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論文

Flow-induced vibration evaluation of primary hot-leg piping in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor for demonstration

山野 秀将; Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1029 - 1038, 2016/04

本研究は、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉実証施設設計において、配管の健全性を確認するため、流力振動評価を実施した。主冷却系ホットレグ配管設計及び流力振動評価設計指針について述べた後、本論文では主として流力振動評価及び健全性評価について記述する。流力振動の疲労評価では、応力集中係数等を考慮した配管の応力は代表部位において設計疲労限を下回った。したがって、本評価により、実証施設の主冷却系ホットレグ配管の健全性が確認された。

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 2; Vibration analysis in 1/3 scale hot-leg piping experiments under swirl inflow conditions

馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 相澤 康介; Xu, Y.*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10

A two-loop primary cooling system for a Japanese large-scale sodium-cooled fast reactor requires increased coolant velocity and large piping diameter, raising a flow-induced-vibration issue. This study is intended to grasp flow-induced vibration characteristics using 1/3-scale elbow test sections and verify a vibration analysis tool. The parameter range of swirl flow velocity ratio was set at 5%-15%. The random force distributions along the pipe and their correlation length were measured with pressure sensors. The influence of the pressure fluctuation due to swirl flow was found to be negligible. The power spectrum densities of pressure fluctuations and correlation lengths were classified to evaluate flow-induced random vibration response. The vibration analysis method is based on the measured power spectrum densities and correlation lengths of turbulent-flow induced forces. The analysis results showed good agreement with the flow-induced-vibration test results.

論文

Development of fast measurement system of neutron emission profile using a digital signal processing technique in JT-60U

石川 正男; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakohostin, M.*; 篠原 孝司; 馬場 護*; 西谷 健夫

AIP Conference Proceedings 988, p.295 - 298, 2008/03

ITERにおいて高精度の中性子発生量計測を実現するためには、高速計測システムの開発が不可欠である。JT60Uでは、スチルベン中性子検出器(SND)を使用して、中性子発生分布計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路を使用して弁別を行っているため、最大係数率は約10$$^{5}$$[cps]に制限されていた。このため、統計誤差が大きく、またダイナミックレンジが小さい等の欠点もあった。この問題を克服するために、Flash-ADCを用いて検出器のアノード信号を直接デジタル化して保存し、ソフトウェアによって中性子と$$gamma$$線の弁別を行うデジタル信号処理(DSP)システムの開発を行った。さらに、検出器に較正用としてLEDを内蔵させ、光電子増倍管にゲイン変動が生じた際、ソフトウェア的にゲインフィードバックを行う手法を確立した。本DSPシステムをJT-60Uでの中性子計測に適用した結果、従来のアナログ回路を有するスチルベン検出器を用いた測定では計数率が飽和してしまう領域でも、計数率が飽和することなく、より高い計数率領域($$sim$$10$$^{6}$$[cps])での計測に成功した。

論文

Confinement degradation and transport of energetic ions due to Alfv$'e$n eigenmodes in JT-60U weak shear plasmas

石川 正男; 武智 学; 篠原 孝司; Cheng, C. Z.*; 松永 剛; 草間 義紀; 福山 淳*; 西谷 健夫; 森岡 篤彦; 笹尾 真実子*; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.849 - 855, 2007/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:41.29(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uの弱磁気シアプラズマでは、負イオン源中性粒子ビーム入射中に、安全計数分布の変化とともに、周波数が大きく変化し、その後一定となる不安定性が観測された。このような振る舞いをする不安定性に対しては、前者はReversed-Shear-induced Alfv$'e$n Eigenmode(RSAE)、後者はTroidicity-induced Alfv$'e$n Eigenmode(TAE)として説明することができる。本研究では、RSAE, TAE発生中の中性子発生量を、高エネルギーイオンの軌道追跡モンテカルロコードを用いて、不安定性がないとしたときに計算される中性子発生量と比較することで、不安定性発生中の高エネルギーイオンの閉じ込め劣化を定量的に評価するとともに、RSAEからTAEの遷移中に閉じ込め劣化が最大になることを突き止めた。さらに、中性子発生分布の測定結果から、不安定生によりプラズマ中心部(r/a$$<$$0.6)の高エネルギーイオンが周辺部へ輸送されることを初めて示した。また、中性粒子計測から、輸送される高エネルギーイオンのエネルギー領域は、不安定性との共鳴相互作用条件を満たすことを初めて突き止めた。

