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吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 上羽 智之; 田中 正暁; 根本 俊行*
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03
上部炉心支持板のたわみによる反応度添加の可能性を調べるため、EBR-IIにおける燃料集合体と炉心支持板を含む領域の構造解析と燃料集合体の傾きによる反応度評価を実施した。その結果、低流量時の上部炉心支持板は高流量時に比べて下向きのたわみが大きくなり、燃料集合体の傾きにより正の反応度が入ることが示唆された。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 中峯 由彰*; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 飯田 将来*; 田中 正暁
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09
原子力機構では、開発コストの低減を目的とし、ナトリウム冷却高速炉の仮想プラントモデルを計算機内に構築することにより、コストのかかる実験を、さまざまなプラント状態における機器間の相互作用を考慮可能な数値計算に代替する連成解析手法の整備を進めている。本報では、米国高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験を対象とした計算結果と、炉心入口温度や原子炉出力等の実験データとの比較により、仮想プラントモデルの適用性を確認した結果を報告する。
堂田 哲広; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁
Nuclear Engineering and Design, 410, p.112377_1 - 112377_15, 2023/08
被引用回数：1 パーセンタイル：31.89(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるためには、強制循環設備への交流電源供給が喪失した場合でも、自然循環によって炉心の崩壊熱を除去する必要がある。自然循環条件下では、ナトリウムの流れが浮力によって駆動され、流速と温度分布が互いに影響を与えるため、流れと熱に影響を与える不確かさを決定論的に考慮することで炉心高温点温度を評価することは困難である。そこで、モンテカルロサンプリング法を使用した炉心高温点温度の統計的評価手法を開発し、ループ型ナトリウム冷却高速炉の代表的な3つの自然循環崩壊熱除去事象に適用して、その有効性を実証した。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われたULOHS模擬試験(BOP-301, BOP-302R試験)のベンチマーク解析を実施している。本研究では、炉心湾曲反応度モデルを新たに加えた1D-CFD連成解析を実施した。BOP-301試験では、本炉心反応度モデルの適用性が確認でき、BOP-302R試験では、炉心拘束系の考慮や炉心・制御棒相対変位反応度のモデル化の必要性が示唆された。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021601_1 - 021601_9, 2023/04
高速炉の固有安全として知られているものの1つとして、炉心が径方向に膨張することにより自動で添加されるフィードバック反応度がある。プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれた炉心支持板反応度評価手法の妥当性確認のため、高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R及びBOP-301試験)のベンチマーク解析を実施し、実測データとの比較から、フィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁; 山野 秀将
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 10 Pages, 2022/08
反応度モデルの適用性確認のため、タンク型高速実験炉EBR-IIのULOHS模擬試験のベンチマーク解析に参加している。コールドプールを完全混合モデルで模擬したプラント動特性解析(1D)コードを使用したブラインドフェーズにおける解析では、コールドプールで発生している温度成層化現象を無視したことにより、炉心入口温度の上昇が緩慢であり、フィードバック反応度が過小評価されていることがわかった。そこで、本報では、コールドプールを数値流体力学(CFD)解析コードで詳細に模擬し、1D-CFD連成解析手法を適用することで、コールドプールにおける温度成層化現象と炉心入口温度上昇を再現できることを確認した。
堂田 哲広; 中峯 由彰*; 井川 健一*; 岩崎 隆*; 村上 諭*; 田中 正暁
計算工学講演会論文集(CD-ROM), 27, 6 Pages, 2022/06
