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浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.
JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07
JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB
原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。
栗原 良一; 西尾 敏; 植田 脩三; Polevoi, A. R.; 青木 功; 安島 俊夫*; 岡田 英俊*; 長谷川 満*; 牛草 健吉
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.3, p.553 - 557, 2000/00
商業発電炉は、日中や季節ごとの電力需要の変化に応じて炉の出力制御が可能である方が望ましい。従来、自己点火プラズマの核融合炉にとって出力制御は容易でないと考えられてきた。本論文は、将来の定常核融合動力炉において核融合出力制御が可能であることを明らかにした。原研で検討している革新的定常核融合炉A-SSTR(定格出力4.0GW)を例に、外部から容易に制御できる加熱電流駆動パワー,電子密度,プラズマ電流を変化させることにより、どの程度、核融合出力を変化させることができるか、電流駆動解析コードACCOME及び1.5D輸送コードTOPICSを用いて評価した。その結果、定格運転パラメータからプラズマ電流を25%、電子密度を38%、加熱電流駆動パワーを25%の範囲で変化させ、定格核融合出力の66%まで下げられることを明らかにした。
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。
西尾 敏; 植田 脩三; 青木 功; 栗原 良一; 黒田 敏公*; 三浦 秀徳*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 関 泰; 新谷 吉郎*; et al.
Fusion Engineering and Design, 41, p.357 - 364, 1998/00
被引用回数：51 パーセンタイル：95.41(Nuclear Science & Technology)トカマク炉は保守が困難であるとの指摘がなされており、その原因としては、以下の3つが考えられる。(1)プラズマ周辺機器に作用する電磁力。これは電磁力に耐える強固な支持機械と容易な着脱性を同時に満足することが困難なことによる。(2)保守作業中の高い放射線環境条件。このような環境下で実用に耐える材料および機器は極めて限られる。(3)トカマク装置の幾何形状の複雑さ。トカマク装置の主要機器は互いに交鎖しており、かつ機器配置が窮屈である。これを克ふくするために高アスペクトで、SiC/SiC材料を用いたトカマクを提案した。
栗原 良一; 関 泰; 植田 脩三; 青木 功; 西尾 敏; 安島 俊夫*; 功刀 資彰; 高瀬 和之; 山内 通則*; 細貝 いずみ*; et al.
Journal of Fusion Energy, 16(3), p.225 - 230, 1997/00
被引用回数：3 パーセンタイル：30.37(Nuclear Science & Technology)VDE事象や逃走電子のようなプラズマ異常は、真空容器内冷却管の多数損傷に至る可能性がある。冷却管が損傷すると冷却水が真空容器内で蒸発し、加圧を引き起こす。このような事象を冷却材侵入事象(ICE)と呼ぶ。また、ICE等による真空容器内圧上昇が起因となって、真空境界が破断する真空破断事象(LOVA)が想定される。現在までに実施してきたICE予備試験とLOVA予備試験では、これら事象の基本的メカニズムに着目した実験を行い、基礎データを得て評価コードの開発を行ってきた。総合試験では、ITERの安全審査に備え、これら評価コードの検証を行うとともに、ICEからLOVAに至る現象を総合的に試験する計画である。本論文では、現在、概念設計を進めている総合試験装置の概要及び試験の計画について紹介する。
大音 明洋*; 唐沢 博一*; 青木 俊夫*; 渡部 一郎*; 塩田 達也*; 秋田 晴夫*
PNC TJ9164 96-023, 1167 Pages, 1996/07
蒸気発生器(SG)伝熱管の設計基準水リーク(DBL:Design Basis Leak)評価手法の整備とその妥当性を,水リーク時のナトリウム┼水反応事象を模擬した総合的な試験により確認するため,既説のSWAT-3の改造内容に関し,詳細設計を行い,以下の結果を得た。(1)試験内容・条件の確認平成6年度に設定した試験項目,内容,計装等の試験計画を確認するとともに,試験条件・試験方法の見直しを行った。また,SWAT-3試験装置の構造健全性を確認するために,圧力と温度に着目したNa┼水反応準定常圧解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。また,改造SWAT-3を用いた多本数破断試験(BDBL)時の許容注水量及びその時の試験条件を確認した。(2)試験ループの確認主循環系(Na配管),純化系等の対象とする角配管系の設計条件,材質及び寸法設定の根拠を明確にするとともにSWAT-3全体系統図の作成を行った。