Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
柳澤 一郎*; 房枝 茂樹*; 鵜沢 将行*; 笠井 雅夫*; 石原 義尚*; 池田 康博*; 江崎 正弘*
PNC TJ1214 94-007, 92 Pages, 1994/03
本研究では、ニアフィールドの複合現象を柔軟に解析できる連成解析用計算支援システム(CAPASA)の基本システムを開発した。基本システムはGUIベースのデータ処理環境であるPCDEEと解析データおよび解析コードを格納するためのオブジェクト指向データベースから構成されるものである。基本システムは以下の手順で開発した。まず、ニアフィールド問題における重要な連成現象(ROIGEN2とHYDROGEOCHEM)を対象とし、その問題領域・解析領域に対するオブジェクト指向分析を実施し、基本システムに必要なオブジェクト、主要属性、プロセスを摘出した。さらに、分析結果をベースとし、基本システムのオブジェクト、データベースならびにPCDEEの設計を行い、システムを実装した。最後に実装したシステムの動作確認のため、具体的な連成現象問題を設定し解析を行った。この結果、カップリング機能ならびにPCDEE及びデータベースが正しく動作することを確認した。さらに、これまでの統合化研究の結果をも踏まえ、今後の研究課題を摘出し、研究スケジュールを作成した。
柳澤 一郎*; 房枝 茂樹*; 鵜沢 将行*; 笠井 雅夫*; 石原 義尚*; 池田 康博*; 江崎 正弘*
PNC TJ1214 94-006, 542 Pages, 1994/03
本研究では、ニアフィールドの複合現象を柔軟に解析できる連成解析用計算支援システム(CAPASA)の基本システムを開発した。基本システムはGUIベースのデータ処理環境であるPCDEEと解析データおよび解析コードを格納するためのオブジェクト指向データベースから構成されるものである。基本システムは以下の手順で開発した。まずニアフィールド問題における重要な連成現象(ORIGEN2とHYDROGEOCHEM)を対象とし、その問題領域・解析領域に対するオブジェクト指向分析を実施し、基本システムに必要なオブジェクト、主要属性、プロセスを摘出した。さらに、分析結果をベースとし、基本システムのオブジェクト、データベースならびにPCDEEの設計を行い、システムを実装した。最後に実装したシステムの動作確認のため、具体的な連成現象問題を設定し解析を行った。この結果カップリング機能ならびにPCDEE及びデータベースが正しく作動することを確認した。さらに、これまでの統合化研究の成果を踏まえ、今後の研究課題を抽出し、研究スケジュールを作成した。
柳澤 一郎*; 江崎 正弘*; 石原 義尚*; 房枝 茂樹*; 向井 悟*; 土井 英雄*; 前田 一人*; 中原 豊*
PNC TJ1214 93-001, 544 Pages, 1993/03
本研究は、ニアフィールドの複合現象を柔軟に解析できる具体的な連成解析システムを構築するために、以下に示す研究を実施した。(1)オブジェクト指向データベース管理システムを媒介とした連成解析システムを開発するため、その基本骨格となる制御機能、データ処理機能等を含むPCDEE(Process Control Data Exchange Environment)/CAPASA(Computer Aided Performance Assessment System Analysis)の技術設計仕様及び検査方法をまとめた。(2)連成解析システムの実用化開発に先立ち、(1)の技術設計仕様の実行可能性を確認するため、2つの簡単なサンプルコードを扱うプロトタイプを開発した。(3)性能評価研究に使用可能な十分な機能をもつニアフィールド用連成解析システム(CAPASA)を実用化するため、オブジェクト指向データベース管理システムの調査を行うと共に、開発プランをまとめた。
三竹 晋; 鈴木 勝男; 田村 和雄*; 江崎 正弘*; 宮本 喜晟
JAERI-M 83-015, 83 Pages, 1983/03
多目的高温ガス実験炉の非常用原子炉冷却設備として提案されているパネル冷却系について、その性能、設備設計等をとりまとめた。とくに、炉心内に生ずる自然循環流の影響、パネル冷却系の起動時の特性について検討し、また、本冷却系による事故の収束・処理の考え方を明らかにした。これらの検討により、パネル冷却系を本実験炉の非常用原子炉冷却系として使用できることが示された。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦
JAERI-M 82-103, 137 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉のバックアップ炉心として、内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心について、燃料および可燃性毒物の装荷法ならびに制御棒引き抜き計画などを検討するとともに、炉心の核特性、熱流動特性や安全特性などの総合的な特性を解析した。その結果、本炉心は炉心設計基準を満足するとともに、セミピン型燃料体が十分Mark-III型燃料体の代替燃料体となりうることが明らかにされた。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 平野 光将; 江崎 正弘; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.
