Nuclear design

藤本 望; 野尻 直喜; 安藤 弘栄*; 山下 清信*

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.23 - 36, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.008

HTTRの核設計では、設計要求を完全に満たすように反応度バランスが計画されている。また、反応度係数の評価から、原子炉の安全性を確認した。炉内の出力分布はウランの濃縮度を変化させることにより燃料温度を制限値である1600C以下に維持するよう最適化されている。この最適化された出力分布の燃焼による変化は、局所的な反応度変化によって低減している。この低減は可燃性毒物の緒言の最適化により行われている。設計に用いた解析モデルは初臨界試験の結果に基づいて修正が行われた。モンテカルロコードMVPもまた初臨界の予測に用いられた。過剰反応度の予測値は実験値とよい一致を見た。

Monte Carlo analysis of HTTR with the MVP statistical geometry model

森 貴正; 奥村 啓介; 長家 康展; 安藤 弘栄

Transactions of the American Nuclear Society, 83, p.283 - 284, 2000/00

燃料コンパクト中の被膜粒子燃料による非均質性がHTTRの核特性に与える影響を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPの確率論的幾何形状モデルを用いた評価した。本モデルで必要となる最近接セル分布(NND)として計算コストの高いモンテカルロ充填模擬法コードMCRDFによる高精度NNDと理論的近似式NNDの両者を用いて評価した結果、30燃料カラム全装荷のコールド炉心において、その非均質効果は約1%k/kk'であった。また、代表的なHTTR燃料ロッドセルを対象とした燃焼解析の結果、非均質性に起因する増倍係数の差異(k)は、HTTRの最大取り出し燃焼度である33GWd/tまではほぼ一定であることがわかった。

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.40.65

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAlO、カーネルにはLiAlO等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

Evaluation of the high temperature engineering test reactor's first criticality with Monte Carlo code

山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*

Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00

将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率kの変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。

Effect of neutron irradiation on deformation behavior in TiPd-Cr high temperature shape memory alloys

星屋 泰二; 後藤 一郎; 近江 正男; 安藤 弘栄; 江南 和幸*; 山内 清*

Shape Memory Materials and Hydrides (Trans. of Materials Research Soc. Jpn., Vol. 18B), 0, p.1025 - 1028, 1994/00

TiPd系形状記憶合金は、Fe,Cr,Vなど第三元素を添加することによって、変態開始温度を800Kから室温まで任意に調整できることから、高温作動型の実用形状記憶合金として期待されている。本報告では、TiPd系形状記憶合金の変形挙動に及ぼす中性子照射効果を解明することを目的とした。JMTRにおいて、TiPd系合金の中性子照射実験後、照射後高温引張試験を実施した。その結果、TiPd-3Cr,TiPd-4Cr合金では、中性子照射によるMs温度及びAs温度変化は小さいこと、さらに、照射したTiNi合金の場合と同様の照射誘起擬弾性を呈することを見出した。また、照射後のヤング率に関する温度依存性から、TiPd系合金のマルテンサイト変態に及ぼす照射の影響は小さく、同合金特有の損傷回復の大きさと関連することを明らかにした。

Experimental study on DNB heat flux correlations for JMTR safety analysis

小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 中田 宏勝; 数土 幸夫; 二村 嘉明

ANL/RERTR/TM-18, CONF-9009108, 0, p.241 - 248, 1993/00

JMTRの低濃縮化に係る安全解析を行うにあたり、使用するDNB熱流束相関式について実験を含めた検討を実施した。実験では、JMTR燃料要素の冷却水チャンネルを模擬した矩形流路のテストセクションを製作し、JMTRの圧力及び流量範囲におけるDNB熱流束データを採取した。実験データと既存の相関式を比較した結果、低流量及び中間流量域(約10m/s以下)では、Sudoの式が最も良く実験データと合うことが分かった。なお、Sudoの相関式のうちの高流量域の式については、圧力効果が含まれていないため、加圧条件下にも適用出来るようにするために一部修正した。また、この相関式を用いた場合のDNBRの許容限界値としては、1.5とすることが適当であるとの結果が得られた。