論文

Neutron emission profile measurement and fast charge exchange neutral particle flux measurement for transport analysis of energetic ions in JT-60U

石川 正男; 西谷 健夫; 草間 義紀; 助川 篤彦; 武智 学; 篠原 孝司; Krasilnikov, V. A.*; Kaschuck, Y.*; 笹尾 真実子*; 磯部 光孝*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 2, p.019_1 - 019_11, 2007/05

燃焼プラズマでは、核融合反応により発生した高エネルギーの$$alpha$$粒子による自己加熱がプラズマの全加熱パワーの大半を担う。したがって、この高エネルギー粒子の閉じ込め特性、また不安定性の励起やそれとの相互作用を調べることは燃焼プラズマの維持において非常に重要な課題である。JT-60ではこのような高エネルギー粒子のプラズマ中での振る舞いを調べるために、中性子発生分布計測,高速中性粒子計測の開発を行ってきた。中性子発生分布計測の開発では、中性子と$$gamma$$線との弁別が可能なスチルベン中性子検出器を導入するとともに、散乱中性子の影響を中性子輸送コードであるMCNPを用いて評価することで、中性子の発生分布を計測している。また、高速中性粒子計測の開発においては、中性粒子スペクトロメータとして多くの利点を有するダイヤモンド検出器を導入し、中性子や$$gamma$$線などのノイズを低減させるための放射線シールドを設置することで、有意な中性粒子計測を行っている。これらの計測を用いて行った、負イオン源中性粒子ビーム入射を利用したアルヴェン固有モード(AE)実験では、ALEと呼ばれる大振幅のバーストモードが発生したとき、モードとの共鳴条件を満たす高エネルギーイオンの径方向輸送を初めて測定し、世界のAEによる高エネルギーイオンの輸送研究をリードしている。

論文

Advanced diagnostics for burning plasma experiments

笹尾 真実子*; 山田 弘司*; 馬場 護*; 近藤 貴; Peterson, B. J.*; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 吉川 正志*; 疇地 宏*; 東井 和夫*; et al.

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.40 - 45, 2007/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

近い将来、ITERにおいて、燃焼プラズマの未知の物理課題を解明するための実験が行われる。これらの研究を実行するためには、核融合生成物を測定するシステムや、各種プラズマパラメーターを高分解能で高い信頼性で計測する、革新的な計測システムを開発することは必要不可欠である。「プラズマ燃焼のための先進計測」は2004年に文部科学省により科学研究費補助金特定領域研究として認められ、現在20以上の研究がこの領域の下で進行中である。ITER計測に適用するために、幾つかの新概念の実現可能性が研究され、その計測システム実現のための構成要素の開発が進められている。

論文

Fast collimated neutron flux measurement using stilbene scintillator and flashy analog-to-digital converter in JT-60U

石川 正男*; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakhostin, M.*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 助川 篤彦; 馬場 護*; 西谷 健夫

Review of Scientific Instruments, 77(10), p.10E706_1 - 10E706_3, 2006/10

 被引用回数:17 パーセンタイル:33.97(Instruments & Instrumentation)

JT-60Uでは、中性子発生分布計測においてスチルベン中性子検出器を使用して中性子の計測を行ってきた。しかし、このスチルベン中性子検出器は中性子と$$gamma$$線との弁別性能に優れた特徴を有するが、アナログ回路を利用して弁別を行っているため、最大計数率は10$$^{5}$$cps程度となり、統計誤差が大きくまたダイナミックレンジが低い等の欠点もあった。この度、これを克服するためにFlash-ADCを用いて直接アノード信号の波形を取得,保存し、ソフトウェアによって波形弁別をする手法を開発した。これにより10$$^{6}$$cps以上の高計数率での測定を可能になる。本講演では、JT-60Uにおける初期の実験結果を報告する。

論文

Gamow-Teller decay of the $$T=1$$ nucleus $$^{46}$$Cr

大西 健夫*; Gelberg, A.*; 櫻井 博儀*; 米田 健一郎*; 青井 考*; 今井 伸明*; 馬場 秀忠*; Brentano, P. von*; 福田 直樹*; 市川 雄一*; et al.

