Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.
JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11
JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種(
H、
C、
Cl、
Ca、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Tc、
Ag、
I、
Cs、
Ba、
Eu、
Eu、
Ho、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 飛田 健次*
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2021/10
日本が所有するブロック型高温ガス炉であるHTTRの冷却材中の水素と水素化物の濃度を詳細に調べた。その結果、CH
はH
濃度の1/10であり、従来の検出限界以下であることが明らかになった。冷却材中のHとCHの比がHTとCH
Tの比と同じならば、CHTはよりHより大きな線量変換係数を持つため、この組成比はトリチウムの線量を最適に評価するための重要な知見である。更に、CHの起源の調査した結果、CHは炉心から不純物として放出されるよりもむしろ、熱平衡反応の結果として生成されることが示唆された。
土田 大貴; 原賀 智子; 飛田 実*; 大森 弘幸*; 大森 剛*; 村上 秀昭*; 水飼 秋菜; 青野 竜士; 石森 健一郎; 亀尾 裕
JAEA-Data/Code 2020-022, 34 Pages, 2021/03
JAEA-Data-Code-2020-022.pdf:1.74MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、原子力科学研究所内で保管されているJRR-3及びJPDRから発生した放射性廃棄物よりコンクリート試料を採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和元年度に取得した22核種(H, C, Cl, Ca, Co, Ni, Sr, Nb, Ag, Ba, Cs, Eu, Eu, Ho, U, U, Pu, 
Pu, Am, Am, Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹
JAEA-Research 2012-014, 40 Pages, 2012/07
JAEA-Research-2012-014.pdf:7.8MB
JSFRの制御棒チャンネルと燃料集合体との出口ナトリウム温度差は最大で100
C程度になるため、炉心出口部における流体の混合による温度変動が炉上部機構(UIS)の下部高サイクル熱疲労を与える可能性がある。そこで、炉心出口と炉容器上部プレナムを対象とする1/3スケール60セクタモデルを使用した水流動試験を実施した。制御棒周辺の温度とその変動強度分布を計測するとともに、熱疲労に対する対策構造の評価を行った。試験の結果、制御棒周辺の温度変動特性を把握するとともに、熱疲労に対する対策構造は温度変動振幅を低下させ、構造材料に対する熱応力に変換されやすい周波数領域においても、その変動強度を低下させる効果があることを明らかにした。また、比較的低温の冷却材が流出するブランケット集合体と炉心燃料集合体との境界における温度変動強度分布を把握した。
江連 俊樹; 三宅 康洋*; 飛田 昭; 木村 暢之; 上出 英樹
JAEA-Research 2012-005, 56 Pages, 2012/05
JAEA-Research-2012-005.pdf:10.06MB
高速増殖炉による核燃料サイクルの実用化を目指して、炉容器をコンパクト化することで経済性を高めたナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究が行われている(FBRサイクル実用化研究開発)。JSFRでは、冷却系2ループ化によって冷却系配管内の平均流速が増加するため、ホットレグ配管入口部において強い旋回渦が発生する可能性がある。その結果として、渦中心での圧力低下に伴う液中渦キャビテーションの発生が懸念されており、液中渦キャビテーションの発生状況の評価が構造健全性の観点から必要である。本研究では、液中渦キャビテーションの発生評価に関連して、ナトリウムと水の物性の違いが液中渦キャビテーションの発生に与える影響について検討するための基礎的な水試験を行った。基礎的な円筒体系において、水の温度を10Cから80Cに変化させることで水の粘性係数を変化させ、液中渦キャビテーションの発生状況を定量的に評価した。その結果、10Cから30C程度の比較的粘性係数が大きい条件では粘性依存性が確認されたものの、50Cから80C程度の比較的粘性係数が小さい条件では粘性の影響が少ないことを確認した。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
Nuclear Engineering and Design, 241(11), p.4409 - 4419, 2011/11
