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鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00450_1 - 19-00450_17, 2020/06
本研究では使用済み燃料プール(SFP)における重大事故解析のため、SAMPSONコードの改良を行った。空気中酸化モデルとして、ジルカロイ4(ANLモデル)とジルカロイ2(JAEAモデル)の酸化試験データに基づく、それぞれの酸化モデルをSAMPSONコードに導入した。改良コードの有効性確認のため、米国サンディア国立研究所がこれまでに実施した、BWR燃料集合体の実規模モデルを用いての空気中酸化試験の解析を行った。その結果、Zrの空気中酸化に基づく急激な温度上昇を良い精度で再現できた。またSFP事故解析をSFPの初期水位がゼロの場合、燃料有効長の最下端位置の場合、中間位置の場合、の3ケースについて実施した。その結果、SFPの冷却水が完全に失われ、燃料集合体中の空気の自然循環が起きる場合にのみ、事故時初期の急激な温度上昇が起きることが示された。
加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。
森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだ空気中Zr酸化反応モデルの機能確認のために、既存の酸化モデルと、本研究で開発した酸化モデルを用いて、米国サンディア国立研究所の実施したBWR燃料集合体モックアップの空気中酸化試験の解析を行った。検証解析の結果に基づき、酸化反応モデルの違いが燃料棒温度変化の解析結果に及ぼす影響及び使用済燃料プール事故時の初期水位が酸化反応挙動に及ぼす影響について検討した結果を報告する。
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 永武 拓; 加治 芳行
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05
使用済燃料プール(SFP)での事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだスプレイ冷却モデルの機能確認のため検証解析を実施した。また実機におけるスプレイ流量が燃料棒温度変化に及ぼす影響評価や、効率的なスプレイ冷却の手法に関する評価等を行なった。その結果、SFPの真上からスプレイを降らせることにより、冷却水損失で大気中に露出した燃料集合体の冷却を有効に行なうことができ、燃料の破損を防ぎ得ることが示された。
濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳
JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06
JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505
C以下の融解線が融解し、融点が651C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505Cから651Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900C)の範囲内で使用できていることが分かった。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.041008_1 - 041008_5, 2016/10
HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。
島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。
内田 俊介; 朝倉 大和*; 鈴木 洋明*
Nuclear Engineering and Design, 241(7), p.2398 - 2410, 2011/07
被引用回数：33 パーセンタイル：90.72(Nuclear Science & Technology)PWR一次冷却水中では、サブクール沸騰下でボロンとリチウムが燃料表面に付着し、燃料表面上でニケッル・鉄酸化物との化学反応で化学形態が変化する。こうして燃料表面に蓄積したボロンが軸方向出力異常(AOA)発生の要因となる。燃料表面のボロン蓄積量を二つの方向から評価した。ひとつは、改良型薄膜蒸発乾固モデル(MEDモデル)による蓄積量の計算で、もうひとつは、反応度の視点(中性子経済計算)からの蓄積量の予測である。本評価により、(1)計算された燃料表面へのボロンの蓄積量は、測定されるニッケル・鉄酸化物との複合体に比べ1-2桁多く、その溶解速度から燃料付着物の分析では定量化が難しいこと、(2)冷却水中のボロン濃度が高いため、原子炉停止持のハイドアウトリターンは観測が難しいこと、(3)炉運転中のボロン蓄積量を評価するための有力な手段はMEDモデルによる計算であること、最後に、(4)ニッケル酸化物がボロン溶解を遅らせ、燃料表面でのボロンの平均滞在時間を伸張させるため、冷却水中のニッケル濃度の抑制がAOA発生抑制に効果的であること、を示した。
濱本 真平; 飯垣 和彦; 清水 厚志; 澤畑 洋明; 近藤 誠; 小山 直; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 鈴木 尚; et al.
