの条件で実施した。TRAC-BF1コードを用いてこれらの実験を解析し、実験と解析の差について考察した。論文ではTRAC-BF1コードの概要と手法、ICEベンチマーク解析の方法と結果及び今後の課題について述べる。
花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.
Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05
H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T
)と密度(n)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E
)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200
secである。
功刀 資彰; 高瀬 和之; 小川 益郎; 柴田 光彦
JAERI-Tech 96-012, 91 Pages, 1996/03
核融合炉で真空容器破断事象(LOVA)が発生すると、真空容器内外の温度差のために破断口部に密度差駆動による置換流が形成される。この置換流は、破断口を通って容器外部から内部に流入する一方、トリチウムや放射化ダストを伴って容器内部から外部へと流出する。したがって、核融合炉の安全性の観点からこれら放射化物質を伴う置換流の流動挙動を定量的に評価することが極めて重要である。そこで、破断口部に生じる置換流量を定量的に評価する新技術を開発するため、可視化計測による評価手法の可能性を検討した。その結果、LOVA条件下では相関法が最も有効であるとの結論を得た。この結論をもとに、小型の真空容器を使って破断口部を通る置換流の可視化実験を行い、その流動挙動を観察した。また、相関法による画像解析を行って置換流の局所流速分布を求め、この値を使って平均の置換流量を算出した。可視化実験から得られた置換流量は、精密電子天秤による置換流量測定値に比較的よく一致した。本研究は、LOVA条件下における破断口部の置換流量が可視化計測によって定量的に評価できることを明らかにしたものである。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 柴田 光彦; 関 泰
日本原子力学会誌, 38(11), p.904 - 906, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉のための安全性研究として、真空容器が破断した場合に生じる密度差駆動型置換流の挙動を、ITERのトカマク型真空容器を縮小簡略モデルで模擬したLOVA予備実験装置を使って調べている。実験パラメータは破断口位置、破断口径、破断口長さ等である。作動流体にはヘリウムガスと空気を使用した。本報は一連のLOVA予備実験で得られた結果の一例について報告しており、今までに次の成果が得られた。(1)置換量は真空容器設置面から破断口までのポテンシャルエネルギーの大きさに強く依存する。(2)真空容器上部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は対向流となる。一方、真空容器側部に破断口が1ヵ所存在する場合の置換流は成層流になる。(3)置換量は破断口径の増大とともに増加し、破断口長さの増加とともに減少する。
寺田 敦彦; 島川 聡司; 柴田 大受; 塩沢 周策*; 皆月 功
no journal, ,
三菱重工と原子力エネルギー基盤連携センターに高温ガス炉要素技術開発特別チームを設置して、電気出力50MWのブロック型小型高温ガス炉(MHR-50)の設計に取り組んでいる。ブロック型高温ガス炉の炉心の課題の一つに、運転コスト低減につながる炉心燃料交換のための期間削減がある。この課題を解決する炉心の長寿命化を目指し、燃料体発熱密度や燃料コンパクトのウラン/黒鉛の配合比等をパラメータにして検討し、燃料体10段積みカラム(平均発熱密度3W/cc)を42カラム設置した炉心構成にすることにより約10年にわたり燃料を交換することなく運転が可能なことを明らかにした。