高速炉を含む革新炉のライフサイクルを自動的に最適化する「AI支援型革新炉ライフサイクル最適化手法(ARKADIA)」の開発の一環として、高速炉の概念設計段階の最適化をサポートするARKADIA-Designを開発している。ARKADIA-Designは、3つのシステム(仮想プラントライフシステム(VLS),評価支援・応用システム(EAS),知識管理システム(KMS))で構成され、設計最適化フレームワークが各システムのインターフェースを通じて3つのシステム間の連携を制御する。本稿では、VLSの解析コードを連成する制御機能を備える「VLSインターフェース」の開発状況について報告する。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 田中 正暁; 山野 秀将; 井川 健一*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 8 Pages, 2021/08
プラント動特性解析コードSuper-COPDに組み込まれたフィードバック反応度評価手法の妥当性確認のため、米国高速実験炉EBR-IIで行われた、炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験(BOP-302R, BOP-301試験)のベンチマーク解析を実施した。炉心入口温度及び原子炉出力の実測データと解析結果の比較から、Super-COPDのフィードバック反応度評価手法のULOHS事象への適用性を確認した。
C菊地 賢司; 鎌田 勤也*; 小野 幹訓*; 北野 照明*; 林 健一*; 大井川 宏之
Journal of Nuclear Materials, 377(1), p.232 - 242, 2008/06
被引用回数：19 パーセンタイル：74.95(Materials Science, Multidisciplinary)F82HとJPCAの腐食特性を流動鉛ビスマスループ中で調べた。材料は日本のADSビーム窓候補材であり、電子溶接部も含む。高温部の試験温度は最高450と500度で低温部との温度差は100度である。主流の流速は毎秒0.4から0.6mであり、酸素濃度は2から4
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mass%に制御した。試験片は丸棒型である。試験後、光学,SEM,X線解析,X線回折により腐食被膜の特性を調べた。その結果、ADSのビーム窓を設計する場合の腐食速度は時間に対して線形則が推奨されるという結論を得た。
林 健一*; 小野 幹訓*; 菊地 賢司; 徳永 典也*; 北野 照明*; 大井川 宏之
日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.44 - 57, 2008/03
加速器駆動核変換システムは、マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物を安定核又は短寿命核に変換することを狙っている。このシステムにおけるビーム窓は、加速器と原子炉との境界要素であり、鉛ビスマス流動条件下での熱伝達特性の評価が重要である。そこで、ビーム窓周りの熱流動実験を行った。一つは水を使った流動実験で、粒子法による速度場測定を行った。もう一つは鉛ビスマスを使った熱流動実験である。得られた結果より、ビーム窓周りの熱伝達特性を表す実験式を導出した。数値計算によるシミュレーションを行い、モデリングにより平均熱伝達特性を表すことが可能となった。しかし、局所熱伝達特性は、空間的時間的に不安定で、特に流れの停滞域では変動が見られ、数値計算による再現は今後の課題である。
田口 富嗣; 井川 直樹; 實川 資朗; 志村 憲一郎
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 242(1-2), p.469 - 472, 2006/01
被引用回数：3 パーセンタイル：27.81(Instruments & Instrumentation)SiC繊維強化SiCマトリクス(SiC/SiC)複合材料は、優れた高温強度特性を有し、中性子照射後の誘導放射能も低いことから、核融合炉の構造材料の候補材料として期待されている。核融合炉構造材料として、熱交換の効率化及び熱応力の低減化の観点から、候補材料には高熱伝導率を有することが要求されている。核融合炉環境下において、14MeVの中性子照射により、材料中に核変換生成物としてHe及びHが生成する。そこで、本研究では、SiC及びSiC/SiC複合材料の熱拡散率に及ぼすHe原子の影響をHe注入法により検討した。その結果、He注入によりSiC及びSiC/SiC複合材料の熱拡散率は減少するが、核融合炉運転温度である800
1000Cの範囲では、熱拡散率の減少はとても小さいことを見いだした。また、アニール効果により、熱拡散率の回復がみられた。He注入により試料内に導入された照射欠陥濃度を、推定した。それによれば、He注入濃度が増加するとともに、照射欠陥濃度も増加する。また、照射欠陥濃度は、500C付近で急激に減少する。これは、SiCからHeが拡散し始める温度と一致している。
早船 浩樹; 江沼 康弘; 惣万 芳人; 此村 守; 水野 朋保; 井川 健一*
JNC TN9400 2004-054, 339 Pages, 2004/08
JNC-TN9400-2004-054.pdf:24.71MB