Physical Review C, 72(2), p.024308_1 - 024308_7, 2005/08

 被引用回数:20 パーセンタイル:21.27(Physics, Nuclear)

$$^{46}$$Crのベータ崩壊を理化学研究所のサイクロトロン加速器を用いて初めて測定し、$$B(GT)$$値0.64$$pm$$0.20が得られた。この実験値を$$pf$$殻模型空間を仮定した殻模型計算と比較し、その相互作用依存性を調べた。KB3, FPD6, GXPF2相互作用はそれぞれ実験値を誤差棒の範囲内で説明することはできるが、これらの理論値は1.5倍ほどの開きがあり、どの相互作用が優れているかは今後の精密測定が待たれることとなった。この比較的大きなベータ崩壊確率は、準重陽子描像により定性的に議論可能であることがわかった。

口頭

デジタル信号処理を用いた高速中性子検出器のJT-60Uの設置に向けた取り組みと今後の課題

石川 正男; 西谷 健夫; 馬場 護*; 糸賀 俊朗*

no journal, , 

JT-60Uでは中性子発生分布計測で、スチルベン中性子検出器を使用している。しかし、中性子と$$gamma$$線をアナログ回路で弁別しているため、最大計数率は10$$^{5}$$cps程度で、高速計測は困難であった、現在、これを克服するためにFlash-ADCを用いて直接アノード信号の波形を取得,保存し,ソフトウェアによって波形弁別をする手法を開発している。これにより10$$^{6}$$cps以上の高計数率での測定が可能になると期待されている。本発表では、本デジタル信号処理システムのJT-60Uへの設置へ向けた取組みと今後の課題について報告する。

口頭

スチルベンとFlash-ADCを用いた核融合炉用高速中性子モニタの開発

糸賀 俊朗*; Nakhostin, M.*; 大石 卓司*; 奥地 俊夫*; 馬場 護*; 石川 正男; 西谷 健夫

no journal, , 

JT-60Uでは中性子発生分布計測において、スチルベン中性子検出器を使用している。しかし、この検出器は中性子と$$gamma$$線とをアナログ回路で弁別しているため、最大計数率は10$$^{5}$$個/秒程度で、高速計測は困難であった。この問題を解決するために、Flash ADCを用いて直接、検出器のアノード信号の波形を取得,保存し、その後ソフトウェアによって波形を弁別するという手法を開発している。これにより10$$^{6}$$個/秒以上の高計数率下での測定が可能になると期待される。本発表では、東北大学で開発を進めたシステムの概要と中性子発生装置FNLで得られた測定結果について報告する。

口頭

JT-60Uにおけるデジタル信号処理を用いた高速中性子発生分布計測

石川 正男*; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakhostin, M.*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 森岡 篤彦; 馬場 護*; 西谷 健夫

no journal, , 

JT-60Uでは、中性子発生分布計測においてスチルベン中性子検出器(SND)を使用して中性子の計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路を利用して弁別を行っているため、最大計数率は10$$^{5}$$cps程度に制限され、統計誤差が大きくまたダイナミックレンジが小さい等の欠点もあった。この度、この問題を克服するためにFlash-ADCを用いて直接アノード信号の波形を取得,保存し、ソフトウェアによって波形弁別をする手法を開発を行った。これにより10$$^{6}$$cps以上の高計数率での測定が可能になると期待される。本講演では、JT-60Uにおける初期の実験結果を報告する。

口頭

Energetic ion transport due to Alfv$'e$n eigenmode in JT-60U

石川 正男; 武智 学; 篠原 孝司; 松永 剛; 草間 義紀; 西谷 健夫; 助川 篤彦; 馬場 護*; 糸賀 俊朗*; Krasilnikov, V. A.*; et al.

no journal, , 

JT-60Uにおいて、負イオン源中性粒子ビームによって駆動されるアルヴェン固有モード(AE)による高エネルギーイオンの輸送を調べるために、中性子モニタ,中性子発生分布計測及び高速中性粒子計測を用いて実験を行ってきた。弱磁気シア配位プラズマにおいて、Abrupt Large-amplitude Event(ALE)と呼ばれるバーストモードが発生したとき、モードとの共鳴相互作用条件を満たす高エネルギーイオンがプラズマ周辺へ輸送されることを突き止めた。また、安全係数分布の変化とともに大きな周波数の変化を伴うAE(RSAE)が発生したときにも、モードとの共鳴相互作用条件を満たす高エネルギーイオンが輸送されることを計測した。現在計画されているITERの中性子計測(一部は日本が調達)によりこのような現象が観測できるかが大きな議論になっており、今後、ITERへの適用を目指して、計測精度を向上させることによるより詳細な中性子計測を実現するため、デジタル信号処理を利用した中性子計測システムの開発を進める。