JAERI-M 82-102, 368 Pages, 1982/09
多目的高温ガス実験炉の標準炉心(Mark-III炉心)は外面冷型中空燃料棒を用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、実験炉々心の性能改善の方向を探るため新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の検討を実施した。1つは内面冷却型燃料棒(セミピン型)を用いた燃料体から構成される炉心であり、他はマルチホール型燃料体から構成される炉心である。両炉心ともに高さが4m、燃料体カラム数は73であり、炉容器内の炉心およびその他の構造物の配置は標準炉心と同じである。検討の結果、これらバックアップ炉心は与えられた炉心設計基準を満足するとともに、標準炉心に比較していくつかの重要な設計項目については余裕が増し、Mark-III炉心と代替可能であることが明らかになった。本報告書はこのバックアップ炉心の核特性、熱流動特性、燃料特性や安全性などの総合的な炉心特性ならびに燃料体や炉心の構造検討について述べたものである。
田所 啓弘; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 瀬谷 東光
JAERI-M 82-043, 44 Pages, 1982/05
本報告書は第1次概念設計における冷却系のシステム上の問題について検討した結果をまとめたものである。平常運転時に対しては、中間熱交換器や蒸気発生器の伝熱面積余裕による2次冷却系高温側ヘリウム温度の上昇を調節できる冷却系統改良案をいくつか立案した。そのなかで性能、経済性、安全性の面から総合評価した結果、蒸気発生器に新たにバイパスノズルを取り付ける方式が最も高く評価された。事故時に対しては、主冷却系から補助冷却系への切換えに伴なう関連機器の熱衝撃に関して温度挙動解析を行ない、冷却材温度変化の大きい箇所は単管ミキサ部であることが分かった。また単管ミキサ部の発生応力は構造強度解析の結果から十分に許容できる応力であることが判明した。以上の2項目の調整を経て、平常時及び事故時に求められる冷却機能を満足する冷却系等が可能になった。
安野 武彦; 武藤 康; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 田所 啓弘; 瀬谷 東光
JAERI-M 9277, 133 Pages, 1981/01
本報告書は第1次概念設計に引続いて行った、緊急隔離弁、1次ヘリウム主(および補助)循環機、ならびに単管形式の配管についての概念設計結果をまとめたものである。緊急隔離弁については、形式として内部断熱アングル弁を選定し、構造検討、弁座からのリーク量の推定、弁体、弁座、ディスクの軸対称モデルとしての応力解析を行った。主循環機は、4段圧縮遠心式の水潤滑軸受形式とした。駆動機はかご型誘導電磁機である。補助循環機は、ガス潤滑軸受のサブマージドタイプとした。両者について、性能曲線、羽根車強度、回転軸系特性、ケーシング強度に関する検討を行った。さらに補機系統、駆動用電動機についても検討を行った。単管については、サイジング、熱応力解析の他、保護ダクトを設け圧力管を空冷する方式についても検討を行った。以上の設計検討の結果、これら機器の形式、基本諸元、構造が定まり、フィージビリティが明らかにされた。
安野 武彦; 武藤 康; 田所 啓弘; 江崎 正弘; 鈴木 勝男
JAERI-M 8881, 73 Pages, 1980/06
単管構造の高温ガス実験炉1次冷却系高温配管について、構造設計およびレイアウト計画を行ない、これに基づきシステム上の問題について検討を加えた。圧力管の外径は660.4mmとし、内部断熱構造としてはライナ側に積層金属断熱層、圧力管側に繊維状断熱層を設ける方式を採用した。本方式の断熱構造は、断熱構造に欠陥の生ずる可能性が少なく、また減圧事故時のライナの座屈強度の点からも、優れた構造であることが判明した。原子炉容器と配管の接続部の構造は、単管方式で、従来どおり下鏡に取り付けるのが良いと考えられる。配管破断事故時の炉心安全性について、2重管との比較の観点から検討を行なったが、差異は認められなかった。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 鈴木 勝男; 鈴木 邦彦; 佐藤 治
JAERI-M 8399, 253 Pages, 1979/08
第1次概念設計において設計されたMark-III炉心は、現在まで実験炉の基本炉心として位置づけられてきた。しかし、このMark-III炉心設定以後も主として安全上の余裕増加や運転上の余裕増加を目標に、燃料装荷方式や制御棒引抜き手順の改善の検討が行われた。その結果、Mark-III炉心は炉心核熱設計における前提条件に大巾な変更の必要が生じないならば、実験炉の炉心として所定の性能を達しうるものであることが明らかになった。同時に、これらの検討を通して、(1)妥当な炉心設計上の指針・基準の確立、(2)燃料装荷法に対する燃料管理、誤装荷に関する対策および運転管理などの面からの要求の明確化、(3)設計手法の精度確認と改善の方策、などの必要性も明らかにした。
