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宇野 裕基; 大内 靖弘; 大内 諭; 馬場 亮太; 菊地 将宣; 川又 諭
JAEA-Technology 2021-046, 39 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-046.pdf:3.76MB
JRR-3(Japan Research Reactor No.3)は、最大熱出力20MWの低濃縮ウラン軽水減速軽水冷却プール型研究用原子炉である。平成2年11月から改造後の供用運転を開始し、各種照射設備及び中性子ビーム実験装置を装備した原子炉施設として高い中性子束を利用者に提供している。現在は、平成23年3月11日の東日本大震災の影響により延長していた施設定期自主検査期間を経て、新規制基準の適合性に対応し、約10年ぶりとなる運転の再開を果たしている。早期運転再開を目指す施設定期自主検査期間中の平成29年度には、保全計画に基づく1次冷却材熱交換器No.1及びNo.2の開放点検を実施した。本報告書は1次冷却材熱交換器の開放点検について、点検記録及び点検実績を纏めるとともに今後の点検保守に資するためのものである。
川村 奨; 菊地 将宣; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-041, 103 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-041.pdf:8.7MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新たに基準地震動を策定し平成30年11月に設置変更許可を取得した。その後、新たに策定された基準地震動を用いて本原子炉施設に設置されている制御棒について地震時の挿入性評価を実施し、その評価結果について令和2年10月及び令和3年1月に設計及び工事の計画の認可を取得した。本報告書は、設計及び工事の計画の認可を受けた制御棒の挿入性のうち、中性子吸収体及びフォロワ型燃料要素の地震時の挿入性について新たに時刻歴応答解析を実施し、その挿入性が既認可の評価に比べ十分な余裕を有することを確認した結果を示すものである。
菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB
JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。
菊地 将宣; 川村 奨; 荒木 正明
no journal, ,
JRR-3の新規制基準対応のうち耐震性評価を実施し、適合性を示すことができた制御棒駆動装置及び制御棒の地震時における挿入性について、耐震裕度が厳しい結果であったことから、最新の知見に基づきより詳細な評価を行い、十分な耐震裕度を有することを確認した。
中村 剛実; 徳永 翔; 菊地 将宣
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の研究用原子炉JRR-3では、冷中性子源減速材容器の更新を予定しているため、冷中性子源の強度増強を目的に、減速材容器の高性能化のための概念設計を実施した。核特性解析により最適形状を決定したため、新型容器の特性について報告する。
中村 剛実; 徳永 翔; 菊地 将宣
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の研究用原子炉JRR-3では、冷中性子源減速材容器の更新を予定している。冷中性子源の強度増強を目的に、減速材容器の高性能化のための概念設計を実施した。核特性解析により最適形状を決定したため、新型減速材容器の特性について紹介する。
徳永 翔; 中村 剛実; 菊地 将宣
no journal, ,
日本原子力研究開発機構の研究用原子炉JRR-3では、将来的に冷中性子源装置の一部である減速材容器の更新を予定している。冷中性子源の強度増強を目的に、減速材容器の高性能化のための概念設計を実施した。核特性解析により決定した最適形状について流動解析を行い評価した。新型容器の特性について紹介する。
徳永 翔; 中村 剛実; 菊地 将宣; 野口 浩徳*; 小田 泰嗣*
no journal, ,
CNS系全体を含む高性能減速材容器の水素流動解析手法を検討するため、RELAP5/MOD3.2による容器を含む系全体の管路網解析及び概念設計で考慮されていなかった物理モデルを追加したANSYS-FLUENTによる減速材容器部CFD解析を組み合わせて評価した。計算結果の妥当性については、現在の水筒型容器における原子炉外作動試験の結果と良く一致した数土の式を用いて比較検討した。
中村 剛実; 徳永 翔; 菊地 将宣
no journal, ,
JRR-3冷中性子源装置(CNS)の高性能化として、アルミニウム合金(A6061)製の高性能減速材容器を開発している。CNSでは、ヘリウム冷凍機により冷却されたヘリウムガスを使用したコンデンサにより水素ガスを冷却し液化する。ヘリウム冷凍機が停止しコンデンサの冷却能力が失われると、減速材容器への液体水素の供給が停止し、核発熱等により加熱された容器の温度は上昇を開始する。高性能減速材容器の材料であるA6061は、100
C以上の温度領域で機械的強度が低下し、クリープも起こりやすくなるので、容器の最高温度が100Cを超えないように管理する必要がある。今回、高性能減速材容器の発熱計算とヘリウム冷凍機停止後の減速材容器の温度の時間変化を計算し、容器の健全性について評価した。
菊地 将宣; 中村 剛実; 徳永 翔; 小田 泰嗣*
no journal, ,
基本設計を行っている減速材容器(A6061材)の構造強度については、高速中性子の照射環境下ではA6061材の伸びが減少することから、発生応力に対して弾性範囲内に収めることが重要である。概念設計からの形状変更として製作性を考慮し、容器内面に対して構造の不連続部を無くすためフィレットを設け、平板部を肉厚補強及び低応力部をテーパーで削除した容器形状を検討している。また、外側容器及び内側容器を分割溶接とし、溶接位置は最大応力から離した位置で設定する。その有効性を検証するため、最大圧力で塑性変形の有無を確認する。また、新規容器は船底型の薄肉特殊形状であることから、発電用原子力設備規格設計・建設規格(JSME)等の構造規格が適用できないため、高圧ガス保安法に準拠するよう設計を検討している。そのため、高圧ガス保安法に要求されている4倍耐圧について、これに耐えうる設計であることを確認する。