Ti-Ni系形状記憶合金の中性子照射損傷の回復

星屋 泰二; 高田 文樹; 近江 正男; 後藤 一郎; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(5), p.502 - 508, 1992/00

http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/jinstmet1952/30.502

二種類の照射温度(323及び520K)で最大速中性子フルエンス10mまで中性子照射し、さらに照射後に523K以上の温度で焼鈍したTi-Ni系形状記憶合金の変態特性及び変形挙動を電気抵抗測定及び引張試験によって調べた。323Kで照射した場合、照射の影響は大きく、Ti-Ni系合金のM温度は、10dpa以上の損傷で急激に低下した。520Kで照射した場合、M温度低下は小さく、損傷の影響は極めて小さかった。Ti-Ni系形状記憶合金の照射下状態は二つの相反過程、すなわち不規則化と規則化からなる。この合金では、520K照射によって、空孔などの欠陥移動が熱振動で助長され、規則化が不規則化よりも優勢になるため、損傷回復現象が起こる。照射下の規則-不規則化理論を用いて、この現象を温度、損傷及び損傷率の関連から説明し、損傷回復現象が起こるしきい温度が520Kであることを明らかにした。

Ti-Ni系形状記憶合金の変態特性および変形挙動に及ぼす水素の影響

星屋 泰二; 田昭 治*; 勝田 博司; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(7), p.747 - 756, 1992/00

http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/jinstmet1952/56.747

低圧水素(1.1~78.5kPa)を吸収させたTi-50.5at.%Ni合金について、電気抵抗測定、引張試験、X線回折及び組織観察を行ない、Ti-Ni系合金の変態特性及び変形挙動に及ぼす水素の影響について調べた。電気抵抗測定及び引張試験結果から、この合金のM温度は水素濃度とともに低下した。これは試料冷却過程のX線回折実験から判明した、水素による母相の安定化現象、すなわちマルテンサイト変態遅滞効果に対応する。すべり変形誘起応力は水素濃度とともに変化した。水素濃度が0.032mol%を越える場合は固溶体硬化現象(hardening)が、0.032mol%以下の場合は固溶体軟化現象(softening)が支配的であった。水素濃度が1.9mol%以上になると水素化物が形成した。これは組織観察において確認されたR相の兄弟晶の再配列や水素吸蔵後の母相格子の格子歪増加と関連する。

ウランシリサイド-アルミニウム分散型燃料の熱伝導率測定

齋藤 順市; 小森 芳廣; 桜井 文雄; 安藤 弘栄

JAERI-M 91-065, 42 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-065.pdf:1.31MB

JMTRでは、濃縮度低減化計画の一環として低濃縮燃料の安全評価に資するため、ウランシリサイド-アルミニウム(USi-Al)分散型燃料の熱伝導率を室温から400C近傍まで測定した。熱伝導率は、熱拡散率、熱容量及び密度の積として求めることができる。従って、熱伝導率はこれら3つの物性を個々に測定して決定した。試料の熱拡散率及び熱容量は、レーザーフラッシュ法により測定した。また、温度に依存する密度は、示差熱膨張計により測定した線膨張率から求めた。USi-Al分散型燃料の熱伝導率は、温度上昇とともに僅かに大きくなり、300C近傍で最大となる傾向が認められた。

Safety criterion for burnout of the plate-type fuel in pressurized conditions

小森 芳廣; 神永 雅紀; 桜井 文雄; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 斎藤 実; 二村 嘉明

Proc. of the Asian Symp. on Research Reactor, p.1 - 8, 1991/00

JMTRの低濃縮化のための準備が現在進められており、これに係る低濃縮炉心の安全評価を実施した。安全評価の中で使用するDNB熱流束相関式について見直しを行うため、JMTR燃料要素の冷却水のチャンネルを模擬した実験装置を製作し、JMTRの圧力及び流量条件下におけるDNB熱流束を測定した。実験装置の製作に際しては、冷却水チャンネルの形状及び等価直径、加熱部の長さ等、熱水力上重要なパラメータが実際の燃料要素とほぼ等しくなるようにした。測定結果と既存のDNB熱流束相関式を評価した結果、Sudoの式が最も良く合うことが分かった。同式のうちの高流量域については、圧力効果を考慮するためにサブクール度を含む因子を加えて補正した。Sudoの式による予測値と測定結果を比較した結果、DNBRの許容限界値としては1.5とすることが適当であるとの結論が得られた。