試験ループの検討では,DBLの妥当性確認試験,接液型ラプチャ試験及び今後のBDBL試験を考慮した試験ループの考え方をまとめ,さらに注水管及び隣接管の注水方法,注水ノズル方向及び伝熱管配列の項目に対する試験方法の見直し検討を実施した。制御特性解析については,放出系の弁開閉に伴う圧力制御特性解析及び水注入系の弁開度,圧力設定条件をパラメータとして注水管・隣接管流量制御特性解析を実施し,良好な制御特性が得られることを確認した。また,音響検出系の検討では,パッシブ法及びアクティブ法の開発にあたって必要となるそれぞれの評価項目に対してSWAT-3試験において実施すべき内容をまとめ,音響検出計試験ケースの検討を実施した。また,パッシブ法及びアクティブ法のデータ採取に対する検出器の具体的設置について検討を実施した。さらに,計測システム構成の検討の結果,システムへの要求事項を満足させる高速ディジタル信号処理システムを採用することが非常に有効であることがわかった。(3)機器等の設計反応容器,配管等について構造解析条件及び耐震解析条件の検討を行い,それに基づき,応力解析及び耐震解析を実施し,構造健全性上問題ないことを確認した。反応容器,水加熱器等の機器について,計装品取付計画,組立手順計画,輸送治具計画及び据付手順計画等の検討を実施した。また,これらの機器・配管の製作に係わる試験検査項目を
森 建二*; 大音 明洋*; 井上 正明*; 青木 俊夫*; 中村 武則*; 小*; 塩田 達也*
PNC TJ9164 94-006, 133 Pages, 1994/03
本研究は、実証炉蒸気発生器の設計基準水リーク率(DBL:DESIGN BASIS LEAK)の妥当性を確認するため、既設の蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT-3)の適用性及び改造内容に関し、予備的検討を行ったものである。以下に成果を示す。1) 基本仕様の検討 破損箇所(管束上部、管束下部)及び水側流動状態(定格状態、30%部分負荷状態、ブローダウン状態、起動時)が高温ラプチャに及ぼす影響について、実証炉SG条件を模擬した隣接伝熱管壁温度評価を行い、次の結果を得た。a.破損箇所については、水側条件が過熱域である管束上部が厳しくなる。b.水側流動状態の影響として、管壁温度は水側条件に依存し、定格状態、部分負荷、ブローグウンの順で厳しくなる。c.上記結果より、水リーク率約1KG/S, 管束上部破損、部分負荷30%条件を模擬した試験を基準ケースとして設定した。また、破損箇所(管束下部破損)、運転条件、注水継続時間、水リーク率及び接液型ラプチャディスクの有無等をパラメータとした試験ケース(計10ケース)を設定した。2) 改造に伴う系統・機器設計 a.系統・機器設計仕様の設定に当たり、試験時の注水管及び隣接管の計11本がギロチン破断した場合の大リーク解析(水噴出率解析、準定常圧解析)を実施した。水噴出率解析の結果、1本当たりの最大噴出率は7.2KG/S, その後3.1KG/Sとなる。また、前記水噴出率を用いた準定常圧解析の結果、最大圧力は注水点近傍で9.7KG/CM2A 、配管部で18.1KG-2- であり、現状のSWAT-3の設計条件の範囲内であることを確認した。 b.改造に伴う系統構成を検討し、系統図を作成するとともに、リスト類(配管リスト、弁リスト、計装品リスト)を作成した。 c.準定常圧解析結果に基づき、改造に伴い新規製作が必要となる、反応容器、水加熱器(注水管用、隣接管用)及びダンプタンクに関する、設計仕様を明確にするとともに、構造図を作成した。 d.反応容器は実証炉SGの1/3スケール(胴内径10--、全高7000MM)、ナトリウム入口ノズルは2系統設け、1試験体で2回の注水試験が可能な構造とした。伝熱管は、実証炉伝熱管寸法及び材質を模擬するとともに、本数は注水管2本、隣接伝熱管20本及び窒素ガス封入管38本から構成されている。また、改造範囲内の配管についても、
亀高 正男*; 中山 一彦; 青木 和弘; 瀬下 和芳; 島田 耕史; 田中 義浩; 岡崎 和彦*; 船戸 明雄*; 林 俊夫*
no journal, ,
活断層は未固結の断層ガウジを伴う平滑な断層面を形成している(狩野・村田, 1998)。断層ガウジには、剪断センスを判定する有力な指標となる面構造を欠く等、露頭の断層ガウジから肉眼で剪断センスを判定することが難しい一因となっている。このため、断層ガウジにおける剪断センス決定法の補完となる手法の開発が必要と考える。本論では、断層ガウジの剪断センス決定法の補完となる手法開発を行うため、断層破砕物質の剪断強度を測定する力学試験を実施した。力学試験では、断層ガウジの性状に類似した人工材料(カオリン粘土)を用いた。試験手法は、剪断センスと同じ方向(以下、「順方向」と呼ぶ)へ剪断した時の剪断強度とその逆方向(以下、「逆方向」と呼ぶ)へ剪断した時の剪断強度を比較し、その差異と剪断センスの関係を考察するため、繰返し一面剪断試験を実施した。試験結果は、順方向と逆方向の剪断強度を比較すると全体的に逆方向の方が大きい傾向が明瞭に認められ、繰返し剪断回数とともに両者の強度差が大きくなる傾向が認められた。この結果は破砕部の力学的異方性を示し、本手法が断層ガウジの剪断センス決定法の補完になる可能性を示唆するものである。