口頭

デジタル信号処理を利用した核融合中性子プロファイルの高速計測システムの開発

石川 正男; 糸賀 俊朗*; 奥地 俊夫*; Nakhostin, M.*; 馬場 護*; 篠原 孝司; 林 孝夫; 助川 篤彦; 西谷 健夫

no journal, , 

JT-60Uでは、スチルベン中性子検出器(SND)を使用して、中性子発生分布計測を行ってきた。しかし、SNDは中性子と$$gamma$$線との弁別機能に優れた特徴を有する反面、内蔵されたアナログ回路が律速となり、最大計数率は$$sim$$10$$^{5}$$cpsに制限されていた。このため、統計誤差が大きく、高速計測は困難であった。この問題を克服するために、Flash-ADCを利用したデジタル信号処理(DSP)システムの開発を行った。本DSPシステムでは、検出器のアノード信号を直接デジタル化して保存し、その後、ソフトウェアを用いて中性子と$$gamma$$線との弁別を行うことによって、中性子を計測する。本DSPシステムをJT-60Uでの中性子計測に適用した結果、約10$$^{6}$$cpsに至るまで計数率が飽和せずに中性子の計測を行うことに成功した。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,27; ホットレグ配管1/3縮尺試験における入口旋回流条件下での実験及び流力振動解析

馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; 山野 秀将; 相澤 康介; Xu, Y.*

no journal, , 

FBRホットレグ配管の流力振動評価手法の確立のため、ホットレグ配管の1/3縮尺試験装置を用いて、入口に旋回流が加わった場合の配管の流動励起振動特性を把握し、流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。

口頭

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の流力振動評価,3; 圧力変動PSD及び相関長に基づくランダム振動評価手法

廣田 和生*; 馬場 丈雄*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 金子 哲也; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉では、配管口径50Bの1次系ホットレグ(HL)配管に平均流速9m/sで冷却材ナトリウムが流れる設計となっている。HL配管は、熱応力緩和の観点で板厚が薄く設計されており、薄肉・大口径の配管である。HL配管はコンパクト化のためショートエルボを採用しており、エルボ部のはく離によって生じる流れの乱れはロングエルボに比べると厳しいと考えられる。そのため、流れの乱れによる流力振動(ランダム振動という)による配管の健全性を評価することが重要である。これまで、原子炉容器上部プレナムからの偏流や旋回流成分も考慮してHL配管の1/3縮尺流動試験を実施し、圧力変動PSDや相関長を取得してきた。これらの計測結果に基づき、圧力変動PSDや相関長を保守側評価となるように設定し、HL配管のランダム振動評価手法を構築した。本論文では、適用範囲,評価手法の概要,評価手法の検証結果について記載する。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,36; ホットレグ配管1/3縮尺試験における入口偏流条件下での試験結果と流力振動解析結果

馬場 丈雄*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 山野 秀将; 金子 哲也

no journal, , 

FBRホットレグ(HL)配管は50Bの薄肉,大口径管であり、配管内部を冷却材が平均流速9m/s台で流れるので配管振動に対する構造健全性を確認しておく必要がある。HL配管へ流入する流れは原子炉容器上部プレナムの流動の影響を受けて旋回流や偏流を伴う。これまでに、HL配管の入口条件を整流条件と旋回流条件での流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。今回、入口に偏流が加わった場合の配管の流動励起振動特性を把握し、流力振動解析を用いた評価手法の妥当性を検証した。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,45; 1次主冷却系ホットレグ配管のランダム振動の健全性評価

Xu, Y.*; 佐郷 ひろみ*; 廣田 和生*; 馬場 丈雄*; 山野 秀将

no journal, , 

大口径配管の流力振動に関する研究開発成果を反映した「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管流力振動評価指針(案)」を用いて管内流れの乱れに起因したランダム振動による配管の構造健全性評価を行い、高速炉実証施設の1次系ホットレグ配管の健全性の見通しを得た。

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