江崎 正弘; 宮本 喜晟; 武藤 康
JAERI-M 8364, 129 Pages, 1979/08
多目的高温ガス実験炉の供用期間中検査(ISI)の実施可能性を、本炉に関する第1次供用期間中検査指針ならびに第1次概念設計に基づき検討した結果の報告である。検討内容として、検査対象個所への接近性、指針で要求されている試験法の技術的難易性、ISI実施に必要な総人工数(人・日)の試算ならびにISIに伴なう作業員被爆の予測などがとり挙げられている。この結果、指針の検査間隔(3、7、10年間)それぞれでの総人工数は約2,000人・日であり、その間の作業員被爆量は約500人・remであると予測した。また、ISI技術の問題点として、中間熱交換器内部構造で障壁を形成する箇所での表面検査技術を挙げた。これらの検討に基づき、実施可能と判断できるISI計画ならびにそれに伴なう構造設計上の要求を結論として示した。
江崎 正弘; 小沢 保*; 三竹 晋
JAERI-M 8292, 80 Pages, 1979/06
多目的高温ガス実験炉を含む高温ガス冷却炉の炉心を解析対象とした炉心動特性解析プログラムSCOTCHの報告ならびにユーザ・マニュアルである。本プログラムは多チャンネル模擬の流動ならびに温度特性と中性子エネルギ2群の径方向1次元原子炉動特性を結合したSCOTCH-RXサブ・プログラムおよび軸方向1次元の原子炉動特性を結合したSCOTCH-AXサブ・プログラムでなりたつ。このプログラム・ステップ数(カード枚数)は約8,000(枚)であり、必要とする計算記憶容量は約102kilo-wordsである。
青地 哲男; 安野 武彦; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; et al.
JAERI-M 8064, 255 Pages, 1979/03
多目的高温ガス実験炉(熱出力50MW、原子炉出口ガス温度1000
C)の標準設計炉心は、外面冷却型中空燃料棒用いるpin-in-block型燃料体で構成されるが、この炉心の運転性能の改善の方向を探るため、新たな2形式の燃料体から構成されるバックアップ炉心の設計を実施した。本報告書には、バックアップ燃料および炉心の諸元を選定するに当っての基本的考え方および核・熱流動・燃料安全特性の解析結果を詳しく記述した。第1のバックアップ炉心は内面冷却型燃料棒(通称セミピン)を用いた燃料体で、また第2それはマルチホール型燃料体で構成される。いずれもに高さが4m、カラム数73である。両炉心ともに与えられた炉心設計の基準をほぼ満足するとともに、炉心の最低Re数を10,000以上(セミピン型)または6,000以上(マルチホール型)とする定格運転が期待できるものである。
大岡 紀一; 江崎 正弘; 古平 恒夫; 村岡 進
JAERI-M 7638, 108 Pages, 1978/05
多目的高温ガス実験炉の構造設計指針に基づき、機器の製造および組み立ての工程での材料の品質管理体制および溶接部の試験・検査体制、ならびに運転開始後の機器健全性を検査する供用期間中検査体制を整える必要がある。本報は、この検査を規定する第1次の供用期間中検査指針であり、この指針は高温ガス炉の安全設計基準(ANSI-N213)、多目的高温ガス実験炉第1次高温構造設計指針、ASME Boiler and pressure vessel code sec.XI、ならびに多目的高温ガス実験炉のシステム構造の特殊性などを考慮して作成されている。内容は、検査間隔、試験対象箇所、試験範囲および程度、試験方法、ならびに欠陥評価法などである。
江崎 正弘; 三竹 晋; 石黒 興和*; 伊藤 勝*; 小沢 保*; 高谷 純一*
JAERI-M 6893, 119 Pages, 1977/01
多目的高温ガス実験炉の安全保護系の特性を、平常運転時のプラント保護ならびに事故状態における原子炉保護の観点から、第1次概念設案に基づいて解析・評価した結果を述べたものである。本設計研究の内容は、既存の既存の基・指針に基づく安全保護計画の策定及び保護緒元の立案、原子炉特性の解析による平常運転時での運転保護方案の明確化、並びに事故状態における原子炉保護系の機能評価などを含み、それ等の結果より実験炉設計で考慮すべき事項を示している。この安全保護系の機能評価により、想定される事故事象に適した保護シーケンスが明らかとなるとともに、今後のプラントのシステム改良点、(1)補助冷却系の容量の変更、並びに(2)中間ループ(2次)系への容量10%程度のポニー・モータの設置などが判明した。
青地 哲男; 下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; et al.