本研究は強制循環方式中型タンク式鉛-ビスマス冷却炉に関して、保守補修性及び耐震性を考慮した原子炉構造概念、蒸気発生器及び主循環ポンプ構造概念の検討を行うとともに、耐震健全性並びに安全性評価などの概念成立性を左右する課題の見通しを確認するための検討を行った。主な検討結果は、以下のとおりである。 (1) 保守補修性を考慮した概念見直し 保守補修性向上の観点から、冷却系機器であるSGは複数基分割型を採用することにより炉容器デッキ上に単独引抜き可能とし、炉容器内機器においてはUIS及び炉心支持構造物も同じく上部に引き抜き可能とした。また、この際に必要となる冷却材ドレン関連の設備の検討を行った。上記で検討した概念について耐震設計成立性の検討を行い、成立性の見通しを得た。 (2) 蒸気発生器構造概念の検討 蒸気発生器(SG)型式は一体貫流方式ヘリカルコイル管型とし、6基に分割してループデッキ上に分散して設置した。SG伝熱管の保守・補修性について、定期検査時のISI実施要領を明確化した。 (3) 耐震性見通しの検討 原子炉容器、炉心支持構造物及び炉内の長尺機器であるUIS、燃料交換機、SG及び主循環ポンプを対象として、耐震性検討を行った。その結果、燃料交換機は、レファレンスS1地震条件下で、その他の機器は強地震条件下で、耐震健全性の見通しが得られた。 (4) 安全評価 炉心流量減少型の全電源喪失事象及び通常の典型的な手動による原子炉トリップ事象に関してプラント過渡特性解析を実施し、炉心を含むプラントの安全性評価のため、炉心流量及び温度過渡変化の把握を行った。この結果、全電源喪失事象において原子炉スクラム以後、炉心は炉心流量コーストダウン特性と崩壊熱除去系起動による自然循環力の立上がり特性から、炉停止直後の短期間において炉心部に逆流現象が発生する事が分かった。本現象は炉心部2次元解析結果により予測された現象であり、今後、本逆流現象の更なる解明とともに、これを回避する手段を構築する必要がある。 (5) 運転温度低下の影響把握 鉛・ビスマス冷却材が燃料被覆管材料に及ぼす腐食現象を回避する手段として、燃料被覆管の最高使用温度を570
と設定した場合のプラントヒートバランスの検討を行い、原子炉出口温度が445である低温サイクルプラント条件を選定した。この場合、原子炉容器径及びSG胴径など
芋生 和道; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 森下 正樹; 井川 健一*; 西林 洋平; 池田 真輝典
JNC TN2400 2003-004, 78 Pages, 2004/03
JNC-TN2400-2003-004.pdf:4.74MB
もんじゅの2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対する床ライナの機械的健全性を、大変形弾塑性クリープ解析及び部分構造模擬試験により評価した。 大変形弾塑性クリープ解析では、床ライナに発生する熱ひずみは床ライナに貫通性の損傷を発生させないためのひずみの目安値を下回ることを確認した。なお、温度上昇率、ライナ板板厚及び腐食減肉の有無による影響評価を行ったが、いずれのパラメータも最大ひずみに与える影響は小さかった。 部分構造模擬試験では、ひずみの目安値よりも過大なひずみを与えた場合でもライナ板に貫通性の損傷は発生しないことを実験的にも確認した。 なお、本報告書は、従来の研究報告書[1]の成果を踏まえて、評価条件を適切に見直す等して、詳細設計評価用にまとめ直したものである。
木曽原 直之; 井川 健一*
JNC TN9400 2002-019, 81 Pages, 2002/05
JNC-TN9400-2002-019.pdf:2.21MB
実用化戦略調査研究Na冷却FBR(アドバンスト・ループ型炉)において冷却系をコンパクト化するために、中間熱交換器(IHX)と1次系機械式Naポンプを合体し、一つの機器とする方策を採用している、このIHX/ポンプ合体機器は中心軸にポンプ、その周囲にIHX伝熱管が配置された構造となっており、1次NaはIHX伝熱管内を下降し、2次Naは管外をジグザグ流で上昇する。 このため、伝熱管はポンプの回転振動や流力振動によって常時振動することになるが、合体機器の成立性を評価する上で最も重要とされるのは、バッフル板との接触摩耗(フレッティング摩耗)によって生じる伝熱管の減肉量を把握し、プラント寿命中の健全性を確保しておくことである。特にポンプ回転振動が伝熱管摩耗に及ぼす影響については、これまで機器合体の前例があまりなかったこともあり、JNC内で十分な検討が実施されていなかった。このため、ポンプ回転を励振源とした場合の伝熱管のフレッティング摩耗量を評価する解析モデルをFINASを用いて作成し、評価を行った。 解析では、まず合体機器のポンプ軸、隔壁、シュラウド、伝熱管、管板などの振動伝達モデルにより各部の振動振幅や周波数を把握した。次に、これに基いて伝熱管とバッフル板の接触モデルにより各部の振動振幅や周波数を把握した。次に、これに基いて伝熱管とバッフル板の接触モデルにより摺動距離及び接触荷重(ワークレート)を算出し、これと伝熱管材料の摩耗定数から伝熱管摩耗量を求めた。この結果、ポンプ振動が励振源の場合、伝熱管摩耗量は許容値よりも十分に小さい値となっていることがわかった。ただし、振動試験による振動伝達メカニズムの解明や、保守的な条件で解析するための十分なパラメータサーベイなど、今後さらに解析モデルの精度向上や詳細な評価を行う必要がある。
島田 裕一*; 鈴木 惣十; 舟田 敏雄; 金城 勝哉; 深見 明弘*; 大山 幸男*; 井川 健一*