被引用回数：55 パーセンタイル：96.64(Nuclear Science & Technology)アドバンストループ型高速炉では、建設コスト削減の観点から、2ループによる冷却系を検討している。ループ数削減に伴い、従来設計に比べて一次冷却系配管の口径が大型化し、管内流速も増加することから、エルボ曲がり部での流れの偏りに起因する流体励起振動の発生が懸念されている。本研究では、実機ホットレグ配管の1/8縮尺の配管径で2種類の異なる曲率比を持つエルボを作製し、配管内の流速を高速度PIVにより計測することで、エルボの曲率が流速変動に与える影響を明らかにした。実験では、エルボ部において、配管の軸方向に対して垂直断面と水平断面の瞬時二次元流速ベクトルを取得し、曲率比の異なるそれぞれのエルボでの二次流れの挙動や剥離部近傍の流況を観察した。その結果、曲率の違が剥離域形成に大きく影響を与えること、剥離域再付着点では、二次流れの流入や再付着挙動により速度変動が起こっていることがわかった。
小林 順; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹; 渡辺 収*; 大山 一弘*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
革新的なループ型ナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究を、高速炉サイクル開発プロジェクト(FaCT)の枠組みで実施している。制御棒チャンネル及びブランケット集合体と燃料集合体との温度差は最大で100C程度となり、炉心出口部における流体の混合による温度変動は、UIS下部において高サイクル熱疲労の原因となる。そこで、炉心及び上部プレナムの1/3スケール60セクタモデル試験体を使用した水流動試験を実施し、低温流体付近の温度変動の特徴を把握するとともに、UIS下部における温度変動を緩和する方策の効果を確認した。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 13 Pages, 2011/09
アドバンストループ型高速炉は、ループ数削減に伴い、従来設計に比べて一次冷却系配管の口径が大型化し、管内流速も増加する設計となるため、エルボ曲がり部での流れの偏りに起因する流体励起振動の発生が懸念されている。流体励起振動のメカニズム把握するためには、エルボ内の流動構造と流動変動によって生じる圧力変動特性を把握する必要がある。本研究では、エルボ内の非定常流動構造を明らかにするために高速PIVにより流速場計測を行うとともに、圧力センサを用いエルボ腹側壁面での圧力変動計測を行った。曲率比をパラメタとすることで流体剥離の程度を変化させ、剥離域の形成が壁面圧力変動に及ぼす影響を調べた。その結果、剥離域が形成されると再付着点近傍において、その揺動に対応した周期的な圧力変動が生じること、二次流れの腹側への流入が剥離域近傍の流動変動の周期に影響を及ぼすことがわかった。
木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 長澤 一嘉*
JAEA-Research 2010-065, 191 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2010-065.pdf:14.57MB
ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/10縮尺原子炉容器上部プレナム試験装置を用いて、炉容器壁近傍における熱伝達を含む成層界面挙動の支配因子を把握するための熱流動パラメータ試験、及び燃料交換機貫通孔プラグ高さをパラメータとした試験を実施した。本試験により、スクラム時の炉心出口流量,炉心出口温度差で定義したRi数と成層界面高さ,上昇速度との関係について明らかにした。また、成層界面温度勾配とPe数の関係を明らかにした。
江連 俊樹; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/11
液中渦によるキャビテーションに対して流体の粘性の違いが与える影響を調査するため、円筒容器体系での基礎的な水試験を実施した。水温を10Cから80Cの範囲で変化させることで、動粘性係数(
)を1.3
10
から3.710
m
/sの範囲で変化させ、粘性の影響を調査した。液中渦によるキャビテーション発生は、CMOSカメラにより撮影したデジタル画像を画像処理することにより検出した。そのうえで、の異なる条件下での、液中渦の発生状況を発生率とキャビテーション係数との関係により整理した。実験の結果、の影響はが大きい条件下では顕著であるものの、が減少するにつれ、影響が小さくなることがわかった。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/11
アドバンスドループ型高速炉は、ループ数を削減するため、従来炉よりも一次冷却系配管の口径が大型化し管内流速も増加する設計となるため、エルボ部での流れの偏りに起因する流力振動の発生が懸念されている。本研究では、実機1/8縮尺のショートエルボとロングエルボを用いて、PIV速度計測試験と圧力変動測定を行った。試験流体は水である。Re数34から54万の範囲においてショートエルボとロングエルボ内での非定常的な流動構造と、流動変動に起因するエルボ腹側壁面の圧力変動特性を明らかにした。
大戸 勤; 木村 正; 宮内 優; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2010-017, 21 Pages, 2010/07