JAERI-M 6845, 530 Pages, 1977/01
多目的高温ガス実験炉の第1次概念設計の内容を取り纏めた。この設計は、基本概念設計の成果に基づいて、原子炉および冷却系を重点とした系統の設計と機器構造概念の設定を目標としている。即ち、系統設計では原子炉と冷却系の熱物質収支、プラントの運転態様及び炉心核熱特性の解析を行なって機器構造設計の条件を明かにし、機器設計では原子炉本体と冷却系機器の構造概念、制御・保護系、工学的安全施設およびプラント建家の構成などを設定した。さらに、これらの系統設計、機器設計と併行して、プラントの状態分類、機器の安全クラス分類などの安全設計を進める基準の設定を行なった。
青地 哲男; 下川 純一; 安川 茂; 宮本 喜晟; 新藤 隆一; 幾島 毅; 荒井 長利; 江崎 正弘; 平野 光将; 佐藤 貞夫; et al.
JAERI-M 6895, 170 Pages, 1976/12
多目的高温ガス実験炉の炉心参考設計Mark-IIIについて、炉心緒元選定の経緯とこの炉心が持つ基本特性に焦点を合わせて纏めたものである。この炉心参考設計Mk-IIIは、実験炉第1次概念設計における炉心・炉体構造の基本設計を成すものである。この設計作業の範囲は、設計指針・基準の見直し、設計データの検討、反応度制御素子や炉心構成のサ-ベイ、燃料装荷方法や制御棒引き抜き形状のサ-ベイ、炉心特性解析や燃料特性評価に及んでいる。Mk-III炉心は、低濃縮二酸化ウランを燃料とする中空型燃料ピンを六角断面の黒鉛ブロックに挿入した燃料体を用い、炉心部の等価直径が2.7m,高さが4mである。制御棒は、炉38本(19対)あって炉容器上部から駆動され、また、冷却材は、炉心上部のオリフィス装置によって調節される。炉心の平均出力密度は2.2W/cm
、燃料の平均燃焼度は約22GWd/T、燃焼温度は1350C以下に収まっている。
三竹 晋; 江崎 正弘; 鈴木 勝男; 高谷 純一*; 島津 明*; 西郷 正雄*; 竹本 正典*; 山田 正夫*; 小林 武司*; 森本 俊雄*; et al.
JAERI-M 6400, 227 Pages, 1976/02
この報告書は、日本原子力研究所が計画している多目的高温ガス実験炉について、その安全上の特性を、平常時の動特性ならびに事故時の挙動の面から、基本概念設計案にもとづいて解析した結果をのべたものである。制御特性および事故時挙動の解析、工学的安全施設の機能の評価を本解析の中心課題としているが、これらの課題に関連する事故の発生頻度の分析、動特性の解析なども併せておこなうとともに、これらの解析等の準備として、起因事故の選定、今後の設計に要求される解析結果の調査、解析条件の設定に関するRegulatory Guide、ANSI基準などの指示の調査などもおこなっている。
下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; 荒井 長利; et al.
JAERI-M 6141, 394 Pages, 1975/06
本報告書は、昭和49年1月から同年8月まで実施した多目的高温ガス実験炉の基本概念設計を次の項目にわたり詳細に編成したものである。同設計は、原子力関係メーカーから設計書、付属書類形式で納入された報告書により統一的に理解できるものであるが、しかし原研側による評価は記載されていない。したがって、原研研究報告書の編集に当っては、つとめて構想樹立の経過、設計方針、評価の結論などについて、克明な説明を施すことにした。1.概要(はしがき、今後の展望)2.敷地、建家、プラント配置等3.原子炉本体(燃料、炉容器、反応度制御室、熱設計等)4.冷却系(第1次、2次冷却系、純化系等)5.燃料取扱系、廃棄物処理系6.計装制御系、工学的安全系7.安全解析、評価
八田 昌久*; 谷 雄太郎*; 江崎 正弘; 三竹 晋
JAERI-M 6065, 66 Pages, 1975/03
本報告書は、発電用高温ガス冷却炉の炉心およびプラント動特性の予備調査を目的とした、フルトン原子力発電所の原子炉プラントの特性解析の報告である。なお、本炉は将来の発電炉の標準となる特性を持つと考えられる。解析手法として、核熱結合原子炉動特性解析コードとプラント動特性解析コードを使用した。解析項目として、(1)初期燃焼炉心においての最大反応度価値をもつ1対の制御棒引き抜き、(2)主循環機停止、および(3)負荷喪失に伴なう給水流量瞬時低下、等をとりあげた。解析によると、フルトン型の高温ガス冷却炉は制御棒引き抜きおよび完全な炉心冷却喪失時での温度変化は緩やかである。したがって、「ATWS」および「LFCA」に関しての対策が容易であることが解った。