PNC TN9410 91-175, 52 Pages, 1991/05
原子炉の炉内異常診断のため早期に炉心の異常を検知する手法の一つとして,音響法がある。本研究では,音響法のNa冷却型高速炉の炉内異常診断技術への適用性に関する基礎データを得るため,高速実験炉「常陽」を用いて炉内音響レベルの測定等の音響検出予備試験を実施した。本報告に係る一連の試験は,第8回定期検査期間中の平成2年6月13日,14日に実施され,下記の結果が得られた。(1) 電気ヒータ表面に取り付けた熱電対信号のゆらぎにより,ヒータ加熱によるNaボイドの発生が確認できた。(2) 電気ヒータ加熱による炉内のボイドの発生・消滅は,格納容器内の電源,炉内Na流動,1次冷却材ポンプ等に起因するバックグランドノイズが予想以上に高く,本研究で開発した音響検出システムでは,確認できなかった。(3) 音響信号及びNaボイド発生時の表面温度ゆらぎに,1次主循環流量への明らかな依存性は見られなかった。本研究の結果,音響法を用いたNaボイド検出による炉内異常検知の成否は,炉内の音響ノイズのレベルによって決まり,この低減が今後の重要課題であることが明らかとなった。
島田 裕一*; 杉江 嘉彦*; 深見 明弘*; 大山 幸男*; 井川 健一*
PNC TN9440 89-006, 49 Pages, 1989/09
高速実験炉「常陽」では,「常陽」及び今後の高速炉の稼働率及び信頼性向上を目的に,計算機による運転支援の高度化として「運転支援システムの開発」を進めている。プラント状態予測はその中の機能の一つであり,安全確保上重要なパラメータを動特性モデルを用いて予測し,運転員に有用なデータとしてCRTに表示するものである。今回「常陽」データ処理装置(JOYDAS)の機能拡張として組み込むまでの検討が終了したため,ここに報告するものである。主要な結果は以下の通りである。1)異常時運転マニュアル等から対象となる事象及び信号を選定した。2)その中から,炉容器Naレベルと崩壊熱を選び,予測モデルを作成した。3)炉容器Naレベルについては,一次主ポンプトリップ時のデータと比校をし妥当性の確認を行った。
西原 健司; 大井川 宏之; 中山 真一; 藤原 武; 小林 秀和; 狩野 茂; 捧 賢一; 山下 照雄; 小野 清; 塩谷 洋樹
no journal, ,
先進FBR燃料サイクルにおいて、Sr-Csの分離とMA核変換をそれぞれ導入する/しない場合のHLWの貯蔵施設と処分場の縮小効果をコストとともに評価した。その結果、処分場を小さくするためには、
Am発熱のため、MA核変換が不可欠であることが示された。また、分離と核変換の導入によって、TRU処分場相当の非常に小さな処分場が実現することがわかった。その場合のコストは他の場合よりも小さく、分離工程や核変換のためのコスト増を緩和する。なお、本研究は、資源エネルギー庁の公募事業「先進的地層処分概念・性能評価技術高度化開発」において実施したものである。
谷川 尚; 上野 健一; 井上 隆一; 武田 信和; 角舘 聡
no journal, ,
ITERに設置される遮蔽ブランケットは強制冷却用の流路を内蔵し、冷却水マニフォールドと接続される構造を有している。ブランケットの保守や交換時には、この冷却配管を遠隔操作によって溶接することが求められる。ブランケットはプラズマに面して設置され、厳しい熱および中性子負荷を受けるために、溶接部への経路はプラズマ対向面に開けられた小径の穴に限定される。このために、冷却配管の接続には内面からの溶接が必要である。これらの条件を満たす溶接ツールを開発するため、レーザおよびTIG溶接法を採用し、ツールヘッドを製作し、溶接試験を実施した。試験では、水平に配置した配管に対する全姿勢溶接を通して、溶接条件を調整した。さらに、切断後の配管と新しい配管との再溶接試験も行った。試験結果に基づき、開発したレーザおよびTIG溶接ツールヘッドについて、配管の内面溶接への適用性を遠隔技術の観点から比較検討した。
吉村 一夫; 堂田 哲広; 藤崎 竜也*; 井川 健一*; 田中 正暁
no journal, ,
米国高速実験炉EBR-IIの炉停止失敗と2次主循環ポンプ停止を重畳させたULOHS模擬試験では、中間熱交換器(IHX)から1次主循環ポンプまでのコールドプール内で発生する温度成層化がプラント挙動に影響することが分かっている。コールドプールの1次元モデルを構築するため、まずは温度成層化現象の把握を目的として、コールドプール内の多次元熱流動解析を実施し、測定結果との比較を行った。温度成層化の再現には、IHX出口からの流出挙動、各機器からコールドプールへの漏れ流量、コールドプールから体系外への放熱を考慮する必要があることを確認した。
堂田 哲広; 井川 健一*; 南 正樹*; 岩崎 隆*; 大平 博昭
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉では、冷却材の沸点と伝熱性能が高いことから原子炉出入口温度差を大きく取れる特徴を活かし、崩壊熱の最終ヒートシンクを空気とした自然循環による崩壊熱除去系の採用が指向されている。本研究では、自然循環時の炉心最高温度評価に必要な評価手法の妥当性確認の一環として、米国EBR-II炉の自然循環試験の解析を行い、実験データとの比較を行い、自然循環崩壊熱除熱時のプラント全体挙動及び燃料集合体内冷却材最高温度を十分な精度で予測できることを確認した。