JAEA-Review-2010-017.pdf:7.68MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用する原子炉建家関連施設・設備のうちカナルエキスパンドジョイントについて健全性調査を実施した。健全性調査では、目視による外観観察,サンプリング供試体による性能検査(表面観察,硬さ試験)を行い健全性が十分維持されていることを確認した。カナルエキスパンドジョイントの今後の継続的使用にあたっては、定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、カナルエキスパンドジョイントの健全性を維持するうえで重要である。
宮内 優; 木村 正; 大戸 勤; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2010-008, 106 Pages, 2010/06
JAEA-Review-2010-008.pdf:8.89MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用するコンクリート構造物(排気筒,トレンチ,カナル室壁,フィルタバンク廻り)について健全性調査を実施した。健全性調査では、コンクリートの表面劣化,反発度(非破壊強度推定),コア供試体による圧縮強度,静弾性係数,中性化深さ,鉄筋腐食,塩分含有量について、それぞれ調査を行い健全性が十分維持されていることを確認した。その後、調査結果をもとに排気筒とトレンチについて、塗装の剥離等の劣化の進行抑制の観点から、再塗装などの補修を実施した。コンクリート構造物の今後の継続的使用にあたっては、これまで実施してきた建家外表面の塗装を含む定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、健全性を維持するうえで重要である。
木村 正; 大戸 勤; 宮内 優; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2010-001, 27 Pages, 2010/03
JAEA-Review-2010-001.pdf:18.81MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用するUCL高架水槽の健全性を評価するため、基礎部について経年劣化の著しい位置を選定して調査を実施した。健全性調査では、基礎ボルトについては劣化の進行している箇所があること、ベースプレート,胴部側板については一部減肉が見られるものの、溶接接合部には特に異常がないことを確認した。その後、調査結果をもとにUCL高架水槽全体について、美観及び塗装の剥離,腐食による減肉等の劣化の進行抑制の観点から、再塗装等の補修を実施した。UCL高架水槽の今後の継続的使用にあたっては、基礎部の定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、健全性を維持するうえで重要である。
木村 正; 大戸 勤; 宮内 優; 根本 宣昭; 飛田 健治; 深作 秋富; 高橋 邦裕
JAEA-Review 2009-054, 73 Pages, 2010/03
JAEA-Review-2009-054.pdf:6.79MB
2007年度から開始したJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、JMTR再稼働後も長期的に使用するコンクリート構造物である原子炉建家について健全性調査を実施した。健全性調査では、コンクリートの表面劣化,反発度(非破壊強度推定),コア供試体による圧縮強度,静弾性係数,中性化深さ,鉄筋腐食,塩分含有量について、それぞれ調査を行い健全性が十分維持されていることを確認した。原子炉建家の今後の継続的使用にあたっては、これまで実施してきた建家外表面の塗装を含む定期的な点検及び補修を計画的に実施することが、コンクリート構造物の健全性を維持するうえで重要である。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
JAEA-Research 2009-051, 30 Pages, 2010/02
JAEA-Research-2009-051.pdf:6.22MB
現在、設計が進められている次世代型ナトリウム冷却高速炉JSFRでは、経済性の観点から、1次冷却系を2ループにする方式が採用されている。そのため、従来型の高速炉よりも1ループあたりの冷却材流量が増加し、ホットレグ配管は内径1270mmに対し、流速が9m/sを超える設計となっている。このときのレイノルズ数は4.210
となる。さらに、炉容器をコンパクト化するために、ホットレグ配管の一部にショートエルボを採用しており、エルボ部において流動励起振動が発生し、配管系の健全性に影響を与えることがないことを確認する必要性が指摘されている。このような、JSFRの配管系の健全性を検証するために、エルボ部で発生する流動励起振動の発生メカニズムを把握する必要がある。流動励起振動は配管内で発生する圧力変動が加振力になることから、現象把握に向けてエルボを含む配管内の流速変動と圧力変動の関連をつかむことが重要となる。そこで、本研究では、ホットレグ配管の1/8スケールモデルを用いた水流動試験を行った。試験では、ショートエルボ,ロングエルボを用い、速度変動にエルボの曲率比が与える影響について検討した。速度分布測定には、瞬時の2次元速度分布を得ることが可能な粒子画像流速計測法を用いた。2種類のエルボについて、非定常的な二次流れの流況やエルボ腹側の剥離の流況を捉えることに成功し、剥離域の再付着点において配管側面に沿う二次流れが剥離域近傍の流動に作用する構造を明らかにした。
