1次元熱計算コードGENGTCの計算手法の改良

冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 飛田 正浩*; 竹本 紀之

JAEA-Testing 2024-008, 38 Pages, 2025/03

JAEA-Testing-2024-008.pdf:2.37MB

材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では燃料試料及び材料試料を照射するため、キャプセルに試料を装荷して照射試験を行ってきた。照射試験では、多種多様な照射試料を目標とする温度で照射するため、キャプセルの熱計算が重要である。令和3年3月にJMTRは廃止措置計画が認可され、環境技術開発部では現在、JMTRの代替としての海外の試験研究炉を用いた照射試験を実施している。海外の試験研究炉を用いた照射試験に向けてキャプセルの設計・検討に必要な熱計算を行う際、米国のオークリッジ国立研究所で開発された1次元熱計算コードGENGTCを用いている。GENGTCはこれまでパソコン性能の向上に伴って改良・拡張が繰り返されてきたが、従来のGENGTCを用いたプログラムには機能の一部に不良事象箇所が確認されていた。そこで、その原因を究明してプログラムを修正するとともに、FORTRAN77言語のプログラムからExcelのマクロ計算機能を使用したVisual Basic言語のプログラムに変更した。また、当該コードをさらに利用しやすくするためのプログラムの整備を行った。本稿はそれらの改良箇所について報告を行うものである。

Characterization of mineral insulated cables at the WWR-K reactor; First results

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, Sh.*; Sairanbayev, D.*; Bugybay, Zh.*; Silnyagin, P.*; Akhanov, A.*; 冬島 拓実; 広田 憲亮; 土谷 邦彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 548, p.165235_1 - 165235_6, 2024/03

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2024.165235

原子炉のケーブルの絶縁材は、他の種類の設備における条件と比較して、混合条件(高温、放射線、圧力、湿度、過酷な環境)にさらされ、同時に長期間(約40-50年)の性能特性を維持する必要がある。このような条件下での照射の結果、ケーブル絶縁体の電気的特性は劣化し、電流損失が増大する。これは、放射線によって絶縁体に電荷が誘導されるためである。WWR-K原子炉では、2種類の無機絶縁材(MgOとAlO)を使用した信号ケーブルの耐放射線性に関する研究が開始された。これらの研究の一環として、2種類の無機絶縁材を使用した信号ケーブルの混合運転条件(放射線場と高温)における挙動について、新たな実験データを取得する。ケーブルに10cmまでの高速中性子を照射する予定である。照射温度は(50050)Cである。信号ケーブルの絶縁体の電気特性の劣化の研究は、リアルタイムで実施される。このために、実験装置の特別な設計と電気特性の炉内測定技術が開発された。本論文では、キャプセル設計の概略、キャプセル設計開発のための複雑な計算結果、予想される中性子フルエンス、鋼材中のdpa、炉内電気特性測定技術、今後の作業計画を示す。目標中性子フルエンスに到達するまでのケーブル照射時間は、約100日となる。本研究は、国際科学技術センターの助成を受けて実施されている。

海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温300Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,4; 垂直照射キャプセルの設計・製作

冬島 拓実; 牛島 寛章; 光井 研人; 遠藤 泰一; 松井 義典; 岡田 祐次; 河 侑成; 端 邦樹; 石島 暖大; 仁尾 大資; et al.

no journal, , 

原子炉構造材料の照射脆化評価の高度化に資する基礎データの取得のため、JRR-3で照射試験を行うための垂直照射キャプセルの設計・製作を行った。照射試験においては、試料の軸方向全長にわたり高精度かつ平坦な照射温度の制御が求められたことから、キャプセルの型式として真空・ヒーター温度制御併用型を選定し、JRR-3のガンマ発熱率分布データに基づく熱解析を行い、キャプセル構成材の寸法を決定した。照射試験の結果、2C以内の高精度な照射温度制御を達成し、試料全体でも目標照射温度範囲(29010C)を満足することができた。本発表では、当該キャプセルの設計(照射温度解析を含む)、製作及び検査について報告する。

JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,3; JRR-3垂直照射設備の温度制御技術

牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 岡田 祐次; 遠藤 泰一; 松井 義典; 河 侑成; 端 邦樹; 中村 剛実

no journal, , 

原子炉構造材料の照射試験では、照射温度が材料の照射損傷に影響を与える要因の一つとなるため、できる限り恒温での照射が望まれる。しかしながら、試料温度に大きな影響を与えるガンマ発熱分布は制御棒位置の影響を受けるため、制御棒を大きく動かす原子炉出力上昇時や臨界後の数日間は恒温状態を維持することが難しい。本照射試験では、原子炉出力上昇時の低温照射を避けるため原子炉起動前からキャプセルの温度を照射目標温度の290C前後に昇温し、断熱層の真空度及びヒータ出力の自動制御により、原子炉起動時に試料が照射目標温度で維持されることを確認した。また、本制御プログラムに組み込まれている真空度とヒータ出力をバランスする機能により、臨界後の出力変動でヒータ出力が制御可能範囲を逸脱することを防ぎ、JRR-3の運転1サイクルを通して安定した温度制御を実現することに成功した。

JRR-3及びWASTEFを活用した原子炉構造材料の照射試験,5; 中性子照射した原子炉圧力容器鋼の照射後試験

河 侑成; 端 邦樹; 岡田 祐次; 牛島 寛章; 光井 研人; 冬島 拓実; 石島 暖大; 仁尾 大資; 渡邊 勝哉; 田上 進; et al.

no journal, , 

発電用軽水炉の原子炉圧力容器(RPV)においては、中性子照射脆化を考慮した構造健全性評価が実施されている。軽水炉の60年超運転での安全確保のためには、高照射量領域まで中性子照射したRPV鋼の照射脆化データを拡充し、RPVの健全性評価の精度向上を図る必要がある。本研究では、RPV鋼の溶接熱影響部の照射脆化感受性の確認等を目的としてJRR-3を用いて中性子照射試験を行い、廃棄物安全試験施設(WASTEF)にて照射後試験を実施することとした。国内PWR比較標準材や、銅含有量が高く照射脆化が大きいと考えられるRPV鋼を対象として、PWRの60年運転に相当する照射量約710n/cmまで、照射温度29010Cを目標に照射した。その後、WASTEFまで照射キャプセルを輸送し、キャプセルの解体作業やフルエンスモニタを用いた照射量評価を行った。発表では引張試験等の照射後試験結果を報告する。