JAEA-Technology 2006-030, 58 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-030.pdf:10.69MB
日本原子力研究開発機構が所有する高温工学試験研究炉(HTTR)の反応度制御設備は、制御棒系と後備停止系の、動作原理の異なる二つの独立した系統で構成されている。通常運転時、原子炉の反応度を制御するとともに、運転時の異常な過渡変化時及び事故時に安全かつ確実に原子炉を停止させるものである。後備停止系は、万一制御棒系のみで原子炉を停止できない場合に、中性子吸収材である炭化ホウ素ペレットを炉心内に重力落下させ、いかなる運転状態からも原子炉を停止する機能を有するものであり、炭化ホウ素ペレットと、ペレットを収めるホッパ,電動プラグ,後備停止系駆動機構,ガイドチューブ等で構成されている。HTTRでは、平成16年7月26日から平成17年3月4日までの計画で、施設定期検査を実施してきたところ、2月21日の後備停止系の作動試験時に、本装置の16基のうち1基が正常に動作しないことがわかった。調査の結果、後備停止系が正常に動作しなかった原因は、後備停止系を駆動するモータの上部のオイルシールが変形したことによってグリースから分離した油がブレーキに到達し、ブレーキの磨耗した粉と混合することによって粘着物となり、粘着物がブレーキの解除を阻害したことによって、モータの駆動を妨げたことがわかった。
石堂 昭夫; 則竹 和光; 和田 洋明; 高橋 修; 長島 秀雄; 鈴木 一
PNC TN7510 94-006, 343 Pages, 1994/10
本書は、1994年の発行されたOECD/NEA-IAEAによる「URANIUM Resources、Production and Demand 1993」の日本語版である。原書は、1965年にOECDのENEAから「World Uranium and Thorium Resources」の表題で発行されて以来、ほぼ隔年毎に改訂発行されてきた。1986年にOECD/NEAとIAEAの両機関は、4年毎に世界のウラン供給能力についての主要な評価および供給可能性についての長期的な解析を実施し、2年毎に当面の状況とそれが需給の短期的見通しに及ぼす影響に焦点をあてて記述することに合意した。今回の報告書は、4年毎の主報告書にあたり、通算では15回目の報告書である。動燃事業団は1969年から発行の都度日本語版を作成しており、今回もOECD/NEAの承認を得て日本語版発行のはこびとなった。日本語版の発行に承認を賜ったOECDに感謝の意を表する。なお本書の翻訳は、東濃地科学センター鉱床解析室が行った。(1994年10月)
近藤 誠; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 平戸 洋次; 川本 大樹; 鈴木 尚; 小野 正人
no journal, ,
HTTRは、熱出力30MWの黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で、我が国初の高温ガス炉であり、950Cの原子炉出口冷却材温度を利用し、発電のみならず、水素製造、地域暖房、海水淡水化等の幅広い熱利用の可能性を有する原子炉である。平成23年の東北地方太平洋沖地震以降は、原子炉を長期間停止しているものの、施設の健全性に関する総合評価、コールド状態による確認試験を行い、設備起動時及び定常運転時のプラントデータの確認等により、地震による施設等への影響がないことを確認している。一方、国においては原炉等規制法が改正され、原子力規制委員会が発足した。平成25年12月18日には、核燃料物質使用施設等の新安全基準が制定され、SBOに係る要求が明確に規定された。このため、SBO時のHTTRの挙動・影響評価を行い、新安全基準の要求事項に則したSBO対策をHTTRの特徴を踏まえて検討、実行してきた。SBO対策の実現可能性については総合防災訓練という実践的な場を通してその妥当性を確認することができた。
加治 芳行; 根本 義之; 高瀬 和之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 岩田 豊*; 大竹 幸彦*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*
no journal, ,
使用済燃料プールの冷却機能が喪失し、燃料集合体が破損に至る事故において、どのように事象が進展し、スプレイ散水、燃料配置変更等の安全対策がどの程度機能していくかを重大事故解析手法により定量的に評価する。本発表では、全体計画を報告する。
森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
本研究ではSAMPSONの既存モジュールを用いて使用済み燃料プールの冷却機能の喪失を想定した場合のモデルを作成し、事象の予備解析を行った。発表では使用済み燃料棒の温度上昇、溶融挙動等の解析結果を報告する。
森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行
no journal, ,
本研究ではSAMPSONの既存のモジュールに、使用済燃料プールの冷却機能喪失事故時に特有なモデルを追加して事象の解析を進めている。本発表では、プール建屋全体のモデル化、Zr-空気酸化反応モデルの追加など改良したモデルの内容と、改良コードを用いた解析結果を紹介する。
濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳
no journal, ,
原子炉の研究開発において、スケールアップされた段階ごとに様々な工学値を実測し、最適評価値を得るための設計技術を向上させることは、動力炉の安全性と運転性能の向上に役立つため重要である。本研究では、設計技術の高度化に繋げることを目的として、炉内構造物のうち制御棒の先端部に融点の異なる合金ワイヤを複数設置し、一定期間原子炉を運転した後に取り出し、溶融状態を確認することで、制御棒が使用中に到達した最高温度を測定することとした。
鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 加治 芳行; 根本 義之
no journal, ,
使用済み燃料プール(SFP)には炉心よりも多くの燃料集合体が保管されている場合があり、冷却機能喪失あるいはプール水喪失が発生した場合におけるSFPの事象を解析することは安全性を評価する上で重要である。そのため本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的として、空気中Zr酸化反応、プレイ冷却などのモデルを追加したSAMPSONコードを整備した。本発表では空気中Zr酸化反応モデルの影響、スプレイ実験を対象とした検証、及びSFP安全対策としてのスプレイ冷却の有効性評価結果を紹介する。
加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*
no journal, ,
本研究は、重大事故の発生時における使用済燃料プールでの燃料被覆管の温度上昇や、燃料破損等の事象進展を精緻に再現できる重大事故解析手法を高度化し、燃料貯蔵の安全対策を定量的に評価することを目的として行った。本発表では、全体概要を報告する。