木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 三宅 康洋*
JAEA-Research 2009-026, 160 Pages, 2009/10
JAEA-Research-2009-026.pdf:15.97MB
ナトリウム炉の炉容器をコンパクト化するため、コラム型の切込みつき炉心上部機構(UIS)を採用した。原子炉スクラム時には、炉上部プレナムの下層に低温のナトリウムが偏在する温度成層化現象が発生する。上述のUIS構造では、UISの内部を炉心からの冷却材が通過するとともに、UIS切込みにより非対称で局所的に速い流れが生じることから、本構造が温度成層化現象に与える影響を評価しておく必要がある。そこで、1/10縮尺炉容器上部プレナム試験装置を用いて、UIS切込みの影響評価を行うとともに、原子炉スクラム後の炉心出口流量,温度、及び構造形状をパラメータとした試験を実施し、温度成層化現象への影響を評価した。Ri数を実機と同程度とした基本条件において、UIS切込みを通過する流れが成層界面に衝突し、界面下部を剥ぎ取るため、成層界面を通る鉛直方向温度勾配が他の領域に比べ急峻になることがわかった。また、スクラム後の炉心出口流速、スクラム前後の温度差が成層界面高さや厚さ、及び上昇速度に与える影響を明らかにした。また、炉内構造物の形状をパラメータとした試験により、成層界面の温度変動を低減させる方策を検討した。
江連 俊樹; 木村 暢之; 飛田 昭; 宮越 博幸; 上出 英樹
JAEA-Research 2009-021, 44 Pages, 2009/09
JAEA-Research-2009-021.pdf:22.4MB
高速炉サイクル実用化研究開発において、炉容器をコンパクト化したナトリウム冷却高速炉の開発を行っている。コンパクト化の結果、炉容器自由液面からのカバーガスの巻込み(ガス巻込み)が発生する可能性があり、その抑制が重要課題となっている。これまでの研究では、1/1.8縮尺の部分セクターモデル試験装置(部分モデル試験装置)により、設計妥当性を確認する試験を実施し、原子炉定格運転条件ではガス巻込みが抑制される見通しが得られている。一方で、原子炉起動時及び停止操作時にはナトリウム液位が低い条件での運転が想定され、これらの条件においてもガス巻込みが抑制可能か確認する必要がある。本研究では、実機起動時及び停止時に想定される低液位の運転条件を対象としたガス巻込み評価を行った。部分モデル試験装置を用いて、実機起動時運転相当条件を含めた低液位条件下でのガス巻込み発生条件を定量化し、D/Pを2重化することにより発生を防止できることを確認した。
小野 綾子; 木村 暢之; 上出 英樹; 飛田 昭
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 14 Pages, 2009/09
次世代型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)では、建設コスト削減の観点から、1次冷却系システムの2ループ化が検討されており、ホットレグ配管内流速は9m/sを超える設計となっている。このときのレイノルズ数は4.210となる。さらに、炉容器コンパクト化のため、ホットレグ配管の一部に曲率の大きい「ショートエルボ」を採用している。ナトリウム炉では、軽水炉よりも系圧力が大幅に低いため、配管の肉厚は非常に薄い設計となっている。その結果、エルボ部を含むホットレグ配管系で流動励起振動が発生し、配管系の健全性を保てなくなることが懸念されており、配管系の健全性を実証するために、その発生メカニズムの把握が必要とされている。そこで、本研究では、1/8スケールモデルを用いた水流動試験を行った。試験では、曲率比の異なるエルボで、エルボ内の速度変動に曲率比が与える影響について検討した。速度分布測定には粒子画像流速計測法を用いた。2種類のエルボについて、非定常的な二次流れの流況やエルボ腹側の剥離の流況を捉えることに成功し、剥離域周辺の流動構造並びに二次流れの流動構造に関する多数の知見を得ることができた。
海老沢 博幸; 花川 裕規; 浅野 典一; 楠 秀彦; 箭内 智博; 佐藤 信一; 宮内 優; 大戸 勤; 木村 正; 川俣 貴則; et al.
JAEA-Technology 2009-030, 165 Pages, 2009/07
JAEA-Technology-2009-030.pdf:69.18MB
2007年度から開始するJMTR原子炉施設の改修工事に先立ち、「継続使用する設備・機器」の健全性調査を実施した。調査範囲は、原子炉建家を筆頭に、排気筒,一次冷却系の塔槽類,カナルエキスパンドジョイント,UCL高架水槽,二次系冷却塔及び配管,非常用発電機等、多岐にわたった。その結果、一部補修を要する部分が確認され補修を行ったが、今後の長期保全計画に沿った保守管理を行うことで、十分な安全確保と長期使用に耐えうることが確認された。原子炉更新課は、以上の健全性調査の結果を踏まえて改修工事を進めている。
